PDF《RBMK 型反应堆的安全性：确定技术框架》

1992 作. 年巳扩大到涉及运行中的和建造中的 上述两项计划都为提高 RBMK 型堆安 RBMK 型、 WWER-440/213 型和 WWER- 全性提出了大量建议.其中大部分建议与正

1000 型堆.该计划是与国家和地区的技术合 在俄罗斯、立陶宛和乌克兰实施的国家 作项目互为补充的. RBMK 型堆计划中所包括的措施相关. 该计划的内容包括 s 进行因机组而异的 lAEA 在其计划的初始阶段的基础上, 安全审查,以评价设计和运行实践的合适 编制了一份有关 RBMK 型堆设计和运行安 性z以lAEA 重大安全事件评价组 (ASSET) 全问题的综合清单.为做此项工作,曾使用 服务的名义进行的审查,包括地震安全性研 过IAEA 汇编的有关 RBMK 型堆的技术成 究在内的机组设计审查 F 以及举行有普遍意 果和建议的数据库.从各种技术会议、斯摩 义的安全问题的专题会议.此外,还对核电 棱斯克和伊格纳林纳的安全性审议以及 EC 机组进行后续安全出访,以检查 IAEA 的建 国际计划的 ASSET 报告中收集到的所有技 议实施情况 s 对执行的或建议的安全改进工 术成果和建议都被纳入该数据库中,并进一 作进行评价 E 对安全性研究报告进行同行评 步按专题归类出各种的安全问题.该数据库 审z提供援助以加强监管部门 z 以及组织培 还收入了由设在莫斯科的 RBMK 型堆主要 训I1 讲习班.还保持一个有关列出的每座机组 设计院提供的因堆而异的安全资料. 的技术安全问题和安全改进状况的数据库. 机构的数据库与

24 国集团核安全协调 该计划作为一项预算外计划,其活动依 小组建立的数据库有着相互连系,因此便于 赖于 IAEA 成员国的自愿捐款.指导委员会 对安全专题和援助项目进行联合分析. 在技术问题方面提供协调和指导,并作为与 欧洲委员会(EC) 以及与其他国际和金融组 IAEA 计划的成果 织交换信息的场所.该计划考虑相关的一 IAEA 的计划找出了 RBMK 型堆存在 国、双边和多边活动的结果,并因此提供一 的与

7 个专题领域有关的

58 个安全性问 个框架,在此框架内可就提高 WWER 型堆 题.就与

6 个设计领域有关的问题而言,按和RBMK 型堆的安全性的技术基础上达成 已查觉的对堆安全性的影响,进一步将其排 国际共识的 .IAEA 还在

24 个OECD 国家集 序.与运行领域有关的安全问题,尤其是与 团通过 EC 建立的协调体制内提出技术建 确保高度安全文化有关的安全问题都被认 议. 该计划的成果、建议和结论的唯一目的 为是十分重要的. 是用来帮助那些对核电厂的监管、更新和安 安全问题的排序并不一定意味着所有 全运行负唯一责任的国家决策者的.它们可 提出的建议都同样迫切需要执行.因此, 以减少在国家许可证审批过程中对全面安 必须因堆制宜地对各种建议作进一步的 全评价的需要,但不能代替. 研究. 虽然有关质量保证 (QA) 和监管事宜两

12 《国际原子能机构通报>

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1996 年第

1 期RBMK 型堆的技术概况 RBMK 型反应堆堆芯由砌成柱体的紧 密堆积的石墨块构成,并留有轴向内孔.大 多数孔道含有燃料通道.有些孔道留作他用 (如安装仪表和控制系统)并称作 专用通 道 .这种石墨砌体堆放在直径为

14 米的圆 柱形钢容器内,后者既是石墨堆的支撑体, 也是氮-氮混合气体的容器. 堆芯内石墨总重量为