浅谈除核电外核燃料循环中物料泄漏事故的隐患排查

本文首先归纳国内外除核电外核燃料循环中典型的物料泄漏事故,为达到“全面深入、细致彻底、不留死角、不留盲区”的物料泄漏事故隐患排查目标,采用概率安全分析中始发事件分析、失效模式和影响分析、人因分析思想对除核电外核燃料循环各个主要环节进行了事故隐患分析,得到了各环节较为全面的事故隐患清单,可供相关环节的安全检查和隐患排查工作参考,预防和减少核燃料循环中物料泄漏事故的发生。

故障树方法计算核电厂数字化保护系统可靠性

本文分析了某国内核电厂的数字化反应堆保护系统,基于其结构和功能进行故障树分析,以反应堆某个停堆功能失效为顶事件建立故障树模型,通过实际运行数据,利用RISK-SPECTRUM软件对该故障树进行定量的分析和计算,从而得出保护系统停堆功能失效(拒动)的概率,并分析故障的主要贡献,为改进核电厂仪控系统的设计和运行期间仪控系统的维护提供指导。

日本核损害赔偿中的替代性纠纷解决机制及其启示

我国核立法应当考虑构建专门的核损害赔偿纠纷解决机制。对于这方面,日本是值得考察的样本。日本通过《原子力损害赔偿法》设立原子力损害赔偿纷争审查委员会。该审查委员会是临时性非行政机构,可以调解核损害赔偿纠纷。日本将这一处理核损害赔偿纠纷的机制定位于和司法机制并行的替代性纠纷解决机制。这一机制在福岛核事故后的核损害纠纷案件处理中取得的运行成效和面临的问题对我国制度构建有很大的启示,建立专门的核损害赔偿纠纷处理机构应当从组织定位、职能配置、运行机制安排和能力条件保障等方面进行妥善设计,确保机构在保持中立性、专业性和公益性的基础上高效地处理核损害赔偿纠纷。

城镇化对我国核电厂厂址选择的影响研究

本文引入我国城镇化发展指标,并给出城镇化指标在我国核电厂厂址选择中的应用方法,提出城镇化发展指标的应用要求,特别是人口集中系数。本文推导出不同区域的人口数、不同区域划分方法条件下人口集中系数的要求,为核电厂选址过程中人口分布分析提供参考。本文还结合江苏省某地区的核电厂厂址普选工作实例,证实了城镇化指标在分析城镇化对厂址选择影响时的可行性。

2000年泰国北揽府医用^(60)Co源辐射事故介绍

从事故背景、过程、放射病理学、调查结果、结论和经验教训等方面对2000年泰国北揽府医用60Co源辐射事故进行了介绍。该辐射事故的实践表明:医疗设备供应商未获得行政许可接收闲置放射源,并擅自转运、储存于无安全保卫措施的仓库,监督检查和执法工作弱化,是事故发生的主要原因。科学、有效的辐射应急计划,训练有素、装备精良的应急响应队伍,创新的措施和方法,为在复杂地点快速回收放射源并对受照人员开展合适、充分、有保障的医疗救助提供了保障。本文可为辐射事故应急提供借鉴和参考。

核电厂火灾异常重要性判定方法简介及适用性分析

对火灾的预防是核电厂安全工作的重要一环,但近年来,国内核电厂与火灾相关的事件和异常时有发生。本文主要介绍了美国核管会(NRC)率先开发使用的核电厂火灾异常重要性判定(火灾SDP)方法,并对该方法在我国核安全监管工作中的适用性进行了分析。

严重事故下设备可用性论证要求

核动力厂应针对某些极不可能发生的严重事故进行设计已逐步成为共识,对在严重事故工况下需要保持安全功能的设备的质量要求也随之成为焦点问题,故进一步明确严重事故下设备质量要求及其验证方法和准则是落实核安全监管要求的重要组成部分。本文回顾了国内外关于核动力厂严重事故对策的发展历程,并解读了不同阶段对严重事故下所用设备的质量要求的内在含义。从我国相关核安全法规要求出发,结合我国核安全规划及远景目标,提出了严重事故下设备可用性论证的相关建议。

海阳AP1000核电工程安全壳电气贯穿件焊缝缺陷分析

海阳AP1000核电工程安全壳电气贯穿件套筒与补强板焊缝,焊接完成后经UT检验,发现存在大量危险性Ⅰ类缺陷,主要为裂纹、未融合、条渣、气孔等类型。通过统计分析,焊接缺陷主要集中在内侧焊缝套筒母材侧融合区,偏向于仰焊位置。本文主要从焊接工艺、施工作业条件等方面对缺陷产生的原因进行分析,得出通过对焊材选用、焊前预热方式、坡口设计、焊接工艺、电气贯穿件安装次序等方面的改进,可以很好的改善电气贯穿件焊接质量,这对后期核电建设具有一定的借鉴意义。

核与辐射安全监管机构的公众形象与塑造

良好的形象是信任的基础。近年来,有关政府机构的负面信息成为社会和大众关注的焦点,直接或间接影响到政府机构的公众形象,使得塑造良好的公众形象迫在眉睫。如何认真负责地履行社会责任,如何应对和妥善处理突发事件,如何建立健全公共关系团队则成为政府监管机构和工作人员的必修课。本文结合核与辐射安全监管工作,阐述了政府机构树立公众形象的必要性,以及如何塑造核与辐射安全监管机构的公众形象。

浅析美国核电厂维修监管文件体系

简要介绍了我国核电厂维修相关的执照文件体系,以及核安全监管部门对核电厂维修活动的监管现状,同时分析了美国核管会在健全核电厂维修活动监管体系的过程中发布或认可的几个重要文件,并对完善我国核电厂维修监管体系提出了一点建议。

核电厂设备鉴定的过程控制与管理

核安全级设备的设备鉴定是核电厂的一项重要安全措施,也是核安全文化的重要体现。随着我国核电厂建设的不断发展,如何通过规范的设备鉴定过程控制与管理,完成有效的设备鉴定的建立,并为后续设备鉴定的维持提供充分的技术准备,已成为核电厂工程公司和设备供应商的重要课题。总结了设备鉴定的3个过程:设计输入、设备鉴定的建立和设备鉴定的维持,然后重点针对在核电厂建设期间设备鉴定的建立与维持,提出了相应的过程控制与管理方法和要点,并介绍了贯穿于设备鉴定全过程的文件管理。

核与辐射环境中航空巡测γ谱仪系统的校准

参照国内外航空γ能谱测量校准标准和IAEA有关权威技术文献,利用国内现有的航空γ谱仪系统校准条件,对目前属国际上先进的一套航空巡测γ谱仪系统开展了系统性的校准工作。介绍了航空巡测γ谱仪系统的性能和机载安装,对基本校准内容和涉及的重要参数,如宇宙射线、系统本底、大气氡本底、天然放射性核素及人工放射性核素137Cs和60Co等,进行了科学的校准,给出了校准数据的正确使用方法和应用条件。

西藏自治区的土壤及水体放射性水平现状分析

通过对2007年至2012年西藏自治区的土壤及水体放射性水平监测数据的统计分析,并与原国家环境保护局1989年开展的西藏自治区环境天然放射性水平调查研究的数据进行比较,总结出西藏自治区土壤及水体放射性水平的现状及变化趋势,为加强西藏自治区的辐射环境保护工作提出科学建议。

核电厂管道热疲劳机理与防治

管道热疲劳是管道受交变热应力长期影响而产生管道裂纹或破裂的现象,虽然热疲劳原因引起的管道破裂事件在核电厂发生的概率很小,但管道破裂有可能引起一回路破口等事故,因此需要引起重视。本文对管道热疲劳产生的机理进行分类并进行分析,根据管道热疲劳产生机理的特征,提出核电厂设计、在役运行阶段应采取管道热疲劳预防与检测的措施。

压水堆核电厂地坑滤网下游效应问题的解决方案

地坑滤网问题是压水堆核电厂应关注的安全重要问题。介绍了压水堆核电厂地坑滤网问题的技术背景,回顾了地坑滤网下游效应问题的发展与现状,并对下游效应可能的解决方案进行了分析讨论。

燃耗信任制分析方法在乏燃料装卸与贮存系统中的应用

介绍了在乏燃料系统中应用燃耗信任制分析方法的一般过程。提出了对验证所使用计算程序的要求。阐述了燃耗信任制分析过程中的包络性原则与保守性原则。

我国三代核电AP1000堆型模块及CV制造工厂建成

据国家原子能机构网报，2008年5月30日，第三代核电AP1000堆型模块及CV（钢制安全壳）专业制造公司——山东核电设备制造有限公司在山东省海阳市举行仪式，宣告山东核电设备制造有限公司经过11个月的努力，按期实现模块制造工厂建成目标。该模块制造工厂的建成，是中国三代核电自主化依托项目建设的一个重要里程碑。工厂的按期建成，