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小型反应堆在船舶海洋工程领域的应用
三、海上核动力装置技术标准体系 3.2 技术标准体系介绍----辐射防护目标 安全限值: “Radiation and Protection and Safety Radiation Sources: International Basic Safety Standards” No.GSR Part3, IAEA, 2011 1)正常工况 2)事故工况 安全接受值: 1)社会总体风险水平 2)公众接受程度 3)社会文化背景、信仰 三、海上核动力装置技术标准体系 3.2 技术标准体系介绍----技术安全目标 IAEA 核安全标准体系 “Safety Assessment for Facilities and Activities”, No.GSR Part 4, 2009 三、海上核动力装置技术标准体系 3.2 技术标准体系介绍----技术安全目标 三、海上核动力装置技术标准体系 3.2 技术标准体系介绍----技术安全目标 “Safety Assessment for Facilities and Activities”No.GSR Part 4. IAEA. 2009 “Safety Assessment and Verification for Nuclear Power Plants” No.NS-G-1.2. IAEA. 2001 确定论方法验收准则: 正常运行 1)工作人员和公众受到的放射性剂量在可接受限值的范围之内;2)机组计划释放的放射性物质量在可接受限值范围之内 预期运行事件和设计基准事故(DBA) 1)能在DBA工况期间和之后使反应堆停堆并保持安全停堆状态;2)能从所有预期运行状态和所有DBA工况从堆芯排除余热;3)放射性剂量低于接受限值 超基准事故 目前还没有达成广泛的一致意见。 通常是用概率安全准则来表示。 在许多国家也规定了确定论验收准则:1)在严重事故之后的短期内不应该发生安全壳失效;2)严重事故之后不应该有短期健康影响;3)严重事故之后,长期健康影响/137Cs释放量应低于规定限值 三、海上核动力装置技术标准体系 3.2 技术标准体系介绍----技术安全目标 概率论方法 F(IEh): 始发事件h的年发生频率 P(IEh-PDSi): 始发事件h发展成第i种电厂损伤状态的条件概率 P(PDSi-APBj): 第i种电厂损伤状态发展到第j组事故进程的条件概率 P(APBj-STGk): 第j组事故进程发展成第k组源项的条件概率 Ckl: 第k组源项造成后果l的期望值 三、海上核动力装置技术标准体系 3.2 技术标准体系介绍----技术安全目标 概率论方法 F(IEh): 始发事件h的年发生频率 P(IEh-PDSi): 始发事件h发展成第i种电厂损伤状态的条件概率 P(PDSi-APBj): 第i种电厂损伤状态发展到第j组事故进程的条件概率 P(APBj-STGk): 第j组事故进程发展成第k组源项的条件概率 Ckl: 第k组源项造成后果l的期望值 一级PSA:堆芯熔化概率 三、海上核动力装置技术标准体系 3.2 技术标准体系介绍----技术安全目标 概率论方法 F(IEh): 始发事件h的年发生频率 P(IEh-PDSi): 始发事件h发展成第i种电厂损伤状态的条件概率 P(PDSi-APBj): 第i种电厂损伤状态发展到第j组事故进程的条件概率 P(APBj-STGk): 第j组事故进程发展成第k组源项的条件概率 Ckl: 第k组源项造成后果l的期望值 二级PSA:大量放射性物质释放概率 三、海上核动力装置技术标准体系 3.2 技术标准体系介绍----技术安全目标 概率论方法验收准则 可容忍性阈值 设计目标值 固定值: 堆芯熔化概率: 10-4/(堆.年) 大量放射性物质释放概率: 10-5/(堆.年) 区间值 三、海上核动力装置技术标准体系 3.2 技术标准体系介绍----海上核动力平台技术标准 核动力船舶船体技术标准: 1)“International Code for the Safe Carriage of Irradiated Nuclear Fuel, Plutonium and High-Level Radioactive Wastes on Board Ships”. IMO. 1993 2) “International Maritime Dangerous Goods Code” 核动力海洋工程技术标准: 目前尚无技术标准,需要在后续研究和工程实践中逐步加以完善。 三、海上核动力装置
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