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  • 简介:福岛核事故后,严重事故废液的安全问题受到广泛关注。本文基于放射性废液的可控制性,研究确定了事故废液在核电厂内滞留包容,不向环境排放的原则,并提出了AP1000以及国产自主化三代堆严重事故工况下放射性废液源项以及事故废液滞留包容的措施,确保严重事故工况下环境安全特别是周边水资源安全。

  • 标签: 核电厂 严重事故 放射性废液 滞留和包容
  • 简介:根据《放射性同位素与射线装置安全防护条例》[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防护状况年度评估报告的内容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。

  • 标签: 辐射安全 评估报告 格式与内容
  • 简介:美国核管理委员会(NRC)是独立的核安全监管机构。自成立以来,NRC制定发布了有关文件报告介绍其相关工作。其中具有重要地位的是自1989年以来每年出版的《信息摘要》(InformationDigest),该报告描述了NRC的职责活动,并提供了其管理行业的信息,被普遍认可为“美国核管会年报”。通过研究分析NRC年报的编写思路、内容结构、特点等,结合我国《核安全法》的相关要求,可以为我国国家核安全局年报相关报告的编写提供参考借鉴。

  • 标签: 美国核管会 年报 研究 借鉴
  • 简介:为改善公众对核的认知,基于作者的工作实践,通过对当前背景下涉核科普工作现状的分析,发现了存在诸如顶层设计不足、方式单一、对象定位模糊、吸引力不强、频道不统一等问题。以此提出做好顶层设计、推动法规制度建设、改进方式方法、强化互动体验式、精准定位对象、增强通俗易懂性、丰富科普内容以及利用好新媒体平台等建议,为涉核科普工作的开展提供参考。

  • 标签: 科普 核安全 宣传 沟通 风险
  • 简介:阐述了安全文化评估的基本方法,结合大亚湾核电站的安全文化量化评估实践,探讨安全文化量化评估的方法。

  • 标签: 安全文化 评估 指标
  • 简介:本文简介了AP-1000严重事故主要缓解措施,包括自动卸压(ADS)系统、熔融物堆内保持(IVR)系统、氢气控制系统、严重事故下余热排除系统事故管理等。

  • 标签: 核电厂 严重事故 缓解措施
  • 简介:介绍了EPR核电厂设备安全分级方法,阐述了台山核电厂审评中的主要观点,对比M310机组,评述了EPR核电厂设备安全分级问题审评工作,对今后EPR机组的安全审评提出了建议。

  • 标签: 安全分级 EPR核电厂 安全审评 核设备
  • 简介:自1986年国际原子能机构首次使用安全文化概念以来,世界有核国家均广泛采用,并加以推广。企业文化反映一个企业管理水平、员工素质等多方面内容.而安全文化可以认为是核电企业文化的核心,直接与电厂的运行安全业绩有关。本文从组织个体文化的角度,论述了核安全文化。

  • 标签: 核安全文化 组织 个体
  • 简介:促进人与自然的和谐,是国民经济社会发展全局赋予环境保护工作最重要、最根本的时代重任,是推进环境保护历史性转变的出发点根本目标。坚持以人为本、全面协调可持续发展,积极推进生态文明建设,是新时期环境保护工作的基础灵魂。

  • 标签: 环境保护工作 生态文明建设 灵魂 基础 可持续发展 人与自然
  • 简介:目前,经验反馈已成为全球范围内各核电站安全管理的一项重要举措,其对核安全的促进作用越来越重要。本文阐述了经验反馈对核电站安全的重要意义,介绍了一些重要国际组织国内核电站经验反馈工作的建设运作情况.同时发现了一些问题不足,并结合实际从中得出一些与核电站经验反馈工作相关的建议,以促进经验反馈工作的不断优化。切实提高核电站的运行安全业绩。

  • 标签: 核电站 经验反馈 核安全 交流
  • 简介:中国电力投资集团公司按照核安全文件的相关要求实施了质量保证监查员培训、考核取证。本文介绍了质量保证监查员培训、考核取证实施的依搬策划、过程建议。可供实施质量保证监查员培训、考核取证或制定其导则时作参考。

  • 标签: 质量保证监查员 培训 考核 取证 实施
  • 简介:本文针对中国大陆核电厂1996—2015年期间发生的执照运行事件进行二次分析与评价,针对人因事件的根本原因因素进行标准化分类,统计分析事件中潜藏的不利趋势,剖析趋势中存在的共因因素,结合核电厂管理实际情况针对性地提出了核电厂尤其是新建核电厂人因管理工作的提升方向及措施

  • 标签: 人因事件 趋势分析 直接原因 根本原因 纵深防御
  • 简介:西屋核电站标准技术规范具有安全理念清晰、定义准确、条目简单、易于执行以及多年的实践等特点。本文主要阐述西屋核电站标准技术规范与法国的技术规范之间的较大的差异,对该方面的问题提出了一些建议。

  • 标签: 核安全 西屋核电站 标准技术规范 法国 比较研究
  • 简介:水冷反应堆包括轻水堆重水堆,轻水堆分为压水堆沸水堆;重水堆分为加压重水堆和加拿大的氘铀堆。国际上把它们归为一类进行研究。本文涉及的破损燃料元件的在役检测处理包括:反应堆运行时的检测;换料时或换料后的检测;在燃料组件内鉴别破损的燃料棒;燃料组件的监测、拆卸修复;破损燃料棒拆出后的检测,破损定位与修补。

  • 标签: 水堆 燃料元件 在役检测
  • 简介:本文简要介绍了GS-R-3与HAF003两种质量保证法规,列出了具体的比较、分析与评价表,并提出了总体分析与评价意见。可供修订我国质量保证法规时参考。

  • 标签: 质量保证 比较 分析 评价
  • 简介:介绍了国际上对PSA开发质量应用过程进行规范的技术标准导则,以ASME标准RG1.174、RG1.177为例,对这些标准导则的适用性进行了分析,并结合我国的PSA开发与应用趋势,提出了建立我国技术标准导则的建议。

  • 标签: 概率安全评价 标准 导则
  • 简介:航空γ谱仪系统校准工作是航空野外监测任务质量保证的重要组成内容,由于航空叮谱仪系统监测周边环境大尺度范围的辐射现状,其受到的影响因素很多,给校准工作带来了很大难度。本文针对目前航空监测不同的应用环境,提出航空监测校准的基本内容,分析影响校准的主要因素,对校准现状面临的有关问题进行讨论并给出了合理建议。

  • 标签: 校准 航空伽玛谱仪 航空监测
  • 简介:本文以贯彻执行中国共产党第十九次全国代表大会提出的加快建设美丽中国的奋斗目标新宪法关于生态文明建设等战略部署要求为着眼点,结合核能行业的现状特点,分析了发展核电与生态文明建设的关系,加强核安全监管与建设和谐美丽中国的关系,坚持核电"走出去"与共建人类命运共同体的关系,指出了核能发展中存在的主要问题,并提出了解决问题的一些建议。

  • 标签: 生态文明 绿色发展 美丽中国 核能安全
  • 简介:安全性可靠性对于核电厂这样的大型复杂系统非常重要。而随着新技术在系统中的应用以及分析人员对失误机制的认识加深,人对系统安全的影响得到了更多的关注。在核电领域,人员可靠性分析(HRA)是概率安全分析(PSA/PRA)模型中的重要部分,经历了从仅研究行为结果,到关注认知模型情境影响的发展过程。本文介绍了几种典型的新开发的人员可靠性分析方法,并总结了这些方法的特点。在此基础上探讨了核电领域中人员可靠性分析方法的应用情况,最后对人员可靠性分析方法的发展趋势进行了展望。

  • 标签: 人员可靠性分析(HRA) 概率安全分析(PSA/PRA) 核电站 人的失误