简介:冲击韧性Cv值是核级设备材料的一项很重要的指标,也是核电材料与常规材料的重要差别之一。本文汇集了各安全等级的设备材料的C值要求,可供核电设备设计、评审时应用。
简介:国内某核电厂运行技术规范规定反应堆功率运行模式下“一回路系统压力维持在155±1bar.a”,但反应堆冷却剂系统正常压力调节可能导致一回路压力超出此范围。文中对一回路压力的调节原理进行了分析,列举了相关文件的技术要求,回顾了运行技术规范的发展历史,最终说明运行技术规范的内容不适当。最后,给出了运行技术规范关于一回路压力管理的建议。
简介:描述了青海放射源被盗事故中破损放射源的现场定值测量的方法,分析了测量中存在的主要不确定度的大小,为该事故处理提供了重要的技术支持,对今后放射源丢失事故的处理特别是现场定值测量提出了建议.
简介:本文从国家立法基本原则出发,结合原子能事业的特点,参照国际类似立法的经验,提出了我国原子能法编制中应当坚持的若干原则,并对原子能法的内容框架作了描述.作者认为,原子能法是我国开展核技术和平利用促进国民经济健康发展的重要法律武器,必须坚持"军"、"民"分开治理;在民用部分,应当坚持市场配置资源与政府加强监管的模式;为了有效地保护社会与环境,实现可持续发展,政府的监管应执行资质要求、许可证审批和独立监管等三大原则.原子能法既要与国际惯例及我国所作的国际承诺接轨,又要充分汲取我国已有相关法规条例的精华,与已有的成功实践相接轨.
简介:简要介绍了国际原子能机构(IAEA)近年来在研究堆开发与安全管理方面的重要举措,以及未来发展的趋势。针对国内目前研究堆的现状,建议与IAEA开展相关合作。
简介:介绍了国际原子能机构(IAEA)同行评议的方法、范围,并简要介绍中国同行评议的结果。
简介:2004年11月23日至12月3日,国际原子能机构(IAEA)同行评议团(IRRT)来华,来自英国、加拿大、瑞士、西班牙、国际原子能机构的专家以及来自日本的观察员共8人,对我国核安全监管部门进行了同行评议回访。2000年,评议团就中国的核安全监管体制、组织机构、职能、法律法规、监督和审评进行了全面的评议。此次回访持续8天,以审查和对话为主,期间还与核电营运单位进行了对话。最后,
简介:调查了世界主要有核国家的《原子能法》,分析了其立法目的和主要内容,发现这些国家该法的基本内容和立法目的有所差别。通过对比分析,认为各国《原子能法》大致可分为3类,对我国《原子能法》制定工作提出了5条建议。
简介:
简介:2004年11月5日,中国原子能科学研究院举行2004年游泳池反应堆(SPR)场区应急演习,国家环保总局核安全司及核安全中心有关专家到现场进行监督评价。此次演习自早9:30分开始至10:45分结束,历时75分钟,验证了原子能院核事故应急计划的有效性、检查应急组织的应急响应能力。
简介:(2011年8月1日)近期发生的数起安全事故,凸显出安全的重要性,尤其是核安全的极端重要性。3月11日发生的日本福岛核事故,教训非常深刻。7月23日发生的甬温铁路特别重大交通事故,尽管不是核事故,也给核行业以极大的警示和启示。在去年核工业创建55周年座谈会上,张德江副总理谈到,他主要担心两个领域出现安全问题,一个是高铁,一个是核电。言犹在耳,果然这两个领域都出了重大问题,只不过一个是在国内,另一个是在国外。两起事故都让我们立即联想到了我国的核安全,引发了广
简介:核设施乏燃料处理过程中产生的高放废液,含有超铀元素和大量的裂变产物,由于其具有放射性强、毒性大、含长半衰期放射性核素自释热以及释放可燃性气体等特点,从而成为核废物处理的重点。本文重点对高放废液在贮存过程中的辐射水平、自释热和氢气释放进行计算,计算方法和结果可以为高放废液贮存过程中的辐射防护安全分析、热积累安全分析和可燃气体安全分析提供参考。
简介:固态燃料熔盐堆是一种全新的堆型,因其堆芯设计的独特性,例如具有双重不均匀性、冷却剂的不确定性、几何结构的复杂性等问题,当前采用的堆芯核设计程序均没有经过足够的验证以确保其在固态燃料熔盐堆应用方面的有效性。本文系统研究了固态燃料钍基熔盐堆堆芯的中子学现象,并调研了当前用于固态燃料钍基熔盐堆堆芯核设计分析的程序,总结了这些程序的特点,并给出了相应的结论。
简介:核事故对人类的生产生活会造成极其严重的后果.对其进行科学分类是安全管理和核事故处理的重要基础.分析了核事故造成的死亡人数、有害照射总剂量、受照人数、经济损失等多属性特征;通过灰关联度确定了各属性指标的不同权重,定义了事故间的加权指数相似度;根据事故属性指标的相似度,利用基于更为科学的进化聚类分析对事故进行了分类;并以近来全球发生的6起重大事故为例进行了实证分析.提出的事故分类方法,综合考虑了事故造成危害的机理,理论严谨、方法实用有效,可作为有关部门进行核事故分类和核事故处理的决策依据.
简介:事故运行规程是核电厂纵深防御原则的重要内容。事故运行的确定与事故分析密切相关。本文基于事故分析的特点和事故运行的内容进行分析,探讨了事故运行与事故分析的关系,提出了基于事故分析延伸事故运行的内容的原则。本文认为事故运行规程的制定需以事故分析为基础,同时依赖于全面、详尽的基于最佳估算方法的扩展事故分析。
简介:通过对核电厂堆芯损坏频率、放射性大量释放频率、照射致死风险、致癌风险和总风险的分析,并与石油化工行业事故发生频率和致死风险的对比,说明我国在役、在建、拟建核电厂的安全水平能够满足美国NRC提出的“两个千分之一”的定量安全目标要求,且我国核电厂大规模放射性释放概率小于石油化工行业事故发生概率;核电厂照射致死风险、致癌风险和总风险均不高于石油化工行业的致死风险。
简介:本文通过全面梳理与分析事故容错燃料(AccidentTolerantFuel,简称ATT)研发相关政策,指出现有政策以“制造强国战略”和“能源技术革命”为主线,事故容错燃料研发对于落实上述政策具有重大意义。文章最后还对政策的统筹协调、当前政策重点、近期和中远期规划以及产品应用给出了一些粗浅建议。
简介:对于核动力厂,概率安全分析(PSA)是评价风险、认识风险和管理风险的有效工具。本文介绍了PSA技术在国内及国际上发展和应用情况,并结合我国实际对PSA的发展应用进行了一些展望。
简介:风险沟通是风险应对与风险管理的重要理念,在协调核能安全与社会公众的关系中尤为重要。本文针对相关核安全风险沟通案例,参考国内外学者的文献,厘清了风险沟通的理论发展脉络,梳理了近年来民用核设施风险沟通模型的研究成果:在此基础上进一步结合政府导向型风险沟通模型,在技术风险和感知风险两个领域中,研究了民用核设施的风险沟通模型:提出了包括风险信息的导向和专家与政府的信任建设等若干建议,并对风险社会背景下该领域研究方向进行了有益的探索。
简介:乏燃料贮存方式主要有湿式贮存和干式贮存两种。本文主要调研了国内外乏燃料干式贮存的概况,研究了具有贮存功能的混凝土筒仓式和具有贮存运输功能的金属容器式乏燃料干式贮存设施的技术特点,并对二者的功能、关键技术等方面进行了比较分析,指出了干式贮存技术存在的主要安全问题。最后,结合我国目前乏燃料的离堆贮存需求对我国未来乏燃料干式贮存工作提出了建议。
核电材料C_V值的要求
运行技术规范中的一回路压力定值
青海放射源被盗事故中破损放射源的现场定值测量
对我国原子能领域立法的一些思考
国际原子能机构(IAEA)研究堆安全管理现状及展望
国际原子能机构对核安全监管当局的同行评议
国际原子能机构同行评议团来华进行同行评议回访
世界主要国家《原子能法》研究及对我国立法的建议
关于国际原子能机构核电厂运行安全性能指标的探讨
中国原子能科学研究院举行游泳池反应堆场区应急演习
坚持“四又”确保安全——在中国原子能科学研究院考察座谈会上的讲话
高放废液贮存安全分析
TRISO燃料钍基熔盐堆核设计分析程序适用性分析
基于加权的核事故聚类分析
事故运行与事故分析的关系
核电厂风险对比分析
事故容错燃料研发相关政策分析
概率安全分析的发展及应用展望
民用核设施的风险沟通模型分析
乏燃料干式贮存技术比较分析