美国核安全文化监督管理及启示

从核安全文化监督和评估以及内部安全文化建设两个方面,分析监管部门在核安全文化领域具有的双重角色。论述了美国核管会安全文化监督管理实践,重点分析安全文化是如何在其反应堆监督框架和行动矩阵中予以考虑的,并对构建我国核安全文化监督管理运作机制提出建议。     

浅谈美国核管会反应堆监督管理体系

回顾了美国核管会反应堆监督管理体系的发展过程,简要介绍新监督管理体系的监管理念、运作流程、安全评价框架及行动矩阵,并多角度对比分析了新旧监管体系,为我国的核安全监管提供参考。     

WWER1000反应堆压力容器监督样辐射源项分析及其辐射水平

WWER1000反应堆压力容器辐照监督样采用焊接方式固定在压力容器内表面上,采用切割方法取下,为评估相关操作的辐射风险、制定恰当的辐射防护措施并确保辐射安全,需要研究相关辐射源项、辐射水平等问题;研究获得的结果有效地指导了相关实践工作,实践也证明该研究中所采用的辐射源项分析方法具有简洁、实用和偏安全的特点,可为类似工作所参考及应用。     

保卫核电站的新仪器

【西德《世界报》1980年3月21日报道】国际原子能机构和美国能源部在美国新墨西哥州阿尔伯克基举办了核设施保卫技术的讨论会。22个国家的22名反应堆安全专     

美核管会寻求提高监管效率

正【世界核新闻网站2019年7月19日报道】在完成了长达一年的公开评议之后,美国核管会(NRC) 2019年7月16日发布《加强反应堆监督过程的建议》报告,建议降低对本国90多台商业核电机组的检查频率并缩小检查范围,提高检查效率。报告在三个领域为检查过程提出建议:删除和修订评估领域的部分要求;对于许多基线检查程序,修订取样规模和资源估计值;修订应急准备区的确定过程。美国核能协会(NEI)表示,美国核工业保     

秦山核电公司辐照监督管支承、定位结构改造

对反应堆压力容器材料进行辐照监督是保障压力容器在设计寿期内安全运行的一项重要措施。辐照监督管装有压力容器筒体及焊缝材料试样,用于监测压力容器的辐照损伤程度,以指导反应堆压力容器的安全使用,是堆本体重要的核部件。由于运行中堆芯吊篮的紧固件部分脱落需要进行维修。辐照监督管支承、定位结构改造是美国西屋公司承担的秦山核电公司堆芯吊篮修复的组成部分,     

5 PWR反应堆压力容器监督数据分析及寿命初步评估

由于长期在中子辐照场、温度场以及应力场的作用下，反应堆压力容器材料性能会出现蜕化的现象，主要表现为韧脆转变温度升高，屈服强度增加，以及断裂韧性降低等。为了监测压力容器材料的辐照效应，需要在反应堆内安装一定数量的监督管，定期抽出进行辐照监督试验。通过进行反应堆压力容器的辐照监督试验可以获得压力容器材料辐照脆化及辐照环境的相关数据，利用这些数据修订反应堆冷却剂压力-温度限值曲线，以防止压力容器发生脆断，从而保证反应堆的安全运行。     

秦山核电厂反应堆压力容器第三根辐照监督管试样断裂韧性试验

核电厂反应堆压力容器是堆内个可更换的重要部件,保证其安全可靠,对于核电厂口的安全运行具有重要意义。根据《秦山核电站反应堆压力容器材料辐照监督大纲》的要求,在反应堆压力容器中设置辐照监督管,监测反应堆压力容器环带区筒体及焊缝因中子辐照和热环境引起的材质性能变化。定期抽出辐照监督管,实测辐照监督试样延性断裂韧度JIC试验数据,作为判断压力容器材料辐照脆化程度的参考数据,并用于修定反应堆冷却剂压力-温度限值曲线,以防止压力容器发生脆断,从而保证反应堆安全运行。同时为压力容器以及核电厂的寿命评估和延寿积累数     

熔盐反应堆辐射效应分析

由于熔盐反应堆燃料熔盐的流动特性,堆芯内部物理过程呈现出强烈的耦合特性。基于有限元方法和离散坐标方法的耦合模拟,对熔盐反应堆内部的反应堆物理-热工水力-辐射传热过程进行了全耦合研究,着重分析了辐射效应对反应堆内部温度及流场的影响。数值模拟结果表明,虽然堆芯内部的辐射效应对于流动过程影响不大,但对反应堆内部的整体温度有明显的影响,尤其对堆芯出口位置影响明显。因此,在熔盐反应堆的设计及安全分析中,堆芯内部的辐射效应不能忽略。     

美国核管会将组建专门的新核电机组检查机构

【英国《国际核工程》网站2006年6月6日报道】由于预计美国核工业界可能会在近期提交新建核反应堆的申请,并随后开始新建反应堆,美国核管会(NRC)将对其核反应堆监管办公室进行调整,以便在2007年1月成立一个全面负责新反应堆的审批并对建设工作进行监督的机构——新反应堆办公室。而核反应堆办公室将全面负责与现役反应堆相关的审批和监督工作。新反应堆办公室将着重于在今年较早时候宣布的建造检查计划(CIP),该计划将对美国全国境内的新核反应堆建设活动进行监督。NRC主席Niles Diaz表示,CIP将确保NRC采用统一的方法对全国各地的新建…     

核与辐射应急照射情况下公众照射的防护

2007年ICRP第103号出版物出版后,IAEA据此修订了安全丛书115号,形成了IAEA新的《辐射防护与辐射源安全:国际基本安全标准》(GSR-3,2014)。其中关于核与辐射应急照射情况下公众照射的防护,与115号报告有了较大的变动,本文对这些差异进行了分析,并对新标准在应用中应加以关注的相关问题进行了讨论。     

风险指引型在役检查优化申请的独立审核计算

本文详细介绍了环境保护部核与辐射安全中心针对风险指引型在役检查(RI-ISI)优化申请所开展的独立审核计算。在大亚湾核电厂RI-ISI优化申请的审评工作中,采用国家核安全局标准概率安全分析(PSA)监管模型,计算管段失效后果和拟实施变更后的风险增量,对申请者管段失效后果分析结果进行核算,并独立评价该申请是否满足风险可接受准则。实现了核安全监管部门对PSA应用试点项目的独立审核计算,为核安全决策提供进一步的支持,提高核安全监管的独立性、科学性和有效性。     

Safety of future reactors in France

This document describes current thinking within the Institute for Protection and Nuclear Safety (IPSN) regarding developments desirable from the viewpoint of safety in a new generation of nuclear power plants, the construction of which could begin in France at the end of the nineties. Significant improvements must be sought, particularly as regards the containment, including the core meltdown case. The operating organization, Electricité de France (EDF), is now considering establishing the basis of a project of European dimension (European Pressurized water Reactor - EPR), in connection with German utilities and the Franco-German vendor Nuclear Power International (NPI); the first options important for safety are to be presented and discussed from September-1993.     

湖南某核技术利用项目辐射防护设计与辐射环境监测验证

为了满足《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》(GB 18871—2002)的要求,对湖南某核技术利用项目进行了辐射防护屏蔽设计并在设计的基础上进行了辐射环境监测验证。监测结果表明,该项目辐射防护设计符合相关标准或规范要求。     

Radiation Instruments for RAM Transport

Abstract

‘The purpose of these regulations is to establish standards of safety which provide an acceptable level of control of the radiation hazards that are associated with the transport of radioactive material’. This quote from paragraph 101 of Safety Series No 6 highlights the need for adequate methods of measuring radiation and contamination in order to comply with the transport regulations. However Radiation Protection Instruments are unlike other measuring devices in that they are usually not very accurate and the quality of measurement is very much dependent on the skill of the operator. This paper reviews why Radiation Protection Instrumentation (RPI) is different from other measuring devices, discusses the problems that can arise in the use of RPI, and gives some guidance in the selection of suitable RPI for the measurement of radiation and contamination.     

欧洲联盟委员会关于制定保护公众和工作人员健康免受电离辐射危险的基本标准的指令

本文简要介绍了国际原子能机构等国际组织于１９９４年联合颁布的“国际电离辐射防护和辐射源安全基本安全标准”的主要方面，介绍了欧洲联盟委员会１９９６年初通过的关于制定保护公众和工作人员健康免受电离辐射照射危险的基本标准的指令的主要内容。该指令包括５７个条款，分属１０个部分和３个附件，分别涉及：ＩＣＲＰ和ＩＣＲＵ的新建议及一些辐射防护术语定义的改进；指令的适用范围；申报和审批相关实践的体系；辐射防护体系的一般原则；有效剂量的估算；工作人员的运行防护；导致过高剂量天然辐射照射的职业性活动；正常情况下公众辐射防护的实施；干预；达到该指令要求的时间期限。该指令中采用的剂量限值为ＩＣＲＰ６０号出版物中所建议的     

Managing aging in nuclear power plants

Aging degradation in nuclear power plants must be controlled to prevent safety margins from declining below limits provided in plant design bases. The NPAR Program and other aging-related programs conducted under the auspices of the NRC Office of Research are developing needed technical guidance for control of aging. Results from these programs, together with relevant information developed by industry and elsewhere, are implemented through various ongoing NRC and industry programs and initiatives as well as by means of conventional regulatory instruments. The aging control process central to these efforts consists of three key elements: (1) selection of components, systems, and structures (CSS) in which aging must be controlled, (2) understanding of the mechanisms and rates of degradation in these CSS, and (3) managing degradation through effective surveillance and maintenance. These elements are addressed in Recommended Practices Guidance that integrates information developed under NPAR and other studies of aging into a systems-oriented format that tracks directly with the Safety Analysis Reports and with the NRC Standard Review Plan (NUREG-0800).     

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

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。     

船舶核动力装置安全目标的初步研究

安全目标是核电厂进行安全评价的重要基础和判定准则,对安全评价工作具有非常重要的影响.目前,核电厂安全目标的认识和制定已经经历了较长的时间,形成了以国际原子能机构(IAEA)和美国核管会(NRC)为主的两大体系.文章概要地介绍了两个组织所确定的定性和定量安全目标,以及我国核电厂安全目标的发展和应用现状.最后,在吸收上述经...     

Annulus pressurization load evaluation after high energy line break

In Light Water Reactor design, it is required by the US Nuclear Regulatory Commission (NRC) that a conservative method must be used to estimate the loads on the Reactor Pressure Vessel (RPV) and components in the analysis of the loss of coolant accident (LOCA). As part of the safety design of the containment for light water reactors, jet forces resulting from the postulated rupture of high-pressure piping are accounted for in the design of internal structures. Traditionally, the jet force was estimated using ANS 58.2. However, it does not address the compressibility, reflection, and feedback amplification of the pressure forces as directed by NRC. In this paper, a numerical method is developed to estimate the annulus pressurization caused by the high-energy line break in the Economic Simplified Boiling Reactor (ESBWR). The pressure loading time history caused by the blast wave was predicted by the method. From the prediction, the maximum pressure loading was obtained. The method and the results have been submitted to the NRC as the supporting documents for the ESBWR certification.