简介：现有后处理设施安全相关标准陈旧,缺项较多,不适应后处理发展的需要。文章首先论述了后处理设施的安全挑战,接着简述了总体安全要求,然后从预防核临界、辐射防护、辐射监测、工业安全以及应急准备与应急响应方面分析了后处理设施的重点安全要求与安全相关标准的需求,提出了制修订标准的建议。

简介：核设施退役既要保证工程质量,又要保障人员和环境的辐射安全,同时废物整备又要达到要求,对这一过程的主要判断依据就是辐射监测数据,但是迄今仍缺乏规范性的监测依据,文章依据辐射监测的相关标准和规范给出了退役过程不同阶段、不同工序、不同目的的监测内容、监测项目和监测方法,以期更好地保障退役作业人员的辐射安全、保护环境、保证退役工程质量,并使得对工程的综合评价有统一的参照依据.

简介：当前我国缺乏核燃料循环设施的具体洪水设防要求,使得在防洪设计方面难以找到明确的标准依据。文章总结、分析了当前中、美、国际原子能机构在核设施防洪设计旁面的标准现状,以期为修订或完善我国核燃料循环设施洪水设防标准提供参考和依据。

简介：本要求的编制基于《核能安全基本原则》,本要求针对所有能够导致人们受到来自核设施与活动的辐射风险的人类活动。核设施包括：核电厂;其他核反应堆（例如：研究用反应堆、临界装置）;浓缩装置和燃料制造装置;产生UF6的转化装置;放射性燃料贮存和后处理厂;放射性废物管理装置,能处理、存储和处置;生产、加工、使用、处理货存储放射性材料的任何地方;用于医疗、工业、研究以及其他用途的放射性装置,和其他安装辐射发生器的地方;

简介：有关铀燃料加工设施的建(构)筑物的抗震设计,中国核工业总公司已经发布了一个《铀燃料元件厂抗震设计分级》(EJ808-94)的行业标准。在标准中规定“对第一级建筑物和构筑物,地震作用按设计基准地震确定的地震力,抗震构造措施按设计基准地震提高一度设防。”也就是说,在铀燃料加工设施的建(构)筑物中,第一级建(构)筑物,地震作用按场地的设防烈度提高一度确定的地震力,抗震构造措施按场地的设防烈度提高二度设防。

简介：鉴于我国全面引进了AP1000非能动核电技术,很多系统的设计发生了革新型的变化,其中消防系统的设计就采用了一种不同于以往的防火设计理念,因此文章简要介绍和分析了美国用户要求文件(URD)第Ⅲ卷对非能动压水堆核电厂消防系统的设计要求,讨论了编制我国相关标准应关注的问题.

简介：锅炉与压力容器规范第Ⅲ卷第5册提供了高温反应堆的建造规则,包括高温气冷堆（HTGR）和液态金属反应堆（LMRs）。这些规则适用于超过第1册中温度的部件,以及温度等于或高于700℉（370℃）的铁素体材料、或温度等于或高于800℉（425℃）的奥氏体不锈钢或高镍合金的部件。更重要的是,第5册还包含石墨堆芯组件的新规则。这些新规则包括对石墨的通用要求、设计和建造规则。除对石墨的辐照效应在石墨材料强度特性测定中反映出的概率设计特点外,新规则还包括了针对石墨的辐照效应。

简介：该出版物涵盖与厂址相关的因素以及有关运行状态和事故条件的现场组装相互作用因素,包括应对紧急事故的保证措施、非组装相关的自然因素及人因导致的安全重要事件。本安全要求标准中所考虑的外部人因事件都是偶发事件。该标准不覆盖为避免第三方故意行为对核设施装置安全进行的实体保护。此前关于本主题的安全标准适合陆上固定热中子核电厂,该标准则适用于范围更广的核设施,采用以评估对人和环境带来的辐射风险为标准的分级方法。

简介：2015年5月18日～5月22日，核工业标准化研究所联合捷克UJV研究所在北京举办了为期五天的以“核电厂电气设备鉴定及设施设备防护涂层鉴定”为主题的学术交流会，来自捷克UJV研究所、环境保护部核与辐射安全中心、核工业标准化研究所、上海核工程研究设计院、核动力运行研究所等21家单位40位专家参加了会议。

简介：该册包含预应力或增强的混凝土安全壳结构的材料、设计、建造、制造、试验、检验、超压保护要求。这些要求只适用于那些旨在提供压力保持或包含屏障的部件。这些要求不适用于其他支承结构,直接影响到系统部件的支承结构除外。针对第2册的建造,该卷包含强制性和非强制性的附录。该2013年版的主要变化包括：——对检验技术和强制性附录Ⅵ（无损检验技术）要求的修改。——对强制性附录Ⅷ（电弧焊接钢筋合格评定）的修改。