核电厂内乏燃料干法贮存系统核安全监管要求(试行)pdf
乏燃料干式贮存法规标准
乏燃料干式贮存法规标准摘要:1.乏燃料干式贮存法规标准的背景和意义2.乏燃料干式贮存法规标准的主要内容3.乏燃料干式贮存法规标准的实施与监管4.乏燃料干式贮存法规标准的影响与展望正文:一、乏燃料干式贮存法规标准的背景和意义随着我国核能产业的快速发展,乏燃料的处理和贮存问题日益凸显。
乏燃料干式贮存作为一种先进的贮存方式,具有安全性高、环境友好等优点。
为了规范和推动乏燃料干式贮存技术的应用,我国制定了一系列乏燃料干式贮存法规标准。
这些法规标准的制定对于加强乏燃料管理,保障核能安全,促进核能可持续发展具有重要意义。
二、乏燃料干式贮存法规标准的主要内容乏燃料干式贮存法规标准主要包括以下几个方面:1.乏燃料干式贮存设施的设计和建造标准:包括贮存设施的选址、布局、结构、材料等方面,确保设施具备良好的安全性能。
2.乏燃料干式贮存设施的运行和维护标准:包括设施运行过程中的监测、维护、检查等内容,确保设施始终处于良好的运行状态。
3.乏燃料干式贮存设施的安全防护标准:包括辐射防护、事故应急等方面的要求,确保设施具备足够的安全防护能力。
4.乏燃料干式贮存设施的退役和处置标准:包括设施退役的条件、程序、退役后的处置等内容,确保设施退役后的环境安全。
三、乏燃料干式贮存法规标准的实施与监管为了确保乏燃料干式贮存法规标准的有效实施,我国建立了一套完善的监管体系,包括以下几个方面:1.政府部门监管:国家能源局、国家核安全局等相关部门负责乏燃料干式贮存法规标准的制定、修订、发布和监督实施等工作。
2.企业自主管理:乏燃料干式贮存设施的运营企业应按照法规标准要求,建立完善的内部管理制度,确保设施的安全运行。
3.第三方评估:委托具备资质的第三方机构对乏燃料干式贮存设施进行定期评估,评估结果作为监管的重要依据。
四、乏燃料干式贮存法规标准的影响与展望乏燃料干式贮存法规标准的实施,对于提高我国乏燃料管理水平,保障核能安全,推动核能产业发展具有重要作用。
核动力厂管理体系安全规定-生态环境部令第18号
核动力厂管理体系安全规定正文:----------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------生态环境部令第18号《核动力厂管理体系安全规定》已于2020年12月25日由生态环境部部务会议审议通过,现予公布,自2021年3月1日起施行。
生态环境部部长黄润秋2020年12月31日核动力厂管理体系安全规定第一章总则第一条为了推进核安全治理体系和治理能力现代化,强化核动力厂安全责任,保护公众和从业人员的安全与健康,保护生态环境,根据《中华人民共和国核安全法》,制定本规定。
第二条本规定适用于中华人民共和国领域及管辖的其他海域内的核动力厂管理体系的建立和实施,其他民用核设施可以参照本规定执行。
本规定所称核动力厂管理体系,是指为确保核动力厂安全而建立的组织机构、管理制度、资源和工作过程等。
第三条核动力厂营运单位应当按照国家有关法律法规和本规定要求,建立和有效实施核动力厂管理体系,通过对所有安全相关工作过程(以下简称工作过程)、影响核安全和生态环境保护的要素进行有效管理,实现核安全和生态环境保护等目标。
对核动力厂控股的企业集团(以下简称企业集团)应当在其职责范围内采取有效措施满足本规定的适用要求。
为核动力厂营运单位提供设备、工程和服务等的单位(以下简称相关单位)应当采取有效措施满足本规定的适用要求。
第四条国务院核安全监督管理部门应当加强对核动力厂管理体系建立和实施情况的监督检查。
第五条鼓励任何单位和个人对核动力厂的安全隐患、违规操作、弄虚作假及其他影响安全的违法行为,向国务院核安全监督管理部门举报。
国务院核安全监督管理部门应当及时处理举报并对举报人的信息予以保密。
对实名举报的,应当反馈处理结果等情况;查证属实的,可以对举报人给予奖励。
中国核安全法规、导则和标准
HAFJ0010-92
轻水堆水化学在安全中的作用---通过控制腐蚀和辐射场以改善轻水的安全运行
91
HAFJ0011-91
质保人员的培训、资格考核和发证
92
HAFJ0012-92
核电厂物项和服务相应质保大纲的选择
93
HAFJ0013-91
核电厂厂址查勘、评价和核实中的质保大纲
94
HAFJ0014-91
24
HAF0209-90
核电厂辐射防护设计
25
HAF0210-90
核电厂燃料装卸及贮存系统
26
HAF0211-89
核电厂设计总的安全原则
27
HAF0212-90
核电厂反应堆安全壳系统的设计
28
HAF0213-89
核电厂反应堆冷却系统及其有关系统
29
HAF0214-89
核电厂堆芯的安全设计
30
HAF0215(1)-96
核电厂控制室设计的人因工程原则
111
HAFJ0056-96
设置操纵员支持系统改善核电厂安全操纵员支持系统选择指南
112
HAFJ0057-96
核电厂运行质量管理手册
113
HAFJ0058-946
水堆辐照后燃料无损检验指南
6
HAF0105-89
核电厂厂址选择的外部人为事件
7
HAF0106-91
核电厂厂址选择中的放射性物资水力弥散问题
8
HAF0107-91
核电厂厂址选择与水文地质的关系
9
HAF0108-90
核电厂的地基安全问题
10
HAF0109-89
核电厂厂址查勘
11
HAD103-03核电厂堆芯和燃料管理
HAD103/03核电厂堆芯和燃料管理(1986年11月28日国家核安全局批准发布)本导则自发布之日起实施本导则由国家核安全局负责解释1引言1.1概述1.1.1《核电厂运行安全规定》(HAF103,以下简称《规定》)为实施核电厂堆芯和燃料管理确定了基本原则和目标。
本导则是对《规定》有关条款的说明和补充。
本导则是指导性文件,在实际工作中可以采用不同于本导则规定的方法和方案,但必须向国家核安全部门证明,所采用的方法和方案至少具有同等的安全水平,不会对厂区人员和公众增加风险。
1.1.2在本导则中,堆芯管理包括下列各项活动,这些活动是为保证在达到燃料的有效利用的同时满足燃料完整性的安全要求(见安全导则HAD103/01《核电厂运行限值和条件》):(1)制定和颁发燃料和堆芯部件的采购、装料、使用、卸料和试验的技术条件,需要时,还应包括堆芯部件的维修和监督要求;(2)预计和监测堆芯状态,其中包括为评价核特性和热工特性需作的各项试验;(3)审查和评价属于堆芯特性的异常事件和其他不正常的观测结果;(4)管理和被查改进燃料和堆芯部件的各项提议。
1.1.3在本导则中,燃料管理包括未辐照燃料和已辐照燃料的移动,不停堆换料电厂的燃料贮存,燃料发送准备和厂内运输。
在本导则中,堆芯部件通常是指除在核电厂运行期间要留在堆芯的燃料以外的所有物项。
本导则也包括堆芯部件的管理。
1.1.4本导则不涉及与设计方面有关的、可由核电厂营运单位负责的堆芯管理工作,例如:按既定政策来确定已辐照燃料贮存高州的总容量,确定新型燃料和新型堆芯部件的技术条件等。
这些工作在《核电厂设计安全规定》及其安全导则中有论述。
1.1.5核电厂营运单位的责任是保证对以上工作的管理作出满意的安排。
这些工作可根据核电厂营运单位的决策,以厂址为基础由几个核电厂联合安排,或者聘用顾问或制造者来安排。
由于受燃料和电厂设计限值以及运行期间堆芯动态工况的限制,无论选用哪种管理方法,设计单位和运行单位紧密联系是必要的。
核电厂设备安全分级
核电厂设备安全分级核电厂的系统、设备和构筑物对于电厂安全的作用比一般常规系统设备和构筑物更大,因而提出了设备的安全功能以及按其对安全的重要性分级的概念。
这种安全功??。
划分安全等级的目的是提供分级设计标准。
对于不同安全等级的设备规定不同的设计、制造、检验、试验的要求。
这样既提高了核电厂安全性,又避免了对某些设备要求过严的现象。
安全功能及分析方法核电厂安全的基本目标是限制居民和核电厂工作人员在电厂所有运行工况和事故工况下所受到的射线照射。
为保证必要的安全性,执行安全功能的系统执行下列功能:为安全停堆和维持其安全停堆状态提供手段;为停堆后从堆芯导出余热提供手段;在事故后为防止放射性物质的释放提供手段,以确保事故工况之后的任何释放不超过容许极限。
为实现上述要求,国际原子能机构在安全导则50-SG-D1中,我国国家核安全局在1986年发布的安全导则[2-5]中均规定了20种安全功能项目。
主要内容有:在完成所有停堆操作后,将反应堆维持在安全停堆状态;将其它安全系统的热量转移到最终热阱;维持反应堆冷却剂压力边界的完整性;限制安全壳内的放射性物质向外释放等。
为了对每项功能按其对安全的重要性分级,可以采用确定论和概率论两种分级方法。
确定论法常对那些对安全有重要作用的、其损坏会导致严重放射性释放事故的系统、设备和构筑物提出各种要求。
这些要求带有强制性而不需要直接考虑损坏的几率或减轻事故后果的作用。
概率论法则根据需要某一安全功能所起的作用几率以及该安全功能失效的后果来评价安全重要性。
此法在确定各系统、设备和构筑物的安全重要性的相对值时特别有用。
大多数国家同时采用两种方法,通过对各种堆型所作大量假想事故分析的研究成果,可评价发生假想事故时执行某安全功能的几率以及该安全功能失效的后果。
安全分级安全一级安全一级主要包括组成反应堆冷却剂系统承压边界的所有部件。
安全一级包括反应堆冷却剂系统中主要承压设备:反应堆压力容器、主管道以及延伸到并包括第二个隔离阀的连接管道、反应堆冷却剂泵、稳压器、蒸汽发生器的一次侧和控制棒驱动机构的壳体。
核电厂厂址选择安全规定-国家核安全局令第1号
核电厂厂址选择安全规定正文:---------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------- 核电厂厂址选择安全规定(国家核安全局1991年7月27日发布国家核安全局令第1号)本规定自1991年7月27日起实施本规定由国家核安全局负责解释1 引言本规定提出了陆上固定式热中子反应堆核电厂在厂址选择中在核安全方面应遵循的准则和程序。
本规定的范围包括与运行状态及事故状态(包括那些会导致需要采取应急措施的事故状态)有关的厂址的和厂址与核电厂相互影响的各种因素,以及对安全有重要影响的所有外部自然事件和人为事件。
本规定的目的是给出适用于运行状态及事故状态(包括那些会导致需要采取应急措施的事故状态)的准则和程序,以提出关于下述各项内容的基本要求:(1)规定许可证申请者必须提供的推荐厂址的资料范围;(2)评价推荐厂址,以保证能充分考虑到与厂址有关的自然现象及特征;(3)分析厂址区域的人口特点和在核电厂整个预计寿期内执行应急计划的能力;(4)确定与厂址有关的设计基准;(5)规定许可证申请者在厂址评价中的任务;(6)说明国家核安全部门在厂址评价中的任务。
本规定3.1条所列总准则用于:(1)选择若干推荐厂址,并评价它们是否适合于核电厂的建造和运行;(2)确定与厂址有关的安全要求;(3)针对某个特定核电厂的厂址,评价其可接受性。
本规定3.2至3.5条为用于下述三方面问题的具体准则:(1)厂址所在区域对核电厂的影响;(2)核电厂对厂址所在区域的影响;(3)人口因素的影响。
第4章和第5章为用于满足上述准则要求的安全评价程序。
核电厂厂址选择过程,通常包括对一个大的地区的调查和研究。
以选择一个或若干个候选厂址(厂址查勘),继而详细评价那些候选厂址。
生态环境部令第8号——核动力厂、研究堆、核燃料循环设施安全许可程序规定
生态环境部令第8号——核动力厂、研究堆、核燃料循环设施安全许可程序规定文章属性•【制定机关】生态环境部•【公布日期】2019.08.26•【文号】生态环境部令第8号•【施行日期】2019.10.01•【效力等级】部门规章•【时效性】现行有效•【主题分类】核与辐射安全管理正文生态环境部令第8号《核动力厂、研究堆、核燃料循环设施安全许可程序规定》已于2019年7月11日由生态环境部部务会议审议通过,现予公布,自2019年10月1日起施行。
1993年12月31日国家核安全局发布的《核电厂安全许可证件的申请和颁发》、2006年1月28日国家核安全局发布的《研究堆安全许可证件的申请和颁发规定》同时废止。
生态环境部部长李干杰2019年8月26日核动力厂、研究堆、核燃料循环设施安全许可程序规定目录第一章总则第二章申请与受理第三章审查与决定第四章变更与延续第五章附则第一章总则第一条为规范民用核动力厂、研究堆、核燃料循环设施等核设施安全许可活动,根据《中华人民共和国核安全法》《中华人民共和国行政许可法》《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》,制定本规定。
第二条在中华人民共和国领域及管辖的其他海域内,民用核动力厂、研究堆、核燃料循环设施(以下统称核设施)的选址、建造、运行、退役等安全许可事项的许可程序,适用本规定。
核设施转让、变更营运单位和迁移等活动的审查批准,适用本规定。
第三条核动力厂、研究堆、核燃料循环设施,是指:(一)核电厂、核热电厂、核供汽供热厂等核动力厂及装置;(二)核动力厂以外的研究堆、实验堆、临界装置等其他反应堆(以下统称研究堆),根据潜在危害由大到小可划分为Ⅰ类、Ⅱ类、Ⅲ类研究堆;(三)核燃料生产、加工、贮存和后处理设施等核燃料循环设施。
核设施配套建设的放射性废物处理、贮存设施的安全许可,应当在主体核设施的安全许可中一并办理许可手续。
第四条核设施营运单位申请核设施安全许可,以及办理核设施安全许可的变更、延续,应当依照本规定,报国家核安全局审查批准。
解读核安全监管体系
解读核安全监管体系核安全从广义上来说,是指所有涉及核材料及放射性核元素相关的安全问题。
其中包括放射性物质管理、前端核资源开采利用设施安全、核电站安全运行以及乏燃料后处理设施安全及全过程的防核扩散等。
从全球核能利用发展中的几次严重事故可以看出,核安全事故具有高度的社会敏感性和广泛的影响性,以及对后果处理的艰巨性和难以恢复性等特点。
面对核安全事故具有的小概率高风险的特点,在全球核能领域,对于核安全一直都秉承“认真、严谨、怀疑、保守”的理念,并对核安全执行着与其他行业完全不同的监管体系。
以美国和法国这两个核能领域最具代表性和参考性的国家为例,美国将核管会置于国会之下,独立于美国政府管理部门,负责对核电项目的审批、监督、核发许可证。
美国政府的能源部(DOE)、环保署(EPA)、美国联邦电力监管委员会(FERC)与核监管委员会相互独立并行。
法国的核安全监督机构也与核电站运营单位的职能完全分开。
法国的核电监管几乎与其核电工业的发展同时起步,2002年,法国在原有的基础上重组了核安全与辐射防护总局,负责核安全与辐射防护监管政策的制定和实施。
与美国和法国有所不同,中国的核工业起步于19世纪50年代末期,但基于当时的环境,中国没有独立的核安全监管部门。
直到上世纪80年代,随着国家工作重点转向经济建设,核工业也由主要为军用服务,转向军民结合。
1984年,经当时的国家科委建议,成立了国家核安全局,中国的核安全管理开始纳入正式轨道。
监管体系与严苛标准成立之初的国家核安全局,最早承担着中国核电与国际接轨的政府职责。
在充分借鉴国际经验并参考国际原子能机构的安全标准体系后,建立了中国的核电法规、安全监管步骤以及监管标准。
经过近30年的监管实践,目前中国已经基本建立了独立、有效、权威、“审批、监督、审评”三位一体的核安全监管体系。
整个监管体系主要由3个核安全监管司(核设施安全监管司、核电安全监管司、辐射安全监管司)、6个地区(华东、华南、华北、西北、东北、西南)监督站、2个技术支持中心(环保部核与辐射安全中心、环保部辐射监测技术中心)组成。
浅析乏燃料转运容器制造过程中的设计改进
随着我国核电事业的快速发展,核安全问题已成为备受社会关注的焦点话题,而核电产品的质量与核安全紧密相连。
质量分为符合性和适用性两个层次[1]。
符合性质量是指质量符合规范或要求的程度,这些规范或要求涉及国际标准、国家标准和行业标准等。
质量管理学家劳伦斯认为,质量并不意味着卓越或者优秀,谈论质量只有相对于特定的规范或要求才有意义[2]。
因此,符合性质量要求可以指导质量检验、质量控制等具体工作,符合了规范标准也就意味着具有了质量。
区别于符合性质量,适用性质量是指产品满足顾客主观需求的程度,这一概念由美国质量管理专家朱兰提出。
适用性质量要求适用于一切产品或服务,是一种以顾客为中心的主观质量观。
我们在开展核电相关产品的科研设计工作时,为了保证核安全,应将产品的质量符合性置于首位,以使产品完全满足国家法规标准。
同时,伴随着近几年我国核电自主化和产业化的进程,我们也应注重核电产品的质量适用性,以提高设计与制造工艺、应用等多层面的配合度。
为了同时满足质量的符合性和适用性要求,我们应通过采用多种质量工具对设计进行不断改进。
1乏燃料转运容器设计改进背景为了解决秦山地区乏燃料贮存问题,秦山第一核电厂和秦山第二核电厂拟采用“干法贮存”方案对乏燃料进行贮存以保证核电厂各机组的正常换料能力。
乏燃料转运容器(如图1所示,以下简称“转运容器”)是秦山乏燃料干法贮存项目中的主要设备之一。
在进行干法贮存工作过程中,转运容器用于将装有乏燃料组件的密封贮存罐转运到混凝土贮存模块中。
转运容器在转运操作时为密封贮存罐提供辐射屏蔽、结构保护和乏燃料的散热等功能。
转运容器筒体为顶部开口底部封闭的圆柱形结构。
该部件由同心的内筒体、外筒体与底部的法兰焊接而成。
内、外筒体之间为铅屏蔽层。
容器筒体外侧为中子屏蔽层,由钢壳与沿周向均匀分布的散热片组成,钢壳与散热片组成的腔室内部通过灌装中子屏蔽材料进行中子屏蔽。
转运容器主要参数见表1。
浅析乏燃料转运容器制造过程中的设计改进刘帅*,唐兴龄,姚琳(中国核电工程有限公司,北京100840)摘要:乏燃料转运容器是核电站乏燃料离堆干法贮存工程中的主要设备之一,用于将装载有乏燃料组件的密封贮存罐转运至混凝土贮存系统中,为整个转运操作提供辐射屏蔽和结构支撑。
核电厂放射性废物管理安全规定
核电站放射性废物管理安全规定1.介绍1.1 客观的该法规对热中子反应堆核电站的放射性废物管理具有重要影响、系统和部件的设计及运行规定了基本要求。
本规定强调必须满足的安全要求,而不是规定如何满足这些要求的方法。
1.2 范围本法规涵盖了核电站所有放射性废物的整个管理系统,包括:--气态、液体和固体废物系统的设计和运行;--废物处理、运输、保存在仓库中和处置;--退役废物的管理;--事故产生的废物。
对于退役废物、意外事件废物、放射性废物处理和乏燃料管理仅根据现状制定了一些原则,具体要求将另行制定。
2.废物管理的目标和要求2.1 总体目标废物管理的总目标是在考虑社会和经济因素的基础上,采用妥善的方式管理放射性废物,使人和环境不论现在和将来都免受任何不可接受的损害,并尽量减少后代的剂量负担。
废物管理系统和设施的可接受性应根据辐射防护和环境保护的基本要求来判断。
2.2 辐射防护要求废物管理应遵循辐射防护的基本原则,即正当化、最优化和剂量限值体系。
废物管理必须在考虑到经济和社会因素的同时,确保员工和公众的曝光符合合理、可行和尽可能低的原则。
工作人员和公众接受的剂量不得超过国家规定的剂量限值。
对于最优化和个人剂量限值两者的实际应用,都必须考虑由当前的实践所引起的将来的剂量,即将来某个时期可能造成人类受照射的剂量。
2.3 环境保护要求应防止核电站产生的放射性废物和一些非放射性废物对环境的有害影响。
核电厂放射性废物的管理必须符合国家的有关规定。
3.组织和职责3.1 运营单位的责任核电站的运行单位必须全面负责核电站产生的放射性废物的安全管理,直到放射性废物及其责任合法地转移为止。
其主要职责是:(1)对废物管理活动进行安全分析。
(2)研究并向核安全部门提交排放流中放射性核素的估计量,以及监测和控制排放的方法和程序。
(3)向核安全部门提供放射性废物的操作、处理、整备、运输、保存在仓库中和处置等设施的选址、设计、建造、运行和关闭等文件,并证明这些文件符合有关法规要求。
核安全导则
核安全导则HAD102/17核动力厂安全评价与验证国家核安全局核动力厂安全评价与验证(2006年6月5日国家核安全局批准发布)本导则自2006年7月1日起实施本导则由国家核安全局负责解释本导则是指导性文件。
在实际工作中可以采用不同于本导则的方法和方案,但必须证明所采用的方法和方案至少具有与本导则相同的安全水平。
目录1.引言 (1)1.1目的 (1)1.2 范围 (1)2.安全评价、安全分析和独立验证 (2)2.1 安全评价与安全分析 (2)2.2 独立验证 (3)2.3 设计、安全评价和独立验证之间的关系 (6)3. 安全重要的工程技术方面 (7)3.1 概要 (7)3.2 经验证的工程实践和运行经验 (7)3.3 创新的设计特性 (8)3.4 纵深防御的实施 (9)3.5 辐射防护 (10)3.6 构筑物、系统和部件的安全分级 (12)3.7 外部事件的防护 (14)3.8 内部灾害的防护 (16)3.9 与适用规范、标准和导则的一致性 (18)3.10 载荷和载荷组合 (19)3.11 材料的选择 (20)3.12 单一故障评价和多重性/独立性 (21)3.13 多样性 (24)3.14 安全重要物项的在役试验、维护、修理、检查和监测 (25)3.15 设备鉴定 (26)3.16 老化和磨损机理 (27)3.17 人机接口和人因工程的运用 (29)3.18 系统之间的相互作用 (32)3.19 设计过程中计算手段的使用 (33)4.安全分析 (33)4.1 概要 (33)4.2 假设始发事件 (39)4.3 确定论安全分析 (43)4.4 概率安全分析 (61)4.5 敏感性和不确定性分析 (84)4.6使用的计算机程序的评价 (85)5.独立验证 (87)1.引言1.1目的1.1.1本导则是对《核动力厂设计安全规定》有关条款的说明和补充。
1.1.2本导则为设计单位在初始设计和设计修改过程中对核动力厂进行安全评价提供了建议,也为营运单位对于新核动力厂(使用新的或现有设计的)的安全评价进行独立验证提供了建议。
《核安全》近年可被引文献目录
《核安全》近年可被引文献目录为更好地服务作者与读者,便于广大科研工作者查阅、引用《核安全》近年文章,减少作者在编写参考文献时的工作量,本刊编辑部对近年刊发在《核安全》的论文进行了整理,参考国标GB/T7714—2015,给出了各篇文章的参考文献标准格式。
各位作者在撰写论文、引用文献时,可直接参考此目录。
2016年第一期[1]李干杰.承前启后锐意进取努力实现核与辐射安全监管体系和监管能力现代化——在2015年度核与辐射安全监管年终工作总结会议上的讲话[J].核安全,2016,15(1):1-10.[2]王崇翔,侯伟.关于对核电厂内乏燃料干法贮存系统核安全监管要求的研究[J].核安全,2016,15(1):11-16+22.[3]张学礼,徐乐昌.地浸采铀设施氡的辐射照射及其控制措施[J].核安全,2016,15(1):17-22.[4]龙琳,田英男,尤伟,等.高放废液贮存安全分析[J].核安全,2016,15(1):23-29+37.[5]路雨,赵雷,纪忠华,等.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[J].核安全,2016,15(1):30-37.[6]包堂堂,周强强,顾春辉,等.严重事故工况高温环境下爆破阀药筒驱动装置可用性研究[J].核安全,2016,15(1):38-42.[7]喻娜,陈宏霞,张晓华,等.核电厂丧失厂外电源对汽轮机事故停机的影响评价[J].核安全,2016,15(1):43-47.[8]栾海燕,曾超,殷德健,等.关于加强我国核安全监管机构与国际组织合作的建议——经合组织核能署专篇[J].核安全,2016,15(1):48-54+83.[9]潘新新,黄镜宇,向文娟,等.环境风对大型非能动核电厂风的中立特性影响的数值分析研究[J].核安全,2016,15(1):55-60.[10]石桂连,王纪坤,韩宾,等.ACPR1000堆型核电厂多样化驱动系统产品方案设计[J].核安全,2016,15(1):61-65.[11]高新力,靖剑平,温爽,等.DAKOTA-RELAP不确定性分析方法在大破口事故中的应用[J].核安全,2016,15(1):66-70.[12]张计荣,李永国,韩丽红,等.关于提高活性炭除碘性能的浸渍剂的几点讨论[J].核安全,2016,15(1):71-75.[13]严锦泉,史国宝,林诚格,等.CAP1400安全设计与实际消除大量放射性释放[J].核安全,2016,15(1):76-83.[14]扈本学,王喆,王国栋,等.基于抽样的不确定性及敏感性分析的方法在核电厂水膜蒸发试验误差分析中的应用[J].核安全,2016,15(1):84-89+94.[15]李海钰,胡雨,赵华阳.AP1000堆芯核设计中一个应当注意的问题[J].核安全,2016,15(1):90-94.2016年第二期[1]王树国,柴建设.核安全是生态文明建设的重要屏障[J].核安全,2016,15(2):1-4+9.[2]张露,汪萍,孙宏图,等.对核设施环境影响评价的一点探讨[J].核安全,2016,15(2):5-9.[3]李森,左嘉旭.推动核安全法立法建设保障核能安全发展[J].核安全,2016,15(2):10-12+16.[4]孙学智,罗朝晖.全球乏燃料后处理现状与分析[J].核安全,2016,15(2):13-16.[5]程建秀,封祎,付杰,等.监管机构综合管理体系实施中的潜在困难与应对策略[J].核安全,2016,15(2):17-23+45.[6]何玮,李小龙,杨晓伟,等.台山核电厂气态流出物取样代表性评述[J].核安全,2016,15(2):24-28.[7]余腾昱,尹祥平.核电工程建设期间防异物管理探讨[J].核安全,2016,15(2):29-34+51.[8]田英男,龙琳,高桂玲,等.在手套箱中操作放射性物料时的辐射防护分析[J].核安全,2016,15(2):35-40.[9]沈大伟,李冰,过毅,等.核事故应急演习模式的探索[J].核安全,2016,15(2):41-45.[10]陈畅其,夏晓彬,吕晓雯,等.反应堆应急行动水平的历史和新发展[J].核安全,2016,15(2):46-51.[11]张琼,郭瑞萍,王博.核电厂气载流出物大气弥散因子不同计算方法比较研究[J].核安全,2016,15(2):52-57+63.[12]李亮,杨宇,赵雷,等.我国核电厂抗震设计反应谱和RG1.60设计反应谱的比较分析[J].核安全,2016,15(2):58-63.[13]凌礼恭,贾盼盼,孙海涛,等.控制棒驱动机构下部Ω焊缝及母材液体渗透显示分析的研究[J].核安全,2016,15(2):64-69.[14]郑开云,杨晓,陈智.基于IEEE标准的电气贯穿件鉴定试验研究[J].核安全,2016,15(2):70-76+83.[15]朱好,陈家宜,李凤菊,等.核电厂设计基准龙卷风评价的敏感性研究[J].核安全,2016,15(2):77-83.[16]许志红,王喆,杨萍,等.燃料组件边角栅元偏离泡核沸腾比分析[J].核安全,2016,15(2):84-88+94.[17]张露溪,褚建勋,朱玉洁,等.民用核设施的风险沟通模型分析[J].核安全,2016,15(2):89-94.核安全V ol.19,No.1,Feb.20202016年第三期[1]汤搏.核安全领域中纵深防御概念的产生、发展和存在的问题[J].核安全,2016,15(3):1-7.[2]王梦溪,周迪,刘新建.核电厂概率安全目标发展概述[J].核安全,2016,15(3):8-13+20.[3]殷勇,王超,朱贺.台山EPR核电厂设备鉴定概述[J].核安全,2016,15(3):14-20.[4]初永越,黄志超,依岩,等.核电厂PSA数据库平台的创建与应用[J].核安全,2016,15(3):21-26.[5]张红见,曹芳芳,张亮,等.加强我国民用核材料安全监管的独立性[J].核安全,2016,15(3):27-34.[6]张礼兵,梁中起,谢逸钦,等.大亚湾核电站堆芯冷却监测系统改造实践[J].核安全,2016,15(3):35-41.[7]许磊,周国华,陈鹏.新型应急补水装置在核电厂的应用[J].核安全,2016,15(3):42-47+78.[8]马波.我国某核电厂核岛基坑边坡加固有限元分析[J].核安全,2016,15(3):48-52.[9]朱秀云,何玮,潘蓉,等.核电站泵房不均匀地基的沉降与地基动阻抗计算分析[J].核安全,2016,15(3):53-58.[10]张亚东,杨笑,郭玥,等.49-2游泳池式反应堆一回路非能动破坏虹吸功能的建立[J].核安全,2016,15(3):59-63.[11]吴楠,黄树明,刘新建.核电厂严重事故下双层安全壳环形空间通风系统延迟投运的放射性后果影响分析[J].核安全,2016,15(3):64-71.[12]张黎辉,李小丁,刘黎明,等.用德尔菲法判断我国未来核能发展趋势的研究[J].核安全,2016,15(3):72-78.[13]张丹,张航,张舒,等.铍光中子对研究堆瞬态特性影响研究[J].核安全,2016,15(3):79-83.[14]张佳佳,杨英豪,肖军,等.核电厂内部水淹事件定量化研究[J].核安全,2016,15(3):84-88.[15]施锦,薛山虎.核电厂运行规程标准化开发的研究[J].核安全,2016,15(3):89-94.2016年第四期[1]李京喜,杨凯.转变思维,追求卓越,提高核与辐射安全监管现代化水平[J].核安全,2016,15(4):1-4.[2]张玮,齐媛,杨丽丽,等.核安全监督中行政问责相关问题探讨[J].核安全,2016,15(4):5-10.[3]靖剑平,贾斌,高新力,等.最佳估算加不确定性分析方法在我国核安全审评中的应用[J].核安全,2016,15(4):11-17.[4]李汉平,艾宪芸.γ相机的发展和应用[J].核安全,2016,15(4):18-21+26.[5]杜月华,石敏,王明明,等.辽宁某铀尾矿库科学试验场综合研究[J].核安全,2016,15(4):22-26.[6]孙娜,齐敏,谢逸钦.核电站数字化保护系统维护系统设计[J].核安全,2016,15(4):27-33+47.[7]郑丽馨,周红,王娅琦,等.福岛核事故后美国应对超设计基准外部事件的FLEX策略研究[J].核安全,2016,15(4):34-39.[8]张琼,逯馨华,王博,等.核电厂气载放射性流出物有效剂量转移因子取值差异性分析研究[J].核安全,2016,15(4):40-47.[9]孟阿军,刘浪,凌君,等.疲劳监测系统在核电厂老化管理及延寿中的应用研究[J].核安全,2016,15(4):48-51+58.[10]李聪新,任成,许超,等.高温气冷堆球床接触导热计算方法[J].核安全,2016,15(4):52-58.[11]陈杰,周涛,刘亮.超临界水堆与先进沸水堆安全特性差异性分析[J].核安全,2016,15(4):59-64.[12]张晔,杨德锋,王晓霞,等.WWER机型一回路冷却剂裂变产物设计源项与现实源项的探究[J].核安全,2016,15(4):65-68+88.[13]李虎伟,依岩,黄志超,等.关于EPRI型风险指引管道在役检查优化方法的探讨及改进建议[J].核安全,2016,15(4):69-74.[14]洪哲,赵善桂,杨晓伟,等.乏燃料干式贮存技术比较分析[J].核安全,2016,15(4):75-81.[15]卞玉芳,杨安义,李晶,等.注册核安全工程师执业资格管理系统设计及关键技术研究[J].核安全,2016,15(4):82-88.[16]王璐,朱好,杨宇,等.核电厂设计基准风速确定中几个问题的探讨[J].核安全,2016,15(4):89-94.2017年第一期[1]江光,崔毅,徐俊龙.理性竞争,坚守核安全设备价格底线[J].核安全,2017,16(1):1-4.[2]李国光,李明龙,韩丽英.浅谈如何加强核安全监督员发现问题的能力[J].核安全,2017,16(1):5-7+14.[3]刘芳茗.安全壳及其内部结构安全的可靠性分析方法研究[J].核安全,2017,16(1):8-14.[4]凌礼恭,路燕,房永刚,等.加强紧固件质量管理的要素分析与建议[J].核安全,2017,16(1):15-20.[5]张芳娣,顾杰兵.铀浓缩厂物料容器辐射水平调查研究[J].核安全,2017,16(1):21-25.[6]吴彦农,王娅琦,候秦脉,等.海洋异物堵塞核电厂取水系统事件的经验反馈[J].核安全,2017,16(1):26-32.[7]李小华,杨钧翔,陈远登,等.2004—2009年俄罗斯西北部放射性同位素热电发生器退役的风险和环境影响评价[J].核安全,2017,16(1):33-47.[8]董晓璐,丁超,刘鹏,等.核电人员可靠性分析方法综述和发展趋势[J].核安全,2017,16(1):48-55.[9]孙树海,赵力,郑丽馨,等.核电厂异常重要性判定(SDP)方法及其应用[J].核安全,2017,16(1):56-62+69.[10]李海龙,徐宇,董晓璐,等.基于抗震鉴定试验的开关柜的抗震裕度分析[J].核安全,2017,16(1):63-69.[11]李勇,吕科锋,陈刘利,等.铅基研究堆燃料组件阻力特性模拟实验与分析[J].核安全,2017,16(1):70-74+81.[12]孔静,张奇,应亮,等.压水堆核电厂应对全厂断电的电源设计[J].核安全,2017,16(1):75-81.[13]肖增光,孙雪霆,陈林林,等.安全壳内气溶胶沉积试验的浓度测点设计[J].核安全,2017,16(1):82-85+94.[14]尹训强,袁文志,王桂萱.基于DSEM的核电厂结构-土-结构相互作用模型[J].核安全,2017,16(1):86-94.V ol.19,No.1,Feb.20202017年第二期[1]沈钢,孟岳,温玉姣,等.国际合作为核安全“十三五”规划实施做好支撑和服务[J].核安全,2017,16(2):1-4.[2]田欣鹭,温爽,郭超,等.IVR条件下外部冷却流道变形的影响因素研究[J].核安全,2017,16(2):5-10.[3]张盼,李聪新,温丽晶,等.压力容器外部冷却系统流道结构和流动参数对流场的影响分析[J].核安全,2017,16(2):11-16.[4]江斌,甄洪栋,孟阿军,等.一种基于概率论的破前漏分析方法介绍[J].核安全,2017,16(2):17-23+49.[5]石兴伟,兰兵,胡健,等.事故工况下壁面油污和锈斑对钢制安全壳潜在失效影响分析[J].核安全,2017,16(2):24-28.[6]杨英豪,肖军,朱桂学,等.田湾核电厂3、4号机组风险指引型防水淹设计改进措施研究[J].核安全,2017,16(2):29-34.[7]焦峰,赵丹妮,禇倩倩,等.核电厂薄壁大直径贮水容器负压变形事件经验反馈[J].核安全,2017,16(2):35-41.[8]谌登华,姜宏,张翔宇,等.英国通用设计审查(GDA)初探[J].核安全,2017,16(2):42-49.[9]杨丽丽,宋大虎,张巧娥,等.核电厂数字化仪控系统信息安全监管要求探讨[J].核安全,2017,16(2):50-55.[10]刘宇生,许超,谭思超,等.矩形通道内脉动湍流流动特性实验研究[J].核安全,2017,16(2):56-62.[11]魏超,李铁萍,温爽,等.堆芯下支承板应力评定等效模型的适用性研究[J].核安全,2017,16(2):63-68.[12]赵传奇,胡文超,刘健,等.基于三维输运方法的压水堆主冷却剂~(16)N源项计算分析[J].核安全,2017,16(2):69-73+79.[13]徐小照,潘保林.基于BP神经网络的核电厂核安全文化评级模型研究[J].核安全,2017,16(2):74-79.[14]何孝园,朱鹏树,李大伟,等.核电厂应急柴油发电机组修改试验启动方式的分析和讨论[J].核安全,2017,16(2):80-84.[15]刘卓,金卉馨,李晓洋,等.基于菲克定律和传热传质相似原理的含不凝气体冷凝换热研究[J].核安全,2017,16(2):85-90.[16]于明锐,常猛,逯馨华,等.基于表面改性技术的PCS强化换热效果分析[J].核安全,2017,16(2):91-94.2017年第三期[1]孙冶,王鑫,何荣天,等.一起口岸放射性物品非法入境处置案例简析[J].核安全,2017,16(3):1-5.[2]张弛,刘泽军.瑞典核能立法与监管体制[J].核安全,2017,16(3):6-11.[3]李世欣,郑睿鹏,郎爱国,等.核电厂1E级电缆一致性判别方法的研究[J].核安全,2017,16(3):12-17.[4]张亚平,施国龙,钟志民,等.堆外中子剂量计在RPV辐照监督中的应用[J].核安全,2017,16(3):18-23.[5]王冠,蒋忠湧,翟国庆.输变电设施电磁环境工频电场强度控制限值安全性分析[J].核安全,2017,16(3):24-29.[6]彭慧,李雪琴,王晓涛,等.DSA介入医师受照剂量评价及管理探讨[J].核安全,2017,16(3):30-34.[7]周萱.秦山核电自然灾害的预防[J].核安全,2017,16(3):35-41.[8]兰瑞果,杨新利.核安全设备供应商实践核安全文化的途径和方法探索[J].核安全,2017,16(3):42-47.[9]韩治,唐晖,张春明,等.核电厂应急补水箱(ASG)地震响应对比分析[J].核安全,2017,16(3):48-54.[10]逯馨华,张红见,魏方欣,等.核电厂放射性废树脂处理技术对比研究[J].核安全,2017,16(3):55-61.[11]杨德锋,肖小祥,张晔,等.基于RELWWER程序的WWER 型核电厂燃料棒破损分析[J].核安全,2017,16(3):62-67.[12]尹训强,袁文志,王桂萱.考虑结构-地基-结构相互作用的核电厂结构地震响应分析[J].核安全,2017,16(3):68-74.[13]张舒,吴鹏,张丹,等.先进三代核电AP1000丧失正常给水事故研究[J].核安全,2017,16(3):75-84.[14]奚坤,沈曙光,杨晓强,等.WWER-1000反应堆APP工作棒组的选取及其氙瞬态过程[J].核安全,2017,16(3):90-94.2017年第四期[1]肖志,陶书生,韦力,等.关于加强国内核安全经验反馈工作的思考[J].核安全,2017,16(4):1-5.[2]袁嘉琪,马刚,杨志义.核电厂后福岛时代的核安全独立监督[J].核安全,2017,16(4):6-10.[3]马凤金,郭京,陈荣达.浅谈运行核电厂核安全监督的核安全文化建设[J].核安全,2017,16(4):11-15.[4]邓冬,张发云,赵立彬,等.核电厂稳压器SEBIM安全阀自主化检修经验反馈[J].核安全,2017,16(4):16-21.[5]冯燕,路燕,刘景宾,等.中国AP1000的人因工程安全审评的几个问题[J].核安全,2017,16(4):22-28.[6]张瑾珠,吕钢,李佩,等.乏燃料海运实物保护系统初步设想[J].核安全,2017,16(4):29-34.[7]周卫国.核电站控制棒驱动机构驱动杆组件锁紧销安装质量管理案例分析与回顾[J].核安全,2017,16(4):35-38.[8]孙树海,马国强,邹象,等.核电厂火灾异常重要性判定方法简介及适用性分析[J].核安全,2017,16(4):39-45.[9]毕金生,靖剑平,乔雪冬,等.严重事故下安全壳内氢气行为与风险分析[J].核安全,2017,16(4):46-52.[10]卞玉芳,周林,李晶,等.国家核安全局核与辐射安全法规标准管理信息系统设计及关键技术研究[J].核安全,2017,16(4):53-60.[11]房永刚,王庆,苏岩,等.LBB和BP在核电厂高能管道上应用的差异性研究[J].核安全,2017,16(4):61-65.[12]胡安中,赵国斌,黄炳臣,等.浅析我国焊工资格考核的技术区别[J].核安全,2017,16(4):66-70.[13]胡健,温丽晶,石兴伟,等.基于WGOTHIC程序的非能动安全壳冷却系统传热特性分析[J].核安全,2017,16(4):71-77.核安全V ol.19,No.1,Feb.2020[14]胡文超,靖剑平,赵传奇,等.基于AP1000型反应堆嬗变~(237)Np制备~(238)Pu研究[J].核安全,2017,16(4):78-83.[15]马应林,王庆斌,王宇飞,等.中国散裂中子源辐射安全联锁门禁系统的设计[J].核安全,2017,16(4):84-89+94.[16]赵勇.核电厂堆芯补水箱抗震分析[J].核安全,2017,16(4):90-94.2018年第一期[1]甘学英,蒋婧,祝兆文,等.核电厂放射性有机废液安全管理的建议[J].核安全,2018,17(1):1-5+94.[2]凌礼恭,孙海涛,高晨,等.M310改进型机组压力容器辐照监督要求及其在高温气冷堆辐照监督中的实践[J].核安全,2018,17(1):6-11.[3]孙树海,陶书生,郑丽馨,等.近年来核电厂执照运行事件趋势分析[J].核安全,2018,17(1):12-19.[4]张晓杰,吕云鹤,路燕.AP1000核电厂设备鉴定概述[J].核安全,2018,17(1):20-25.[5]梅金娜,蔡振,韩姚磊,等.EPRI《蒸汽发生器完整性评估导则》解读[J].核安全,2018,17(1):26-33.[6]张发云,赵立彬,严得忠,等.小尺寸支管接头(BOSS头)焊接质量影响分析及其工艺改进[J].核安全,2018,17(1):34-37.[7]宋辉,杨晓强,叶刘锁,等.田湾核电站3号机组物理启动专用测量系统特性分析与调试研究[J].核安全,2018,17(1):38-43.[8]赵丹妮,李娟,李明,等.9·11事件和福岛核事故后美国核电厂乏燃料水池事故缓解对策[J].核安全,2018,17(1):44-51.[9]黄力,崔浩.我国核电厂应急指挥部构建探讨[J].核安全,2018,17(1):52-57.[10]刘宇生,许超,安婕铷,等.非能动核电厂全厂断电事故现象识别与排序研究[J].核安全,2018,17(1):58-65.[11]陈超,顾健.核电厂人因事件趋势分析和管理策略研究[J].核安全,2018,17(1):66-70.[12]赵国志,曲鹏.铀浓缩系统事件/事故的思考与始发事件选取研究[J].核安全,2018,17(1):71-75.[13]陈志林,池志远,张晏玮,等.确定我国核电厂运行许可证延续安全论证基准的探讨[J].核安全,2018,17(1):76-82.[14]贺振宇,张强升,张发云,等.核级碳钢小径薄壁管冷弯拉伸试验不合格原因分析与质量控制措施[J].核安全,2018,17(1):83-86.[15]梁耀升,张忠伟,董海涛.安全相关涂层管理策略研究[J].核安全,2018,17(1):87-94.2018年第二期[1]姜子英.浅议核能、环境与公众[J].核安全,2018,17(2):1-5.[2]张露,汪萍,彭浩.加强核设施退役能力建设,促进厂址无限制开放利用[J].核安全,2018,17(2):6-10.[3]王娅琦,李世欣,庄少欣,等.浅谈美国核管会反应堆监督管理体系[J].核安全,2018,17(2):11-17.[4]刘宇,崔贺锋,庞宗柱,等.非能动核电厂非安全系统实施监管时的若干问题[J].核安全,2018,17(2):18-25.[5]孙頔,刘锐,杨未东,等.某研究堆一回路冷却剂泄漏事件的审评[J].核安全,2018,17(2):26-30.[6]焦振营,张建文,于枫婉,等.CPR1000核电厂乏燃料水池重力补水的有效性分析[J].核安全,2018,17(2):31-37.[7]贺振宇,张发云,邓冬,等.高温气冷堆压力容器内壁浅表性缺陷检验规则的探讨[J].核安全,2018,17(2):38-42.[8]俞杰,吴振龙,凌学会,等.碘吸附器有效性试验方法及评价[J].核安全,2018,17(2):43-47.[9]韦享雨.快速提升功率速率对芯块—包壳应力的影响规律[J].核安全,2018,17(2):48-51.[10]纪忠华,王璐,李亮,等.中国东南沿海热带气旋强度变化及对核电厂的影响分析[J].核安全,2018,17(2):52-57.[11]李春,杨志义,丁超,等.基于MC3D软件对核电厂压力容器蒸汽爆炸的重要参数计算及研究[J].核安全,2018,17(2):58-65.[12]马亮,苑晨亮,崔家文,等.核实物保护系统薄弱性分析方法现状及发展[J].核安全,2018,17(2):66-70.[13]张红见,曹芳芳,潘玉婷,等.核材料管制范畴的探讨[J].核安全,2018,17(2):71-77.[14]张学礼,牛洁,徐乐昌,等.RAD7测氡仪测量结果差异的探讨[J].核安全,2018,17(2):78-88.[15]李炜炜,王晓峰,王桂敏,等.2018年2月全国核与辐射安全舆情研判[J].核安全,2018,17(2):89-94.2018年第三期[1]张航源,胡世杰,杨强.发展核能助力建设美丽中国[J].核安全,2018,17(3):1-5.[2]孙学智,宋大虎,刘婷,等.推进核能安全发展和美丽中国建设的思考和建议[J].核安全,2018,17(3):6-10.[3]沈同强,张文宇.认清当前核安全威胁形势,提升军队核应急处置能力[J].核安全,2018,17(3):11-16.[4]穆海洋,宋雨,管运全.田湾核电站反应堆保护系统多样化的研究[J].核安全,2018,17(3):17-21.[5]彭志珍.18个月换料对CPR1000反应堆压力容器辐照监督的影响[J].核安全,2018,17(3):22-27.[6]刘宇,李华升,刘泽军,等.实际消除早期放射性释放或大量放射性释放的安全目标定位研究[J].核安全,2018,17(3):28-35+94.[7]张天琦,于明锐,宋明强,等.核电厂安全壳内气溶胶热泳沉积特性研究[J].核安全,2018,17(3):36-39.[8]陈柏迪,陈志东,邓飞,等.伴生放射性矿固体废物的放射性与重金属特性[J].核安全,2018,17(3):40-46.[9]吴耀,李莉,毛常磊,等.反应堆卸料燃料组件吊运跌落事故辐射安全分析[J].核安全,2018,17(3):47-51.[10]郑开云,陈智.非能动核电厂1E级阀门电动装置的鉴定与试验[J].核安全,2018,17(3):52-57.[11]芮晓明,郝丽娜,王昆鹏.我国核电的效益及核安全保障基础概述[J].核安全,2018,17(3):58-64.V ol.19,No.1,Feb.2020[12]李小华,杨钧翔,李俊杰,等.2001年格鲁吉亚~(90)Sr放射性同位素热源辐射事故介绍[J].核安全,2018,17(3):65-80.[13]宋培峰,王晓峰,赵翰青,等.我国核科普面临的问题和建议[J].核安全,2018,17(3):81-88.[14]刘瑞桓,张瀛,戴文博,等.2018年4-5月全国核与辐射安全舆情分析及研判[J].核安全,2018,17(3):89-94.2018年第四期[1]郝慧杰,杜爱玲,赵旭东,等.浅析HAF603与ASME差异[J].核安全,2018,17(4):1-4+23.[2]付陟玮,郑洁莹,钱鸿涛,等.F-C(频率后果)曲线在风险指引型监管中的应用研究[J].核安全,2018,17(4):5-9.[3]鲍杰,崔军,付浩,等.CPR1000核电厂SGTR事故长期阶段的分析研究[J].核安全,2018,17(4):10-16.[4]熊冬庆,石红,王娅琦,等.核电厂阻尼器试验台的设计分析[J].核安全,2018,17(4):17-23.[5]张国辉,吴金晔.核电站经验反馈工作的发展和管理改进[J].核安全,2018,17(4):24-29.[6]邵明刚,李春阳,文富平,等.放射性废物库退役源项的调查[J].核安全,2018,17(4):30-36.[7]路燕,初起宝,徐宇,等.核动力厂蒸汽发生器模态分析[J].核安全,2018,17(4):37-43.[8]刘泽军,李华升,刘宇,等.核电厂应急给水系统的设计配置及多样性问题研究[J].核安全,2018,17(4):44-50.[9]陈钊,崔大伟,石秀安.加速器驱动次临界系统束流瞬态分析模型的开发[J].核安全,2018,17(4):51-58.[10]祝璐颖,殳佳龙.反应堆操纵员培训及考核的有关问题[J].核安全,2018,17(4):59-63.[11]乔雪冬,毕金生,胡健,等.基于Gasflow程序的非能动安全压水堆氢气行为计算和分析[J].核安全,2018,17(4):64-69.[12]唐桢,徐政强,伍建华,等.杭州G20峰会期间宁波市辐射安全保障工作经验及建议[J].核安全,2018,17(4):70-74.[13]张显生,刘彤,薛佳祥,等.事故容错燃料研发相关政策分析[J].核安全,2018,17(4):75-81.[14]王宇飞,马应林,王庆斌,等.通用粉末衍射谱仪安全联锁系统的设计与实现[J].核安全,2018,17(4):82-86+94.[15]张鸥,曾超,张弛.美国核管会年报研究和借鉴[J].核安全,2018,17(4):87-94.2018年第五期[1]万斌斌.在建核电厂中美核安全监督对比研究[J].核安全,2018,17(5):1-6.[2]杨晓强,叶刘锁,李载鹏,等.田湾核电站3号机组反应堆首次无源启动[J].核安全,2018,17(5):7-13.[3]赵宏,刘大虎.海阳核电站反应堆功率控制系统的信号分析和试验[J].核安全,2018,17(5):14-19.[4]徐高德,陈秀娟,钱晓明,等.三门核电厂维修规则中的性能会标设定研究[J].核安全,2018,17(5):20-25.[5]程萍,李天鹞,尤晓健,等.海洋核动力平台前期执照申请的研究[J].核安全,2018,17(5):26-31.[6]马波,倪南,褚艳春,等.核电锚固技术与标准的对比研究[J].核安全,2018,17(5):32-39.[7]宋晓涛,陈宝文,袁其斌,等.核电厂复杂工况下运行团队的高效运作[J].核安全,2018,17(5):40-46.[8]杜颖.核电厂核探测技术的应用[J].核安全,2018,17(5):47-52.[9]王珏,胡晨,王琮,等.核电厂与核动力船舶执照申请事故分析的对比研究[J].核安全,2018,17(5):53-57.[10]宋辉,杨晓强,叶刘锁,等.灰色系统理论在核动力领域的应用分析与探讨[J].核安全,2018,17(5):58-64.[11]殷德建,芮晓明,王昆鹏.关于重要核设施规划限制区的几点思考[J].核安全,2018,17(5):65-70.[12]上官志洪,黄彦君,姜秋,等.美国核电厂取用水量及水资源条件的研究[J].核安全,2018,17(5):71-79.[13]李小华,李俊杰,陈维,等.2000年泰国北榄府医用60Co源辐射事故介绍[J].核安全,2018,17(5):80-94.2018年第六期[1]汤搏.正确的指导思想才能引导正确的行动——《核安全》杂志创刊十五周年有感[J].核安全,2018,17(6):1-2.[2]张天祝.立足新时代坚持新理念再创新辉煌——庆祝《核安全》创刊15周年[J].核安全,2018,17(6):3-5.[3]柴建设,王晓峰,许龙飞,等.创刊十五载助力核安全——《核安全》杂志十五年发展综述[J].核安全,2018,17(6):6-10.[4]苏圣兵,王彦东,李斌,等.安全文化是一种生活方式[J].核安全,2018,17(6):11-17.[5]周永平.克难起步创刊创新发展再造佳绩——写在《核安全》创刊15周年[J].核安全,2018,17(6):18-19.[6]陈刚.《核安全法》的若干看点[J].核安全,2018,17(6):20-24.[7]杨丰兆,李学法,周鑫,等.高温气冷堆核电厂建造阶段的核安全监督[J].核安全,2018,17(6):25-31.[8]毛欢,别业旺,张舟,等.我国核电厂运行技术规格书现状分析及对策[J].核安全,2018,17(6):32-36.[9]刘宇,杨鹏,冯进军,等.AP1000非能动堆芯冷却系统热态性能试验的安全监管[J].核安全,2018,17(6):37-43.[10]曹杰,查卫华,高斌,等.基于关键链技术的核电大修进度管理方法研究[J].核安全,2018,17(6):44-55.[11]张仰程.运行技术规范中的一回路压力定值[J].核安全,2018,17(6):56-60.[12]刘运陶,吕丹,赵善桂,等.核燃料循环设施高效空气过滤器使用问题的探讨[J].核安全,2018,17(6):61-65.[13]张博平,初永越,黄志超,等.《改进核电厂维修有效性的技术政策(试行)》的解读[J].核安全,2018,17(6):66-71.[14]刘宇生,薛艳芳,马帅,等.热工水力验证试验评价的关键问题[J].核安全,2018,17(6):72-78.[15]马应林,王庆斌,王宇飞,等.一种硼中子俘获治疗装置的辐射安全联锁系统设计[J].核安全,2018,17(6):79-84.核安全V ol.19,No.1,Feb.2020[16]刘单,陈祥磊,毕明德,等.民用核安全辐射监测设备十年发展[J].核安全,2018,17(6):85-90.[17]王宏印,毕涛,宋东风,等.设备产业链质量管理评估标准的研究与建立[J].核安全,2018,17(6):91-94.2019年第一期[1]陈瑾,程亮,马欢欢,等.核安全监管能力建设基本框架构建研究[J].核安全,2019,18(1):1-7.[2]张志强,林继德,马培锋,等.核电设备监理实践中的合作共赢模式[J].核安全,2019,18(1):8-12.[3]盛朝阳,路燕,高晨,等.ASME规范的设计安全系数及调整因素[J].核安全,2019,18(1):13-16.[4]肖军,曾广建,汪宏峰,等.废旧放射源收贮车防范系统的设计及建议[J].核安全,2019,18(1):17-23.[5]刘燕芳,赵兵,李楠,等.RCA方法在某核电站设备故障分析中的应用[J].核安全,2019,18(1):24-30.[6]蔡振,梅金娜,韩姚磊,等.蒸汽发生器完整性评估的现状及展望[J].核安全,2019,18(1):31-39.[7]马谷剑,陈平.福清核电厂安全壳的老化管理[J].核安全,2019,18(1):40-46.[8]尹剑航,苏小雨,胡宇航.核电厂运行值绩效观察的评估标准[J].核安全,2019,18(1):47-52.[9]孙琳,浦晨晨,闫雄伟.XX核燃料研制项目核材料衡算与评价的难点分析[J].核安全,2019,18(1):53-57.[10]许利民.“华龙一号”压力容器的设计改进和优化[J].核安全,2019,18(1):58-65.[11]何川,邹全,李松发,等.核动力装置的事故诊断系统[J].核安全,2019,18(1):66-71.[12]赵祥鸿,周鑫,孔晓中,等.AP1000蒸汽排放组件卡涩问题及解决[J].核安全,2019,18(1):72-76.[13]段锋,张珍.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[J].核安全,2019,18(1):77-82.[14]荆旭,肖军.浮动堆抗地震设计问题[J].核安全,2019,18(1):83-87.[15]王康,高桂清,张晶晶,等.军队加强核安全能力建设的探讨[J].核安全,2019,18(1):88-94.2019年第二期[1]董晓璐,刘景宾,孔静.小型模块堆的人因工程审评——以高温气冷堆示范工程为例[J].核安全,2019,18(2):1-8.[2]郑黄婷,许明发,向辉云,等.铀尾矿库辐射安全问题的现状分析及对策[J].核安全,2019,18(2):9-13.[3]李小华,李俊杰,陈维,等.一起工业探伤辐射事故的国际救援概况与分析[J].核安全,2019,18(2):14-35.[4]彭一鹏,奚坤,潘登,等.双区氯盐快堆的增殖及嬗变性能分析[J].核安全,2019,18(2):36-42.[5]阳小华,曾铁军,万亚平,等.放射性物质个体自主安全智能[J].核安全,2019,18(2):43-48.[6]杨舒琦,李兰,谭怡,等.华龙一号SGTR事故源项分析研究[J].核安全,2019,18(2):49-53.[7]潘红洋,沈力强,张少君.法律法规在核级阀门设计制造中的指导和运用[J].核安全,2019,18(2):54-62.[8]张婷婷,夏冬琴,李桃生,等.公众认知对核电接受度的影响[J].核安全,2019,18(2):63-70.[9]张廉,蔡汉坤.中美核电厂领执照者关于运行事件报告的比较研究[J].核安全,2019,18(2):71-76.[10]岑腾跃.三代核电堆芯补水箱制造中不符合项及处理意见[J].核安全,2019,18(2):77-82.[11]肖军,曾广建,梁梅燕,等.浙江省辐射应急演习中现场监测与处置应对的总结[J].核安全,2019,18(2):83-89.[12]牛世鹏,王聪,王高鹏,等.核电厂严重事故下关于操作人员的可达性分析[J].核安全,2019,18(2):90-94.2019年第三期[1]李小华,何列,李世祯,等.浅谈核能和核技术的和平利用[J].核安全,2019,18(3):1-10.[2]张航源,杨强,刘秋实,等.利用好核技术,助力污染防治攻坚战[J].核安全,2019,18(3):11-14.[3]姜羲元,李文静.核电科普宣传工作应重视环保及安全方面的宣传[J].核安全,2019,18(3):15-18.[4]袁曼,罗晓元.HAF003与ASME质量保证体系的对比研究[J].核安全,2019,18(3):19-24.[5]赵登山,谢小明,李福春,等.乏燃料水池贮存格架水下安装工艺研究[J].核安全,2019,18(3):25-30.[6]石洋,苑皓伟,张鹏,等.非能动压水堆波动管内汽液逆流试验的研究[J].核安全,2019,18(3):31-36.[7]何雅杰.核安全设备零件制造的质保分级方法探讨[J].核安全,2019,18(3):37-42.[8]陈荣达.核安全技术体系框架的探讨[J].核安全,2019,18(3):43-50.[9]项建英,王进,杨凯.EPR机组再生式热交换器的调试及现场监督[J].核安全,2019,18(3):51-55.[10]刘宇生,阿不都赛米·亚库甫,庄少欣,等.自然循环装置试验初始条件实现方法研究[J].核安全,2019,18(3):56-61.[11]蔡志云,赵禹,王保平.模块式小型堆化学和容积控制系统的仿真分析[J].核安全,2019,18(3):62-66.[12]苑晨亮,马亮,崔家文,等.核电厂工控系统信息安全评估方法的研究[J].核安全,2019,18(3):67-73.[13]赵立彬,石红,李海涛,等.浅析ISO9606对我国HAF603修订的借鉴[J].核安全,2019,18(3):74-79.[14]段军,邹象,于大鹏,等.压水堆一回路抽真空排气造成压力温度超值的研究[J].核安全,2019,18(3):80-83.[15]赵国志.铀浓缩厂人因失效分析研究[J].核安全,2019,18(3):84-88.[16]张敏,曹芳芳,张亮,等.核燃料组件运输容器的临界安全分析[J].核安全,2019,18(3):89-94.2019年第四期[1]齐媛,杨岩飞,郑洁莹,等.美国核安全文化监督管理及启示[J].核安全,2019,18(4):1-6.[2]孙亚敏,丁逊,方剑青,等.高压电离室校准周期的分析和调。
国家核安全局关于印发《核电厂内乏燃料干法贮存系统核安全监管要求(试行)》的通知
国家核安全局关于印发《核电厂内乏燃料干法贮存系统核安全监管要求(试行)》的通知
文章属性
•【制定机关】国家核安全局
•【公布日期】2015.12.31
•【文号】国核安发[2015]281号
•【施行日期】2015.12.31
•【效力等级】部门规范性文件
•【时效性】现行有效
•【主题分类】核与辐射安全管理
正文
关于印发《核电厂内乏燃料干法贮存系统核安全监管要求
(试行)》的通知
国核安发[2015]281号各相关单位:
为指导核电厂增设厂内乏燃料干法贮存系统相关工作,保证核电厂运行安全,我局组织制定了《核电厂内乏燃料干法贮存系统核安全监管要求(试行)》。
现印发给你们,请遵照执行。
附件:核电厂内乏燃料干法贮存系统核安全监管要求(试行)
国家核安全局
2015年12月31日。
乏燃料干法贮存标准和监管要求浅析
乏燃料干法贮存标准和监管要求浅析霍嘉杰; 郑岳山; 姚琳; 李宁; 王庆【期刊名称】《《核安全》》【年(卷),期】2019(018)005【总页数】7页(P13-18,32)【关键词】核电厂; 乏燃料; 干法贮存; 标准体系【作者】霍嘉杰; 郑岳山; 姚琳; 李宁; 王庆【作者单位】中国核电工程有限公司北京 100840【正文语种】中文【中图分类】TL93+3核电作为一种清洁能源,正越来越受到各国的青睐。
根据国际原子能机构(IAEA)的统计,2019 年,全球30 个国家共有449 台在运核电机组。
随着我国核电的迅速发展,核电厂产生的乏燃料数量也将随之增加。
保守估计,2020 年,我国核电厂乏燃料累积存量将达到7000~8000 t;预计到2025 年,我国核电厂乏燃料累积存量将达到15000 t,每年新产生的乏燃料约2000 t;到2030年,在不考虑新建核电厂的情况下,我国核电厂乏燃料累积存量将达到23000 t,如图1所示。
因此,如何妥善处理数量庞大的乏燃料成为困扰我国未来核电行业健康稳步发展的重要因素之一。
目前,国际上处理乏燃料的方式主要有两种:闭式循环战略(以法国为代表)和一次性通过战略(以美国为代表)[1,2]。
由于各国乏燃料处理能力有限,大部分核电厂产生的乏燃料都处于暂存状态,在全球卸出的乏燃料中,只有大约1/3进行了处理,其余均处于暂时贮存状态[3]。
表1列出了部分地区乏燃料处理方式及数量汇总。
我国在多年以前就确定了乏燃料“闭式循环”的方式,开始建设乏燃料后处理中间试验工厂。
由于各种原因,目前,我国乏燃料后处理能力尚不能完全满足在役商用核电厂乏燃料处理的需求。
图1 我国核电厂乏燃料累积存量Fig.1 Accumulated quantity of spent fuels in nuclear power plants of China表1 乏燃料处理方式汇总Table 1 Summary of spent fuel treatment methods 注:n.a.*指不适用或未公开报道区域湿法贮存/t干法贮存/t后处理/t欧洲≈66000≈7300≈112000北美≈80000≈41900n.a.*拉美≈3000≈2000n.a.*目前,国际上压水堆乏燃料离堆贮存技术主要有湿法贮存和干法贮存两种,湿法贮存是将乏燃料贮存在水池中,为了防止乏燃料包壳被腐蚀,采用离子交换技术保持水质。
乏燃料后处理设施安全导则
乏燃料后处理设施安全导则目录1 引言 (1)1.1 目的 (1)1.2 范围 (1)2 通用安全要求 (1)2.1 安全目标 (1)2.2 纵深防御 (1)2.3 质量保证 (2)2.4 核安全文化 (2)2.5 公众沟通 (3)2.6 其他要求 (3)3 厂址评价 (3)3.1 评价目标 (3)3.2 评价内容 (4)4 设计 (6)4.1 一般要求 (6)4.2 主要安全功能的设计要求 (8)4.3 典型始发事件 (16)4.4 仪表和控制 (24)4.5 人因工程 (28)4.6 安全分析 (30)4.7 放射性废物管理 (32)4.8 流出物排放管理 (33)4.9 环境监测与评价 (33)4.10 实物保护 (34)4.11 核材料衡算 (34)4.12 厂内运输 (34)4.13 应急准备与响应 (35)5 建造 (35)6 调试 (36)6.1 总体要求 (36)6.2 调试大纲 (38)6.3 调试阶段 (39)6.4 调试报告 (41)7 运行 (42)7.1 运行管理要求 (42)7.2 设施运行 (45)7.3 安全停车 (56)8 退役准备 (56)1 引言1.1 目的本安全导则旨在提供满足《乏燃料后处理设施安全要求(试行)》(国环规辐射〔2018〕2 号)的具体建议和措施。
在实际工作中可以采用不同于本导则的方法和方案,但必须证明所采用的方法和方案至少具有与本导则相同的安全水平。
1.2 范围本导则适用于采用液-液萃取水法工艺处理动力堆乏燃料的工业规模后处理设施,包括乏燃料后处理主工艺设施、乏燃料接收与贮存设施以及配套的放射性废物处理和贮存设施等,采用其他水法工艺流程的后处理设施也可参照执行。
本安全导则包含后处理设施的具体安全建议,涵盖厂址选择、设计、建造、调试和运行在内的所有重要阶段。
另外还考虑了变更、维修、校准、试验、检查和应急准备的具体建议。
2 通用安全要求2.1 安全目标乏燃料后处理设施的基本安全目标是保护工作人员、公众和环境免于电离辐射的有害影响。
核电防异物管理指南
核电防异物管理指南Guidelines for Foreign Material Exclusion Management inNuclear Power Plant目次目次.................................................................... II 前言................................................................... III 引言.................................................................... IV1 范围 (1)2 规范性引用文件 (1)3 术语和定义 (1)4 防异物管理体系建设 (2)4.1程序或大纲 (2)4.2培训 (2)4.3监督检查 (2)5 防异物管理区域分级 (3)6 防异物管理细则 (3)6.1防异物管理 (3)6.2工程阶段特殊要求 (4)6.3运行阶段特殊要求 (5)6.4防异物的方法 (5)6.5专项防异物管理 (7)7.防异物专用工具 (15)7.1防异物挡板 (15)7.2防异物防护罩 (16)7.3防异物气囊 (17)7.4可漂浮工具 (17)7.5汽轮机厂房围栏 (18)7.7水池边围栏遮盖物 (18)7.8控制区管控工具 (18)引言国内外核电厂多年运行经验及教训表明,异物对核电厂的安全运行有着非常大的影响,部分异物事件可能会降低设备的使用寿命、损坏重要设备(汽轮机、发电机、蒸汽发生器、一回路冷却剂泵、反应堆等)、损坏核燃料,导致机组停机或降功率,威胁核安全,部分异物事件已给核电站带来了巨大的经济损失。
卓越的防异物(FME)管理能够提高核电厂系统的可靠性及完整性、保护燃料的完整性、提高核电机组的安全性能,有利于减少机组放射性剂量、减少纠正性维修及返工工作、缩短维修工期等。
乏燃料干式贮存技术比较分析
乏燃料干式贮存技术比较分析洪哲;赵善桂;杨晓伟;何玮;潘玉婷【摘要】乏燃料贮存方式主要有湿式贮存和干式贮存两种.本文主要调研了国内外乏燃料干式贮存的概况,研究了具有贮存功能的混凝土筒仓式和具有贮存运输功能的金属容器式乏燃料干式贮存设施的技术特点,并对二者的功能、关键技术等方面进行了比较分析,指出了干式贮存技术存在的主要安全问题.最后,结合我国目前乏燃料的离堆贮存需求对我国未来乏燃料干式贮存工作提出了建议.%There are two kinds of Spent fuel storage, wet storage and dry storage.Dry storage facility status of domestic and several main foreign countries was investigated in this paper.The technological characteristics of concrete silo and metal cask were studied and analysed.Some safety problems were pointed out about dry storage techonlogies.Finally, it is suggested to carry out some studies on dry storage facilities for spent fuel in the future combined with the needs for the away-from-reactor storage.【期刊名称】《核安全》【年(卷),期】2016(015)004【总页数】7页(P75-81)【关键词】乏燃料;干式贮存;混凝土筒仓;金属容器【作者】洪哲;赵善桂;杨晓伟;何玮;潘玉婷【作者单位】环境保护部核与辐射安全中心, 北京 100082;环境保护部核与辐射安全中心, 北京 100082;环境保护部核与辐射安全中心, 北京 100082;环境保护部核与辐射安全中心, 北京 100082;环境保护部核与辐射安全中心, 北京 100082【正文语种】中文【中图分类】TL24截至2016年1月,我国投入运行的核电机组共30台,总装机容量约2800万千瓦,在建机组约24台,总装机容量约2600万千瓦[1]。
核动力厂燃料装卸和贮存系统设计
核安全导则 HAD XXX/XX核动力厂燃料装卸和贮存系统设计(送审稿)国家核安全局200X目次1引言 .......................................................................................................................................... 11.1目的 .......................................................................................................................................... 11.2范围 .......................................................................................................................................... 12燃料装卸和贮存系统及其功能................................................................................................... 22.1概述 .......................................................................................................................................... 22.2新燃料 ...................................................................................................................................... 32.3已辐照燃料............................................................................................................................... 43总的设计基准............................................................................................................................... 53.1概述 .......................................................................................................................................... 53.2运行状态................................................................................................................................... 63.3假设始发事件........................................................................................................................... 63.4设计基准事故........................................................................................................................... 93.5其他考虑................................................................................................................................... 94新燃料装卸和贮存系统........................................................................................................... 124.1概述 ...................................................................................................................................... 124.2系统设计............................................................................................................................... 124.3设备 ...................................................................................................................................... 164.4支持系统............................................................................................................................... 204.5装卸操作............................................................................................................................... 205已辐照燃料及其他堆芯部件的装卸和贮存系统................................................................... 215.1概述 ...................................................................................................................................... 215.2系统设计............................................................................................................................... 225.3设备 ...................................................................................................................................... 305.4支持系统............................................................................................................................... 335.5操作 ...................................................................................................................................... 345.6已辐照燃料拆卸与再组装措施........................................................................................... 365.7有关破损燃料的措施........................................................................................................... 365.8其他已辐照部件的装卸和贮存........................................................................................... 376燃料容器的装卸....................................................................................................................... 386.1燃料容器装卸的设计........................................................................................................... 386.2燃料容器装卸设备............................................................................................................... 396.3装卸料操作........................................................................................................................... 407多堆核动力厂的燃料装卸....................................................................................................... 418质量保证与文件....................................................................................................................... 418.1质量保证............................................................................................................................... 418.2燃料组件和其他堆芯部件的标识、位置和移动............................................................... 42附件 .............................................................................................................................................. 431引言1.1概述本安全导则是对《核动力厂设计安全规定》(HAF 102,以下简称《规定》)有关条款的说明和补充。
- 1、下载文档前请自行甄别文档内容的完整性,平台不提供额外的编辑、内容补充、找答案等附加服务。
- 2、"仅部分预览"的文档,不可在线预览部分如存在完整性等问题,可反馈申请退款(可完整预览的文档不适用该条件!)。
- 3、如文档侵犯您的权益,请联系客服反馈,我们会尽快为您处理(人工客服工作时间:9:00-18:30)。
附件
核电厂内乏燃料干法贮存系统
核安全监管要求
(试行)
一、前言
核电厂设计有燃料装卸和贮存系统,用于未辐照燃料和已辐照燃料(乏燃料)的装卸和贮存。
核电厂的乏燃料贮存方式通常可分为“湿法”和“干法”,我国在运商用压水堆核电机组的乏燃料贮存均采用湿法水池系统。
干法贮存也是目前世界主要核电国家普遍采用的一种乏燃料贮存方式,美国已有近70%的核电厂配套建设了干法贮存系统。
目前,我国部分压水堆核电厂已准备申请增设厂内乏燃料干法贮存系统,但我国尚缺乏相关的标准和规范。
根据环境保护和核安全法律法规相关要求,国家核安全局制定了《核电厂内乏燃料干法贮存系统核安全监管要求》(以下简称《监管要求》),用于指导压水堆核电厂增设厂内乏燃料干法贮存系统的核安全相关工作。
二、适用范围
本《监管要求》适用于核电厂内增设的乏燃料干法贮存系统。
该系统位于核电厂实物保护分区的保护区内,是机组原设计中乏燃
—2—
料水池系统的补充,属于核电厂辅助系统,纳入国家核安全局颁发
的核电厂运行许可证许可范围,由核电厂营运单位对其进行全面管理,并承担相应的核安全责任。
三、适用法规标准
核电厂内乏燃料干法贮存系统的设计、建造、运行和退役等活动,都必须遵守我国现行有效环境保护和核安全法律法规中的适用条款。
增设的乏燃料干法贮存系统作为核电厂辅助系统,在设计和运行中必须遵守《核动力厂设计安全规定》(HAF102)、《核动力厂运行安全规定》(HAF103)和《核材料管制条例实施细则》(HAF501/01)的相关规定,必须满足《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》(GB18871)、《核动力厂环境辐射防护规定》(GB6249)和《反应堆外易裂变材料的核临界安全》(GB15146)等相关标准中适用的要求。
核电厂内乏燃料干法贮存系统的设计、建造、运行和退役等各项活动中,适用部分应参照国家核安全局发布的指导性文件执行,这些文件包括HAD102系列导则、HAD103系列导则、HAD301系列下的02/03/04导则、HAD501系列导则等。
此外,考虑到目前我国核与辐射安全法律法规体系中缺少专门针对核电厂内乏燃料干法贮存系统的指导文件,且国家相关技术标准尚不完善,设计、审评等活动可参照采用美国核管会颁布
的核电厂乏燃料干法贮存系统相关监管导则(RG系列)和技术文 —3—
件(NUREG系列),以及相关的工业标准。
对于本原则未涵盖的内容,可根据具体情况,经国家核安全局同意后补充参考国内、外标准和规范中的适用部分。
四、申请程序及要求
根据《核动力厂运行安全规定》(HAF103)及《核电厂安全许可证件的申请和颁发》(HAF001/01)的相关规定,核电厂增设乏燃料干法贮存系统属于运行期间的安全重要系统修改,核电厂营运单位应依据《核电厂换料、修改和事故停堆管理》(HAF103/01)中的相关要求提交修改申请。
核电厂营运单位应在申请文件中注明乏燃料干法贮存系统的设计寿期、总设计容量、环境限制条件、运行限制值和条件等内容。
其中,系统的设计寿期原则上应不少于核电厂设计寿期的剩余时间。
核电厂营运单位如考虑可能的核电厂运行许可证有效期延续,则乏燃料干法贮存系统在设计寿期上也应予以适当考虑。
核电厂退役时,如乏燃料干法贮存系统需继续运行,则应作为独立设施换取许可证件。
核电厂营运单位应按照要求提供乏燃料干法贮存系统的设计论证、安全分析、试验验证项目等技术支持文件,并以《乏燃料干法贮存系统安全分析报告》形式报送国家核安全局。
经国家核安全局审批后,核电厂营运单位方可实施增设系统的建造和运行。
—4—
五、《乏燃料干法贮存系统安全分析报告》的格式与内容
《乏燃料干法贮存系统安全分析报告》是核电厂营运单位提交增设乏燃料干法贮存系统修改申请的主要技术支持文件,其中应包括系统临界安全、热工安全、辐射防护、结构等方面的分析论证。
核电厂营运单位提交安全分析报告的格式和内容应符合以下要求:
1.考虑到我国目前对核电厂内乏燃料干法贮存系统的核安全监管尚无具体法规标准,原则上可主要参考美国核管会监管导则《乏燃料干法贮存容器安全分析报告标准格式与内容》(RG3.61)的要求,同时结合申请核电厂的特定设计情况补充修改申请相关的其他信息。
2.应参照《乏燃料厂内干法容器贮存安全分析报告标准格式与内容》(RG
3.62)的要求,补充对乏燃料干法贮存系统的相应描述。
3.应包括乏燃料干法贮存系统在厂区内的位置选择、布置信息和地基条件,以及相关支持系统、乏燃料装载运输系统的设计和运行等信息。
4.应包括将乏燃料干法贮存系统的运行和安全管理纳入核电厂现有管理体系的相关内容,这些内容包括但不限于辐射防护、废物管理、核材料衡算与实体保卫、应急计划、环境监测、运行限制与
条件、定期试验、在役检查等。
—5—
5.乏燃料干法贮存系统的环境条件、与厂址有关的设计基准等
参数可采用国家核安全局批准的核电厂运行许可证申请中的相关信息。
6.乏燃料干法贮存系统作为乏燃料厂内临时贮存方案,安全分析报告中还须考虑系统与核电厂、运输、乏燃料后处理等的接口,并论证操作的可实施性。
7.应包括乏燃料干法贮存系统环境影响评价相关信息,论证增设该系统的环境影响符合核电厂执照文件的相关要求。
8.如果乏燃料干法贮存系统采用贮存和运输两用的乏燃料容器,该容器还应符合放射性物品运输容器的管理要求,并单独报国家核安全局审批。
六、安全审评
国家核安全局按照《核动力厂运行安全规定》(HAF103),对核电厂营运单位提交的增设乏燃料干法贮存系统修改申请进行核安全审评。
审评主要依照本《监管要求》第三部分所列出的中国法律、法规和标准,以及国家核安全局在核电厂运行许可证框架下提出的管理要求。
具体技术审评可参照美国核管会技术文件《干法贮存系统标准审查大纲》(NUREG1536)和《干法贮存设施标准审查大纲》(NUREG1567)执行。
对核电厂增设乏燃料干法贮存系统辐射防护的审查应按照《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》(GB18871)
执行。
—6—
对于安全分析报告中相关内容的验收准则,首先必须满足中国法规标准的相应要求;若中国法规标准中无明确要求,也可参考《干法贮存系统标准审查大纲》(NUREG1536)中引用文件的相关要求。
七、附则
本《监管要求》由国家核安全局负责解释,自发布之日起试行。
—7—。