简介：目前繁琐的文件化规定的弊端越来越明显，导致安全体制出现了问题。文章结合核工业系统阐述了第五代安全管理时代——适应性安全时代的特征。适应性安全时代包括适应性文化、警觉意识以及恢复性管理并且需要人们在思想观念上的转变，即从人为可变性作为一种责任和需要被控制的因素到人为可变性作为一个优势和安全的重要因素。核电运行管理中应对适应性安全时代加以重视。

简介：英国新建核电厂（NuclearNewBuild,简称NNB）拟采用的候选堆型在建造前通常要求对其从核安全和核安保两个方面进行审查,即所谓的＂通用设计审查（GenericDesignAssessment,简称GDA）＂。本文对英国核安全监管体系下新建核电厂取证过程进行了分析研究,包括：英国主要核安全监管部门、监管范围和流程、通用设计审查及其在英国新建核电厂审批过程中的地位等,重点就审查依据、审查流程、送审文件准备等进行介绍和分析。文章最后还总结了执行通用设计审查将面临的主要风险和挑战,为我国核电企业开展通用设计审查给出了具体建议。

简介：本标准适用于液体闪烁体计数器，并且需要通过混合测试样品和闪烁混合物制备闪烁源。测试样品可以为液体（水性或有机体）或固体（颗粒或过滤器或圆片）。本标准规定了通过液体闪烁计数测量β发射体放射性核素活度的条件。

简介：在核电厂的日常安全管理过程中,核安全管理人员会遇到大量的安全事项,正确、快速和有效地处理这些事件和异常是保证核电厂安全运行的关键。目前核电厂和核安全监管机构都应用分级分类管理的方式来处理这些核安全相关事项,这样做可以使得安全重要度高的事项能够得到足够的关注,保证核电厂的总体安全水平。这种分级分类管理方式的重要的一环是能够正确地确定安全事项的安全重要程度。随着以概率安全分析（PSA）为代表的风险指引型安全管理方法的广泛应用,核安全管理人员可以利用风险重要程度来确定安全相关事项的重要程度。本文主要讲述了目前广泛使用的核电厂异常重要性判定方法（SDP）在开发及核安全管理中的应用,以及其对未来我国核安全管理带来的影响。

简介：安全性和可靠性对于核电厂这样的大型复杂系统非常重要。而随着新技术在系统中的应用以及分析人员对失误机制的认识加深,人对系统安全的影响得到了更多的关注。在核电领域,人员可靠性分析（HRA）是概率安全分析（PSA/PRA）模型中的重要部分,经历了从仅研究行为结果,到关注认知模型和情境影响的发展过程。本文介绍了几种典型的和新开发的人员可靠性分析方法,并总结了这些方法的特点。在此基础上探讨了核电领域中人员可靠性分析方法的应用情况,最后对人员可靠性分析方法的发展趋势进行了展望。

简介：中国散裂中子源的核心装置是质子加速器,在加速及打靶过程中,产生的中子和γ射线会在加速器大厅内形成较高的辐射剂量,假如人员误入正在产生脉冲辐射的高辐射区,将会造成严重的人身伤害事故。辐射安全联锁门禁系统的设计目的就是要避免人员误入或误留在高辐射区。本文基于PLC和高安全门禁控制器,实现了一个稳定性高、安全性好,简单可靠可扩展的联锁门禁系统,阐述了该联锁门禁系统的系统组成、工作流程和系统的建造情况。

简介：安全壳及其内部结构作为核电站专设安全设施,其安全及可靠性问题关系到复杂工况情境下核电站的安全保障。本文结合模糊FMECA方法与改进的FTA定量计算方法,探讨研究针对安全壳及内部结构安全及可靠性的分析方法。通过模糊FMECA研判系统所含高危害度的失效故障模式,进一步构造Bow-tie模型,利用模糊数学和灰色关联度理论改进的FTA定量计算方法计算得出最小割集底事件组对应故障致因触发顶事件的可能性。该分析方法解决了系统结构复杂、底事件定量信息贫乏的问题,为安全壳及内部结构的设计与建设提供理论决策支持。

简介：针对内部水淹的防护,传统的确定论安全评价是从维持安全功能的角度定性分析内部水淹对机组核安全的影响,无法给出定量的风险评价。而核电厂风险指引型管理是以确定论分析为基础,利用概率安全评价的分析结果进行风险影响评价,以此来论证决策的合理性和必要性。本文基于田湾核电厂3、4号机组内部水淹概率安全评价分析结果,针对内部水淹风险贡献最大的汽轮机厂房循环水母管破裂的水淹情景,提出了3种设计改进方案,然后通过对各种改进方案进行了对比研究和评估,给出3种改进方案的优缺点及实施后对内部水淹堆芯损坏频率的影响,并给出了推荐的设计改进建议。

简介：为了降低成本并增强竞争力，核电厂采用更加具有挑战性的运行条件、更长的核燃料循环周期以及通过调整燃料设计和制备材料而获取的更高的燃耗。质量保证和控制，以及燃料性能分析已经成为大量专业期刊的讨论主题。该出版物对燃料制备、设计和运营问相互影响的质量与可靠性问题做出了简洁但全面的概述。该出版物解释了技术、安全和组织结构方面的问题，并例举了当前发展情况以及燃料设计者、供应商和反应堆运营商间相互协调配合的良好实践。

简介：该出版物是对两项安全导则的修订与结合，即IAEA安全标准系列No．NS—G-1．1和N0．NS—G-1．3。该出版物对以上两项安全导则发布后仪表与控制系统发生的改变进行说明。主要变化与计算机应用的持续发展相关，也与仪表与控制系统的安全、稳定和实际使用上必要方法的演变有关。此外，也将人因工程学的进展和计算机安全性的需求纳入考虑范围。

简介：从挪威和俄罗斯政府开展的核行动计划合作项目,放射性同位素热电发生器的技术和安全,拆除、转送、拆卸、储存、运输和处理等退役过程,假想事故场景,辐射监测,剂量,应急措施等方面对2004-2009年俄罗斯西北部放射性同位素发电器退役活动进行了风险和环境影响评价。RTG退役的风险和环境影响评价的实践,已证明RTG具有高稳定性以及在正常情况下放射性物质向环境释放的低潜在风险,退役过程中未曾发生放射性气体释放或物质泄漏事故。