核燃料循环设施抗震设防要求的探讨

简述了国内外核燃料循环设施抗震设防相关标准规范要求,以设施存在的潜在风险作为确定抗震设防要求的出发点,在充分考虑核燃料循环设施特点的基础上,探讨了抗震设防的主要考虑因素。结合我国核设施抗震设防实践,提出了典型核燃料循环设施的抗震设防要求建议,并与国外相应抗震设防要求进行对比,旨在形成统一的、较为明确的抗震设防尺度,供核燃料循环设施设计和审评时参考。     

综合安全评价方法在贫化UF_6转化设施环境风险评价中的应用

美国核管会(NRC)要求其核燃料循环设施在申请许可时,必须使用综合安全评价(ISA)方法对设施的潜在风险进行评价,进而提高设施的安全性。目前,我国尚未开展核燃料循环设施的风险评价,通过借鉴ISA评价方法,结合我国的相关监管要求,针对贫化六氟化铀(DUF6)转化设施开展风险评价,分析其风险可接受性,并提出相应的防范措施,为今后在我国建设DUF6转化设施提供技术支持,同时,也为我国核燃料循环设施采用ISA方法开展风险评价提供借鉴。     

核燃料循环设施运行阶段的安全要求

核燃料循环设施核安全性问题与核临界、辐射、化学毒性、火灾和爆炸相关.核燃料循环设施与核电站相比,其运行人员的操作活动更为频繁、操作内容多变,操作人员对设备、系统、设施和个人的安全性的影响比核电站大得多,因此加强核燃料循环设施中与人相关的安全管理十分重要.运行阶段的安全管理就是围绕着管理人员和操作人员进行的.     

核燃料循环设施事故分析方法探讨

为推动我国核燃料循环设施的事故分析方法不断发展完善,对国内外核燃料循环设施事故分析方法的应用现状进行了研究和比较,对不同事故分析方法进行了对比和分析,并结合我国工程实践对事故分析方法的发展提出了建议。研究表明,国外核燃料循环设施事故分析已逐渐使用概率风险评价方法,由此,我国核燃料循环设施领域逐渐引入概率风险评价方法可能成为事故分析的发展方向。ISA(综合安全分析)方法既参照确定论方法进行了单个(类)事件序列的情景假设和后果分析,又参照概率论方法进行了事件序列的概率估算,具有较好的适用性和可操作性,因此,我国核燃料循环设施领域可优先采用融合了确定论和概率论两种方法特点的ISA方法。     

核燃料循环设施安全关键岗位识别方法初探

研究建立了基于岗位的工作责任、安全风险和专业技能等特性指标的核燃料循环设施安全关键岗位识别方法,给出了核燃料循环设施安全关键岗位的定义、识别指标体系、识别原则、识别评价流程和后处理设施应用案例。     

核燃料循环设施物项安全分级方法研究

简单合理的物项安全分级,不仅可以提高设施的安全性,而且还可以减少审评双方的分歧,降低营运单位和设计单位的工作量。在分析国内外核动力装置采用核安全功能进行物项安全分级和乏燃料后处理设施采用剂量准则开展物项安全分级的基础上,研究提出了采用放射性物质包容量开展核燃料循环设施的物项安全分级的方法,并采用“未缓解释放”的事故分析方法,将放化安全一级(250 mSv)和放化安全二级(5 mSv)对应的剂量准则转化为放射性物质包容量限值。     

原研发现用重离子照射细胞质会产生增殖障碍现象

【日本《原子能视野》2002年12月刊报道】 核燃料循环开发机构(JNC)东海事业所开发出了能区别测定天然放射性物质和核燃料物质的“新一代辐射监测系统”。对核电厂、后处理厂、核燃料制造厂内的辐射进行管理及准确监测周边环境的辐射情况,对核能的开发与利用是必不可缺的。尤其当a射线活度在4 Bq以下时,如果天然放射性物质氡气和钍射气的浓度较高,就很难准确测定出是天然放射性物质还是核燃料物质。东海事业所与新潟大学合作,开发出了时间间隔解析法,可在约60分钟内得出分析结果。这就意味着一种可使地区内居民放心的监测系统诞生了。该技…     

分级方法在核燃料循环设施安全要求中的应用及相关标准浅析

核燃料循环设施类型多样,分级方法在核燃料循环设施中有较广的应用,标准在指导如何分级中发挥了重要作用。文章以IAEA安全标准第SSR-4《核燃料循环设施安全要求》的要求为参考,结合我国核燃料循环设施的安全相关标准要求,简要分析了分级方法在核燃料循环设施分类、物项安全分级、纵深防御等方面的应用,并提出了分级方法相关标准的建议。     

日本的辐射管理技术

【《日本原子能学会志》 1 999年特集号第 1 6 4～ 1 85页报道】　1 .核燃料设施目前运营的核设施有 :铀浓缩及燃料成型加工、钚燃料制造、乏燃料后处理等设施。这些核燃料设施与反应堆设施相比较 :1 )要处理的放射性物质的种类、组成、物理与化学形态多样化 ;2 )形式各异的辐射作业场所混杂着各种各样的射线 ( α射线 ,β射线 ,γ射线 ,中子射线 ) ;3)伴随着操作运行 ,放射性物质在各工序中转移 ;4 )人的作业位置与放射性物质比较接近 ;等等。在考虑辐射管理方面应注意的事项很多 ,与反应堆设施最大的不同点是以 α核素为对象的内照射管理…     

核燃料循环开发机构将开放已完成的地层处置研究设施“quality”

【日本《原子能视野》1999年10月号第61页报道】核燃料循环开发机构将开放在茨城县东海村建造近期完工的地层处置放射化学研究设施“quality”。“quality”是以取得地下深层环境下放射性物质怎样移动、怎样对环境产生影响等高放废物地层处置不可缺少的基本数据为目的,于1998年1月动工,1999年7月末完成的。该设施采用钢筋混凝土结构,地下1层,地上2层,建筑面积约1200m2,占地面积约为3600m2。总费用为67亿日元。该设施里不仅设置了能够实现假想的地下数百米以上深层中各种各样化学环境条件的空气控制手套箱及吸附了极微量放射性物质的岩石,而…     

核电厂火灾PSA中火灾场景频率分析方法

核电厂的火灾场景频率分析是火灾概率安全分析的核心内容。本文根据美国NRC和EPRI的《核动力设施火灾概率风险评价方法》,介绍了核电厂内部火灾概率安全评价中,火灾场景频率的分析方法及参数不确定性的处理方法。以福清一期核电厂某房间的电气柜火灾为例,进行了定量分析计算,计算结果表明,在计算中考虑热释放速率参数不确定性的传递可以有效降低计算结果的保守性。     

核燃料循环设施始发事件定量分析

分析了典型核燃料循环设施始发事件的特点。依据始发事件的数学模型和核燃料循环系统中硬件相关始发事件的失效机理,给出了核燃料循环设施始发事件定量分析的途径,以具有相同工艺过程特征的假想模型为例,对由多重因素导致的始发事件进行了定量分析,并给出了静电火花、管塞泄漏、腐蚀导致泄漏、溶剂探测器失效等几类始发事件频率。     

基于DOE-STD-1027的核燃料循环设施危险分类方法的改进与应用

简要介绍了DOE-STD-1027规定的非堆核设施危险分类方法,分析了其应用于核燃料循环设施时存在的问题：用于计算存量阈值的释放因子取值不具有保守性,以及剂量转换因子取自较早版本的ICRP出版物,而ICRP在后续的出版物中更新了这些因子。针对以上问题,提出了用DOE-HDBK-3010-94或NUREG/CR 6410提供的释放因子以及最新的ICRP出版物提供的剂量转换因子,修正DOE-STD-1027中危险分类放射性物质存量阈值的计算方法。采用此方法计算了采用天然铀和回收铀原料的危险2类重水堆核燃料元件制造设施与UF₆处理设施的存量阈值。     

我国核燃料循环设施应对自然灾害采用标准现状分析及建议

自然灾害威胁核设施的安全,随着我国核燃料循环工程建设的迅速发展,探讨分析我国核燃料循环设施在设计、选址方面采用标准现状及存在的问题,制定相应的标准、规范以保证这些设施能够抵御自然灾害。     

典型泵类失效数据对核燃料循环前端设施的适用性研究

为推动我国在核燃料循环前端设施领域的概率安全评价工作,有必要开展前端设施共有的通用泵类设备的失效频率研究。本文以美国核电领域、美国化工领域和我国核电领域的泵类设备失效频率为参考,通过对不同类型泵的失效模式和失效频率进行比较和分析,提出了我国核燃料循环前端设施泵类设备失效频率的取值建议。研究结果表明,从保守计算角度出发,泵类设备失效频率优先采用美国《工艺设备可靠性数据参考》相应数据;如果我国核燃料循环前端设施安全重要级别的泵类设备的设计规范、加工制造厂商及运行环境与我国核电泵类设备类似,泵类设备失效频率可考虑采用我国《中国核电厂设备可靠性数据报告(2015版)》相应数据;有必要在我国核燃料循环前端设施尽早启动泵类设备失效原始数据的采样和统计工作,以获得适合我国工程实践的泵类设备失效频率及其置信区间。     

《放射性物质安全运输规定》编制过程及其主要依据

一、引言放射性物质运输是核电生产、核燃料循环和放射性同位素生产过程中的重要环节,运输的安全性关系到整个实践能否顺利进行。《放射性物质安全运输规定》(GB11806-89,以下简称《规定》)已于1989年由国家技术监督局批准作为国家标准发布,并于1990年7月1日起实施。它是我国放射性物质运输史上第一部专门关于放射性物质运输的包括技术和管理各方面的较全面的综合性规定,其发布和实施对提高我国放射性物质运输的安全性将起到重要作用。     

核燃料后处理厂滨海与内陆厂址比较研究工作总结

核电站乏燃料后处理是实现核燃料闭式循环的一个重要环节,是解决核电可持续发展的关键问题,也是国际上大多数核电国家的选择。由于核电站乏燃料后处理厂放射性物质排放量大,环境敏感度高,因此,后处理设施的选址问题比核电厂的选址更复杂,更敏感,不仅要考虑厂址的环境特征,还要考虑乏燃料、高放废物固化体的运输条件,更要考虑社会环境特征等关键因素。     

核电厂内部火灾概率安全评价现状

核电厂运行经验表明火灾对其安全具有严重威胁,各国安全监管当局也加强了对核电厂火灾安全的监管,要求核电厂实施火灾危害性分析,并对火灾风险进行评估。详细介绍了核电厂内部火灾概率安全评价(PSA)的发展历史与开展情况,并对主要方法和标准做了简要介绍。     

快堆核燃料循环模式的经济性评价

以快堆核电厂的核燃料循环过程及核燃料循环模型为基础,利用注销法对2种核燃料循环方式进行经济性计算和分析;同时,也将快堆燃料循环经济性与压水堆(PWR)燃料"一次通过"的经济性进行对比。按目前价格水平计算,PWR"一次通过"的核燃料循环方式比快堆核燃料循环模式的经济性好,但随着天然铀价格的上涨以及燃料后处理技术水平的进步,快堆核燃料循环费用有望达到或低于PWR"一次通过"的核燃料循环费用。     

核燃料循环设施洪水设防标准现状及建议

当前我国缺乏核燃料循环设施的具体洪水设防要求,使得在防洪设计方面难以找到明确的标准依据。文章总结、分析了当前中、美、国际原子能机构在核设施防洪设计旁面的标准现状,以期为修订或完善我国核燃料循环设施洪水设防标准提供参考和依据。