中国核能协会的同行评估与国际原子能机构的运行安全评审的比较分析

在核电厂接受的同行评估活动中,包含国际同行评估和国内同行评估两种类型。在国际上,核电厂接受国际原子能机构(IAEA)组织的运行安全评审(OSART);在国内,核电厂接受中国核能行业协会(CNEA)组织的同行评估(PR)等。CNEA PR与IAEA OSART之间究竟有何异同点,本文从两者的评估目的、评估范围、评估标准、评估组织流程及评估结果报告方式等多个方面进行比较分析,以供参加和接受这两种同行评估的人员参考,使得两种同行评估更能发挥其应有的作用。     

核电厂放射性废物管理同行评估初探

同行评估是提升核电厂运行管理水平的一种行之有效的科学手段,国内已针对概率安全分析和老化管理开展专项同行评估,但尚未就放射性废物管理开展评估。本文概述了国内外核电行业同行评估及放射性废物管理领域同行评估的方法及实践,分析了在我国开展核电厂放射性废物管理同行评估的必要性。结合国际核电厂及放射性废物管理领域的同行评估良好实践,提出我国开展核电厂放射性废物管理同行评估的建议。     

安全检查表法在预防性维修活动中的应用研究

简要介绍了安全检查表作为一种风险评价方法的特点和基本原理,结合预防性维修活动中制定检查表的问题,说明了安全检查表用于标准核查和检查项目就位等核电厂预防性维修相关活动的过程和方法。举出了检查表在RCM分析过程中和巴基斯坦恰希玛核电厂的预防性维修大纲中具体应用的例子。检查表作为一种简单适用的风险分析方法,可以通过系统化应用来支持预防性维修活动并评估核电厂风险,从而进一步完善电厂预防性维修相关内容。     

核电厂主变压器制造过程中的监管要点

核电厂主变压器是用于核电厂电能传输的重要电气设备,也为机组的稳定运行提供了可靠保证。本文介绍了将核电厂主变压器纳入核安全监管体系后,在其制造过程中监督检查的目的、流程、重点检查内容和要求、检查发现的主要问题以及制造过程中的经验反馈和良好实践。     

核电厂运行安全同行评审常见问题

核电厂的安全文化建设的第三阶段，是以建立学习型组织和持续自我改进为标志，为此世界上许多核电厂都在开展同行评审活动，以全面改进核电厂管理和业绩。本文介绍了WANO组织的核电厂同行评审方法。以及各核电厂常见的和共性的问题。对某些共性问题提出可提前采取的一些纠正办法，供其他核电厂在做同行评审和自我评审时参考。     

IAEA核能丛书No.NP-T-3.5 核电厂混凝土结构的老化管理

<正>该出版物属于评估与管理核电厂主要构件老化的系列报告之一,目前对安全余量评估和检查、监控与减缓核电厂混凝土结构与老化相关的退化的现行方法在本刊物中有记录。新堆型设计的含义和与旧版的差异在本刊中也得以讨论。这一信息的要点在于直接或间接地帮助相关方确保核电厂安全运行。同时该信息对核电厂运行商和管理者间与老化相关的许可问题的讨论提供通用的技术基础。     

核电厂后福岛时代的核安全独立监督

借鉴国际核电同行发展历史和经验教训,对比国内外核电厂独立监督实施现状,分析世界核电业主联合会在开展同行评估中发现的问题,为我国核电厂核安全监督的业绩提升作参考,在"后福岛时代"不断提升和优化核电厂的独立监督,提供独立的视角或新视野,保持对核安全的持续监测,从而保障核电厂安全运行,做好公共安全和环境的守护者。     

对设备供应商的质量保证监查关注点探讨

本文对设备供应商的质量方针和质量目标、管理部门审查、文件和记录控制、人员配备和培训、设计控制、采购控制、物项控制、工艺过程控制、检查和试验控制、不符合项控制以及内外部监查1 1个方面的工作进行了分析,阐述了质量保证监查关注点,并列举了质量保证监查中发现的实际问题.     

核电厂水工构筑物的老化评估

核电厂水工构筑物是为核安全相关的系统、设备和部件提供防水淹屏障以及冷却水的重要构筑物,在秦山核电厂运行许可证延续（OLE）期间纳入了评估审查的范围。针对核电厂水工构筑物,本次OLE项目确定了核电厂水工构筑物的管理范围、老化效应,开展了老化管理审查（AMR）和水下检查活动,掌握了水工构筑物的实际服役状态,证明了水工构筑物可继续在核电厂延续运行期间执行其预期功能。     

核电厂运行许可证延续评估中电仪设备的老化管理审查研究

通过研读《<核电厂运行许可证>有效期限延续的技术政策（试行）》,并参考国外核电厂延寿活动中的经验,结合国内核电厂的运行许可证延续（OLE）评估活动的实际情况,介绍了核电厂OLE中的电仪设备老化管理筛选、老化效应识别评估和管理活动审查的实施流程及方法;分别以实例形式给出了“物项组”、“假想故障”以及“区域空间法”等的应用策略。策略的应用优化了筛选流程,提高了老化管理审查（AMR）活动的效率,对核电厂OLE有一定借鉴意义。     

适用于核电厂数字化仪控系统的RAMS管理体系方案设计

核电厂数字化仪控系统是核电厂的神经中枢,其RAMS特性直接关系到核电厂的整体安全性。作为大型复杂工程系统,核电厂数字化仪控系统的RAMS管理工作对其RAMS特性的提升非常重要。我国核电领域对于核电厂数字化仪控系统如何开展RAMS管理工作的研究目前处于起步阶段,尚无可指导具体工作的标准或指南。基于IEC 60300-1等RAMS管理标准给出的理论,借鉴航空航天、铁路在RAMS管理方面取得的成果,并结合广利核公司在核电厂数字化仪控系统自主化过程中的RAMS实践经验,提出了一套适用于核电厂数字化仪控系统全生命周期活动的RAMS管理体系方案,包括RAMS管理机构方案、RAMS管控方案和RAMS管理运行评估方案,实践结果表明,使得RAMS活动的标准化程度显著提高,工作成果质量得到保障,最有价值的缺陷识别率大幅提升,后期返工情况减少,降低了生命周期成本,具有良好的推广价值。     

核电厂在役检查探讨

在役检查是指核电厂承压边界重要核安全相关部件的定期检查,是核电厂整个寿期内的重要活动之一。本文从核电厂营运单位的角度论述了核电厂在役检查的组织体系、文件体系、不同阶段的重点工作和在役检查人员配置等。     

核电厂周围液态有毒化学品类外部人为事件危险源评价方法研究

核电厂附近如果存在有毒化学品类潜在危险源,可能会对核电厂的安全构成严重威胁,因此在核电厂外部人为事件影响分析评价时必须评估其是否会对核电厂安全构成潜在影响。对于核电厂周围液态有毒化学品类潜在危险源,可采用筛选距离值的方法进行初步筛查。对于无法筛查掉的危险源,由于相关的核安全法规和导则中未给出针对有毒化学品类潜在危险源的具体评价方法,通过对国内外相关标准和文献的分析研究,提出了一套有毒液体危险化学品对核电厂影响的评价方法:首先采用适当的事故泄漏模型计算出泄漏量和蒸发量,再采用适当的扩散模型计算出到达核电厂处的浓度,最后通过与毒性浓度限值比较,判断是否会对核电厂安全构成潜在危险。本文提出的分析和评价方法可为核电厂周围有毒化学品类外部人为事件潜在危险源的影响评价提供参考。     

巴基斯坦恰希玛核电厂设计中的质量保证监查

1 引言 巴基斯坦恰希玛300MW核电厂是我国承担的第一个大型对外核电建设项目（以下简称PC项目）。其设计总包任务由我国大陆自行设计研制第一座核电厂——秦山300MW核电厂的总体设计院——上海核工程研究设计院承担。PC项目的设计质量保证随着设计承包合同的生效和实施而展开。根据核安全法规HAF0400（91）的规定,必须采取措施,以验证质量保证大纲的执行情况及其有效性;必须根据需要,执行有计划的,有文件规定的内部及外部监查,以验证设计活动是否满足质量保证大纲的各个方面的要求,并确定大纲的有效性。PC项目的方案设计、初步设计已经完成,施     

事故工况下核电厂安全壳内放射性气溶胶电荷分布研究

核电厂发生严重事故后,在安全壳内形成大量的放射性裂变产物气溶胶。由于核电厂气溶胶放射性这一特殊性,放射性核素的衰变过程及衰变粒子与周围介质的相互作用过程会使得气溶胶粒子带电。同种电荷及不同电荷之间的相互作用,可能会影响气溶胶粒子的输运过程。然而,目前的核电厂源项评估过程中忽略了电荷对气溶胶输运过程的影响。考虑到放射性气溶胶所带电荷量及电荷分布是后续实验研究电荷对气溶胶输运影响的基础,本文研究了放射性气溶胶的放电机理,编写电荷分布及电荷量求解程序,并对计算过程进行了实验验证,最终得到了典型核电厂严重事故工况下安全壳内气溶胶所带的电荷量及电荷分布。结果表明：在核电厂事故条件下安全壳内的气溶胶整体带负电荷;对于典型粒径的气溶胶(0.1,5)μm,对应的电荷区间为(0,-25);电荷量随粒径的增大而增加;气溶胶粒子电荷呈正态分布。     

核电厂先进测量控制系统发展：ADIOS和ASICS

文章中讨论了两个系统：自动启动智能控制系统(ASICS)，它自动地控制压水堆核电厂从冷停堆到反应堆功率的5％；警报与综合诊断操纵员支持系统(ADIOS)，它把报警过程值和诊断信息集成到一个进行警报处理的专家系统中。根据核电厂启动操作的常规规程，核电厂是手动控制从冷态到5％功率的.在核电厂和其它电厂中，检查异常主要利用的资源是警报信息。传统的硬件报警系统以单传感器单指示器为特点。这将使控制室中的操纵员在面对纷至沓来的警报的瞬间产生思维混乱、设计自动启动智能控制系统(ASICS)和警报与综合诊断操纵员支持系统(ADIOS)以减轻操纵员的负担。计算机软、硬件和信息处理技术的发展，给核电厂和有相关过程的电厂的控制系统与报警系统的改善提供了一个好的机会。对于像ASICS和ADIOS这样以计算机技术或以软件技术为基础的系统来说，测试与评价它们的功能和性能是非常必要的ASICS和ADIOS的功能和性能的评价是在实时功能测试装置上进行的。结果表明：开发的系统对于运行和操纵员的支持是有效的。     

BPVC Ⅺ-2013锅炉与压力容器规范第Ⅺ卷核电厂部件在役检查规则

正该卷在一个合订本(Volume)中包含第1册和第3册,并为轻水冷却和液态金属冷却核电厂中零部件和系统的检验、在役试验和检查,以及维修和更换提供规则。第2册《气冷核电厂部件的检查和试验规则》已在1995年版中删除。随着适用这些规则的唯一气冷堆的退役,没有必要再继续出版第2册。当建造规则的要求已得到满足时,开始应用本卷的规范。该卷中规则包含的要求适用于核电厂运行过程中的维护、使核电厂停堆后重新服役,以及维修或更换活动。该规则要求具有定期检验、试验和检查的强制性程序以证明足够的安全。该卷还包含所使用的     

技术状态管理方法在核电厂设计过程中的应用研究

本文结合核电厂设计活动的特点,依据技术状态管理体系的相关标准和规范要求,提出了技术状态管理在核电厂设计过程中的应用措施,构建了核电厂设计阶段完整的技术状态管理体系,并详细描述了核电厂设计活动中技术状态管理的策划、技术状态标识、变更控制、技术状态记实和审核等方面的具体实践。     

谈“核”容易

正感谢小伙伴们的踊跃参与、积极答题,本期小编为大家呈献《中国核电》提供的"答案点评",欢迎大家交流借鉴。问题在内陆建核电厂和沿海有什么差别?答案内陆核电厂是指建在内陆江、河、湖边的核电厂。那么在内陆建核电厂和沿海到底有什么差别?说一点差别也没有的,大概很容易被人认为是骗子。至少从外观上看起来是有差别的,内陆核电厂有类似火电厂那样的巨大的空冷塔,上面还在冒着白气,而沿海核电厂,     

美国核管会认为戴维斯—贝瑟核电厂事故本是可以预防的

【美国《核废物新闻》2002年10月10日刊报道】美国核管会(NRC)特别工作组得出结论:2002年3月,戴维斯-贝瑟核电厂反应堆压力容器封头因腐蚀而产生孔洞的事故(详见本刊2002年第3期和第7期相关文章)本来是可以预防的。目前该反应堆仍处于停堆状态,等待更换反应堆压力容器封头,并接受有关安全和实绩的综合审查。NRC在该电厂发生事故后,组建了一个特别工作组,以对NRC与戴维斯-贝瑟核电厂损坏有关的所有监管活动进行全面审查,其中包括检查和评估计划、该行业内的一般活动、研究和国际实践。该工作组由与戴维斯-贝瑟核电厂监管活动无关的NRC工…