简介:为了加强对放射源的监督管理,中国政府调整了监管体制,并吸收国际先进的管理经验,结合中国的实际情况,出台了一系列科学化举措,包括对放射源实行统一全过程监管、对放射源实行身份管理、建立全国放射源监管信息系统、对放射源实行分类管理等。
简介:通过分析中国核承压设备国产化现状及存在的主要问题,提出只有充分总结和汲取过去发展核电的成功经验和深刻教训,切实采取制定国家核电发展长远和总体性规划、加大核电设备设计和制造科研攻关经费投入、强化核电设备国产化基础、加强核安全监管能力建设等措施.中国核承压设备才能真正实现国产化,核电产业才能持续发展。
简介:本文概述了国内外有关研究堆老化管理的法规、导则及系列指南文件,介绍了目前我国研究堆老化管理工作(寿期论证、定期安全审查等)的开展情况及取得的成效,并从加强法规建设、推进系统老化管理、加强老化技术研究、推进相互合作等几方面对加强我国研究堆老化管理工作提出了若干建议.
简介: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。
简介:2004年11月5日,中国原子能科学研究院举行2004年游泳池反应堆(SPR)场区应急演习,国家环保总局核安全司及核安全中心有关专家到现场进行监督评价。此次演习自早9:30分开始至10:45分结束,历时75分钟,验证了原子能院核事故应急计划的有效性、检查应急组织的应急响应能力。
简介:回顾了破前漏(LBB)的发展历史,并分析了LBB在中国的应用前景.分析了关于材料断裂韧性不同的表达方法和测量方法.根据不同国家的实践,分析了LBB对材料性能的要求.
简介:核事故对人类的生产生活会造成极其严重的后果.对其进行科学分类是安全管理和核事故处理的重要基础.分析了核事故造成的死亡人数、有害照射总剂量、受照人数、经济损失等多属性特征;通过灰关联度确定了各属性指标的不同权重,定义了事故间的加权指数相似度;根据事故属性指标的相似度,利用基于更为科学的进化聚类分析对事故进行了分类;并以近来全球发生的6起重大事故为例进行了实证分析.提出的事故分类方法,综合考虑了事故造成危害的机理,理论严谨、方法实用有效,可作为有关部门进行核事故分类和核事故处理的决策依据.
简介:为持续提高安全水平,定期安全审查(PSR)已在国际范围内得到了广泛的重视并加以实施.法国的PSR实践具有其独特性.本文主要介绍了法国PSR的实施方法,主要实践,并着重对VD3-900的具体工作进行了说明.同时本文还简要介绍了PSR国际范围的实践.
简介:在核材料衡算核查过程中,核材料偷盗者拥有核材料的时间和其被揭露的可能性是两个相互矛盾的因素,对此两因素进行优化可以得到核材料核查的最佳时刻.另一方面可以运用数理统计的方法,观察数据是否具有随机性和是否遵从正态分布来判断初始数据的真伪.
简介:通过将先进的核电厂主控室与常规主控室进行比较,说明了先进的核电厂主控室一些新的技术特点。为适应这些技术特点,在审评过程中就需要考虑新的技术要求,对此进行了原则性的总结和探讨。
简介:简要介绍了目前美国的能源政策和有关策略、美国核电的现状以及新建项目面临的挑战、美国核管会(NRC)为配合核电发展和推动新建项目而对监管方式的调整情况以及有关候选堆型。
简介:随着工业的发达和设备管理思想的发展,近年来人们对维修方法进行了很多的研究.本文首先分别阐述了以可靠性为中心的维修和状态维修方法,通过对两者的分析,提出建立以RCM分析为基础的状态维修体系.
简介:为了真正落实法规中强调的保护环境的要求,现行辐射防护体系应该从单纯对人类的防护,拓展到对整个环境的电离辐射防护.其中,建立对非人类物种的危害评价体系是主要的内容之一,也是本项工作开展的难点.本文介绍了目前国际上在建立生物剂量模型研究中的最新进展,对我国在这方面的研究工作提出了建议.
简介:笔者根据自己多年从事核安全监督管理的实践和学习核安全法规的体会,特别是根据笔者本人在地区核安全监督站的工作经历,阐述了关于我国核安全监督管理体系的某些个人观点.
简介:对于极低放废物目前没有明确的定义.但其特点却非常突出--含有少量的放射性物质且数量巨大.对于这些废物的处理处置和管理各国都有不同的方法.本文着重介绍法国的实践,相信对我国的极低放废物的处理处置和管理有一定的借鉴作用.
简介:秦山第三核电厂的CANDU-6型重水堆已经进入商业运行阶段,上海监督站在对重水堆的监督过程中遇到了一些新的问题,如重水泄漏与损失、燃料棒束包壳破损以及在电厂大修期间由启动仪表导致第一停堆系统误动作等.本文就这些特殊问题的处理原则进行探讨,并提出了自己的见解.
简介:从中国核电厂设计安全法规回顾,到《新建核电厂设计中几个重要安全问题的技术政策》和对《核动力厂设计安全规定》的主要内容都作了介绍,全面地介绍了中国核电厂设计安全法规修订和发布的情况,并重点阐述了《新建核电厂设计中几个重要安全问题的技术政策》的特点,以及《核动力厂设计安全规定》新老法规的比较。
简介:从两个方面探讨金属拉伸试验试样的有效性,一是要避免试样所具有的被测性能指标的“真值”明显地高于其所代表的实际产品所具有的被测性能指标的“真值”,二是要避免试样所具有的被测性能指标的“真值”明显地低于其所代表的实际产品所具有的被测性能指标的“真值”。结合核安全审评和监督过程中遇到的实际问题,从不同的角度解读法规条文。以理论分析为基础,并考虑到现实的可操作性,对今后相关的核安全审评提出建议。
简介:本文根据IAEA要求的可接受标准、基本原理和反应堆退役一般的处理方法.对反应堆退役过程中的一些问题进行讨论,并给出了一个初步的放射性总量估算方法.并与实际值进行分析比较,对核设施退役过程中的辐射特性进行了初步的探讨。
简介:论述核电厂设计基准风速的若干问题,主要涉及到与设计基准风速有关的基本概念,数据来源与收集,数据组选择和统计分析方法。
浅谈中国放射源的科学化管理
中国核承压设备国产化现有基础及发展对策浅析
研究堆老化管理的法规依据、现状及建议
国际原子能机构(IAEA)研究堆安全管理现状及展望
中国原子能科学研究院举行游泳池反应堆场区应急演习
LBB对材料性能的要求
基于加权的核事故聚类分析
法国定期安全审查的实践
关于核材料衡算监督检查最佳核查时间的选择及初始数据真伪辨别方法的研讨
先进的核电厂主控室人-机界面审评中需要注意的几个问题
美国核电的现状及发展背景简介
以RCM分析为基础的状态维修体系
辐射防护概念的拓展与环境放射防护
地区监督站的核安全监督职责
极低放射性废物处置的法国实践
重水堆运行监督中的几个特殊问题探讨
中国核电厂设计安全法规的发展
关于量属拉伸试柱的有效性
核反应堆退役初期辐射特性的探讨
核电厂设计基准风速若干问题的探讨