简介:核电厂一回路压力边界存在的死管段现象易导致设备缺陷,对主冷却剂泄漏率控制具有重大影响,此类缺陷处理的技术难度和标准很高。本文对某核电厂实施的国内首次死管段止回阀及缺陷管道更换项目进行了分析,结果证明,通过技术方案保守分析和选择、采用故障树分析法确定项目风险点并进行分类、采用鱼骨图分析法确定风险管控措施并分阶段进行过程控制等,可提高项目管理的可靠性。
简介:蒸汽发生器传热管是反应堆冷却剂压力边界的主要组成部分,这就意味着必须保持传热管的完整性。然而,运行经验表明,蒸汽发生器传热管会出现各种降质。这些降质可能会导致管子的泄漏或破裂,使反应堆冷却剂丧失,并提供了直接通向二回路和释放到环境中去的途径。本文将介绍几种已知的传热管降质,传热管完整性性能准则.并对蒸汽发生器传热管完整性进行评估。
简介:阐述了安全文化评估的基本方法,结合大亚湾核电站的安全文化量化评估实践,探讨安全文化量化评估的方法。
简介:
简介:本文对国内2005年放射源辐射事故进行了概括与分析,事故发生频度与往年相比有所下降,表明国家放射性同位素与射线装置实行统一监管初见成效.本文也对事故的应对措施进行了归纳总结,分析了监管中存在的问题,提出了工作建议.
简介:国际原子能机构(IAEA)依托已有的核安全标准,开展的设计安全评估服务(DSARS)得到了业内广泛的认可,通用反应堆设计评估(GRSR)即是其中一种:文章首先对IAEA核安全标准的三个层次及其主要内容进行简单梳理,然后结合已经开展了的GRSR评估活动,对评估的流程、内容、结论等方面进行介绍,同时还对评估过程中专家重点关注的内容进行了简单归纳,最后给出了开展GRSR评估的指导性意见。
简介:针对国内核电设备产业链质量管理现状,需要不断改进质量管理评估手段,通过国外同行管理实践,研究建立适合国内设备产业链特点的质量管理评估标准。该评估标准的评价内容基本可涵盖管理体系中影响质量的要素,可对产业链管理体系进行全面和量化评估。评估结果可给出被评估对象的质量管理综合评级水平,以及各要素的单项评价结果,便于评估方和被评估方掌握并提升管理体系中薄弱环节,同时,评估标准中给出了最佳实践参考,便于被评估方开展达标建设,持续提升质量管理水平,也可供核电行业参照实施。
简介:反应堆堆芯冷却系统是核电厂安全分析的重要内容,新设计的电厂必须通过实验验证其事故工况下保持堆芯覆盖和导出热量的可靠性。本文详细介绍了AP1000核电厂非能动堆芯冷却系统的测试实验和美国核管会(NRC)的评估结果。
简介:为了进一步总结日本新溻、四川汶川两次地震经验和教训,加强经验反馈,提高我国民用核设施的地震安全水平,国家核安全局于2008年7月29日至30日在北京组织召开了“核设施地震安全评估专题研讨会”。
简介:根据《放射性同位素与射线装置安全和防护条例》[1]的要求和核技术应用单位监管的实际情况,对核技术应用单位向监管部门提交的安全和防护状况年度评估报告的内容和格式提出了具体的要求,为核技术应用单位编写年度评估报告具有借鉴作用。
简介:准确、合理的辐射剂量评估工作是实现核电厂辐射安全目标的重要手段,本文描述了对核电厂工作人员的职业照射进行评估的基本方法,对目前剂量评估中的一些技术问题进行了探讨。
简介:放射性后果评价模式的验证和确认是目前开发评价模式中亟待解决的关键问题,本文介绍了模式验证和确认的实用方法,并针对模式验证和确认中的难点提出几点建议。
简介:在核燃料循环过程中,不仅会产生许多放射性污染物质,同时也会产生许多非放射性污染物质,比如重金属和有机物等。各种污染物的存在以及污染物之间的相互作用增加了污染场地修复的难度,混合污染场地修复是当前场地修复所遇到的一大难题。本文在总结放射性以及非放射性物质污染场地的修复经验的基础上,介绍了混合污染场地修复的一些基本的方法和措施,对混合污染场地的修复具有一定的参考价值。
简介:本文应用商用雨排水分析计算软件PCSWMM,建立双排水系统分析模型,模拟了某核设施厂址在极端降雨工况下的地下排水和地表径流过程。模拟结果显示,该核设施厂址在500年一遇降雨下的地表最大积水深度为0.13m,与推理公式法计算结果0.10m较吻合,较真实地反映出了实际防水淹能力,采用PCSWMM的双排水系统计算方法能较好地模拟最大积水深度结果。
简介:介绍了国际国内极低放射性废物的定义以及活度上限值的确定依据,并介绍了国内外的处置方法,以期对我国的放射性废物分类管理、审评和监督有所帮助。
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:通过结合实际工作和文献研究的方法,分析得出随着核电质量管理的发展,《核电厂质量保证安全规定》已经难以发挥其指导和规范作用,在实际工作中也凸现不足,因此有必要进行修订。在日本福岛核事故后加强核安全监管背景下,在有关上位法的出台和质量管理经验逐步丰富的现状下,完全能够完成《核电厂质量保证安全规定》的修订工作。
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:本文采用γ谱分析法、原子吸收法和X射线衍射法研究了独居石、磷铈镧矿、钽铌矿和锆英矿冶炼固体废物的放射性、有毒重金属及重金属的存在物相。研究结果表明四种固体废物可分别归类为极低放废物或低放废物;四种固体废物的镉、铬、砷浓度均达到了土壤环境质量(GB15618)二级标准水平,但是部分固体废物中的铅或汞浓度超标1~10倍,对人体健康风险不可忽视;X射线衍射分析结果发现废物的部分放射性核素与重金属的物相结构存在较高的毒性风险。本研究为伴生放射性矿固体废物处置方法提供了参考依据。
简介:在放射性测量中,在某个时间内对样品进行测量得到的计数值可以看成是一个随机变数。即使所有的测量条件都是稳定的,若多次记录在相同时间,内所测到的计数并不完全相同,而总是围绕着其平均值上下涨落。从理论上说,我们希望知道各个测量值所围绕着涨落的那个平均值,这个值应是无限次测量取值的平均值,即称为数学期望(真平均值)。而在实际测量中,我们只能进行有限次测量。一次测量值或有限次的平均值都不是真平均值。它们只能在某种程度上作真平均值的近似值,这样就给结果带来了误差,这是由放射性核衰变的统计性引起的,所以称为统计误差。
核电厂一回路压力边界死管段止回阀及缺陷管道更换项目可靠性管理
蒸汽发生器传热管的降质及对其完整性的评估
安全文化定性和定量评估方法探讨
可靠公正、高信誉度的兴原质量认证中心
2005年全国放射源事故评估分析
IAEA安全标准以及通用反应堆安全评估中的应用
设备产业链质量管理评估标准的研究与建立
AP1000非能动堆芯冷却系统测试实验及评估
国家核安全局召开核设施地震安全性能评估研讨会会议
辐射工作单位的安全和防护状况年度评估报告的内容和格式的要求
核电厂职业工作人员受照辐射剂量评估的基本方法和技术探讨
核事故应急放射性后果评价模式的有效性
放射性与非放射性混合污染场地的修复
基于PCSWMM双排水系统计算方法在某核设施厂址防洪能力评估分析中的应用
浅谈极低放射性废物
浅析适应性安全时代
《核电厂质量保证安全规定》修订必要性与可行性探析
IS019361:2017放射性测量-β发射体放射性测定-液体闪烁计数法
伴生放射性矿固体废物的放射性与重金属特性
放射性测量的统计误差