心理学常用研究方法在安全文化研究中的应用简介

１安全文化安全文化是在总结切尔诺贝利事故中人为因素的基础上提出的一种完整的、为确保核电厂安全运行的安全管理新概念。安全文化概念在国际上已经进行了广泛的讨论，并且越来越多地在与核电厂安全有关的文件中得到使用。《核电厂基本安全原则》中〔１〕，安全文化被强...     

核电厂安全运行对策研究

以核电厂事故为例叙述了核电厂安全运行对策研究的重要性 ;介绍了代表新一代先进反应堆的非能动安全系统设计原则和针对人因差错应采取的管理和培训对策。     

快堆非能动安全研究发展概况

近年来,在美国快堆研究计划中,提出了一种实现快堆安全目标的新概念,就是以“纵深防御”思想为基础的“非能动安全”(Passive Safety)概念,强调应用非能动的机理保护反应堆和公众的安全,而不是依靠增加能动的专设安全设施。本文扼要介绍有关快中子反应堆“非能动安全”研究的发展概况。     

聚变堆安全特性评价研究

确保核安全是未来聚变堆设计、建造和运行过程中必须坚持的最高原则,是聚变堆获得建造和运行许可的前提条件,也是聚变能得以吸引公众的主要理由之一。聚变堆具有高能中子、大量放射性氚、复杂结构、极端服役环境等特点,具有独特的潜在安全问题,因而必须开展针对性研究。本文将从聚变中子与放射性源项、热流体与能量传输、氚安全与环境影响、可靠性与风险管理、安全理念与公众接受度五个方面分别总结其安全特性,系统梳理其关键技术挑战,为建立聚变安全评价体系提供技术支持,进而服务于未来聚变堆的设计与建造。     

日本研究和试验堆的安全管理

介绍了日本研究和试验堆安全管理。作为一个例子，详细介绍了日本三号改建研究堆JRR-3的安全评价。     

SPDF安全参数显示系统的功能研究

本文介绍了SPDF安全参数显示系统产生的背景、功能目标、设计准则，以及一些典型的SPDF实现方法。     

核电站风险指引设备分级的试点研究

风险指引设备分级通过定量化的概率风险分析、纵深防御的确定性分析和敏感性分析3个步骤来综合评估设备的安全重要性.重点研究了风险指引设备分级中的确定性分析评估方法,研究建立了一套改进的风险指引设备分级流程,并以大亚湾核电站的辅助给水系统、安全壳喷淋系统和设备冷却水系统为对象进行试点研究,验证了改进的设备分级流程是合理、有效的.     

溶液堆内部事件概率安全分析框架研究

液体燃料反应堆（简称溶液堆）与传统固体燃料反应堆在安全设计和运行特性等方面存在重大差异,无法仅按照现有以确定论为核心的设计方法进行安全设计,必须在设计之初引入概率安全分析（PSA）技术。由于燃料形态、安全屏障及缓解系统等与固体燃料反应堆的差异,传统以堆芯损坏为核心的反应堆PSA技术无法直接适用于溶液堆。在调研国内外传统研究堆、溶液堆及乏燃料后处理厂相关要求及分析技术后,以我国正在研发的医用同位素试验堆为对象,提出了溶液堆PSA安全目标,并建立了PSA技术框架,为该类型反应堆PSA的开展和安全审查奠定基础。     

安全生产标准化推进核工业企业安全文化建设的研究

安全文化于1986年由国际原子能机构提出,于1991年引入我国。文章对安全文化和安全生产标准化的相关理论,建设意义进行介绍,阐述两者的关系,通过对目前企业安全文化建设存在的问题,对安全生产标准化建设如何推进企业安全文化建设进行研究。     

国际原子能机构（IAEA）研究堆安全管理现状及展望

简要介绍了国际原子能机构（IAEA）近年来在研究堆开发与安全管理方面的重要举措，以及未来发展的趋势。针对国内目前研究堆的现状，建议与IAEA开展相关合作。     

中国核动力研究设计院研究堆安全分析

本文就高通量工程试验堆、岷江试验堆和中国脉冲堆特点作出比较，重点分析高通量工程试验堆的安全性。经过比较，中国脉冲具有良好的安全性，安全性远比岷江试验堆和高通量工程试验堆好；高通量工程试验堆由于建造时间早，功率规模大，风险程度比岷江试验堆高。因此，必须加强高通量工程试验堆安全整治，才能确保该反应堆运行安全。     

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...     

风险研究中的若干问题

本文介绍了风险的概念，风险的评价方法和风险的可接受性，重点介绍了完整描述风险的３个基本元素，事件情景，事件概率和事件后果，风险评价的历史数据分析法，系统可靠性分析法和类比分析法，以及影响风险可接受性的若干重要因素。     

日本研究和试验堆的安全设计及安全分析

核设施的基本安全政策是保护公众和现场工作人员的健康和安全，在正常运行和异常情况下避免不适当的放射性危害．日本研究和试验堆安全管理过程的执行是基于“核源材料，核燃料材料和反应堆管理法”。该法规定了核设施建造、施工，运行和退役许可证申请的基本规程．在日本原子力研究所(JAERI）建造了10座核反应堆和6个临界装置。它们被用于不同的用途，如核物理研究，反应堆工程和核安全研发、燃料和材料辐照试验，中子束实验、放射性同位素生产等．本文详细介绍了日本3号改建研究堆JRR-3的安全评价．     

国际核安全研究

【欧洲核学会《欧洲核综览》2000年9～10月刊报道】 基于参与者的共同需要而进行的国际研究工作业已证明,通过这项工作能很快获得确保目前和未来核电站的安全处于较高水平的新知识。 在过去10年中,在东西方国家间实施的许多共同研究项目已获得了大量有价值的数据,这些数据已被合作者用于对其各自国家的安全管理工作进行规划与实施中。 由于许多国家用于安全研究的预算正在不断降低,那么成功的国际合作能对各国的国家计划进行有益的补充。 援助计划:在中、东欧发生巨大的政治变革之后,对按以前标准建造的核电站的安全进行重新评估和更新的工…     

先进压水堆关键技术研究与开发

为了满足用户对下一代轻水堆的要求，世界各国开展了大量的研究与开发活动，针对先进压水堆的关键技术，我国十多年来进行了多项专题技术攻关，本文介绍了我国在先进堆关键技术研究方面所致得的进展，并对这些关键技术的进一步研究开发做了展望。