Sök

Din avgränsning ger 571 träffar.

• SSM Report 2008:01 A combined deterministic and probabilistic procedure for safety assessment of components with cracks – Handbook

  SSM has supported research work for the further development of a previously developed procedure/handbook (SKI Report 99:49) for assessment of detected cracks and tolerance for defect analysis. During the operative use of the handbook it was identified needs to update the deterministic part of the procedure and to introduce a new probabilistic flaw evaluation procedure. Another identified need...

  Innehållstyp: Publikationer

• 2008:33 Risk-informed assessment of defence in depth, LOCA example

  The methods that are used today in PSA are applicable for evaluating defence-in-depth levels 1 and 2. Failure data can be determined through: human reliability analysis, riskinformed in-service-inspection methodology, system reliability analysis and directly from plant specific failure data for the components. Many DID activities against LOCA are not explicitly modelled in typical...

  Innehållstyp: Publikationer

• 2006:15 Säkerhets- och strålskyddsläget vid de svenska kärnkraftverken år 2005

  Den säkerhetsfilosofi som Statens kärnkraftinspektion, SKI grundar sin tillsyn på förutsätter att det ska finnas flerfaldiga fysiska barriärer och ett till varje anläggning anpassat s.k. djupförsvar och att tillstädshavaren tar det odelade ansvaret för säkerheten. De fysiska barriärerna är placerade mellan det radioaktiva materialet...

  Innehållstyp: Publikationer

• 2007:33 Analys av mänsklig tillförlitlighet HRA-begreppets tillämpbarhet vid revisionsavställning

  Analyser av mänsklig tillförlitlighet, Human Reliability Analysis (HRA) har använts under en längre tid i kärnkraftverkens probabilistiska säkerhetsanalyser. SKI har nyligen genomfört en utredning om befintliga metoder inom området HRA (litteraturstudie) och hur dessa metoder används av tillståndshavarna för de svenska kärnkraftverken...

  Innehållstyp: Publikationer

• 2006:35 Förslag till avgifter ochsäkerhetsbelopp för år 2007

  Innehavaren av en kärnkraftsreaktor ska årligen, i samråd med övriga reaktorinnehavare, beräkna kostnaderna för omhändertagandet av använt kärnbränsle och annat radioaktivt avfall från kärnkraftreaktorer och rivning av kärnkraftverken. Denna kostnadsberäkning ska senast den 30 juni lämnas till Statens kärnkraftinspektion...

  Innehållstyp: Publikationer

• 2007:20 Internationellt samarbete inom OECD/NEA 2006 avseende nukleär kriticitetssäkerhet

  Deltagande i internationellt samarbete inom OECD/NEA:s Nuclear Science Committee och dess Working Party on Nuclear Criticality Safety har fortsatt under 2006 med stöd av SKI. Inga stora projekt där jag varit mycket aktiv har pågått. Däremot har jag deltagit i arbetet genom granskning av förslag till slutrapporter, vid bedömning av nya projekt samt i fortsatt...

  Innehållstyp: Publikationer

• 2007:23 On Safety Management, A Frame of Reference for Studies of Safety Management with Examples From Non-Nuclear Contexts of Relevance for Nuclear Safety

  The authors present the theoretical framework. There they also discuss the pros of using the system perspective to build a useful frame of reference of safety management using non- nuclear organizations; this as a way to create models useful for the nuclear power industry but based on general understanding of the concept of safety management. The chosen organizations are used extensively to...

  Innehållstyp: Publikationer

• 2007:22 Safety Management An Introduction to a Frame of Reference Exemplified with Case Studies from Non-Nuclear Contexts

  A systems perspective has been applied on safety management that will be the foundation for the frame of reference the authors intend to build during the three-year long project. The case studies are presented and form illustrations of both high quality safety management and weaknesses of the safety management and take a look at information feedback about the risks of the systems. An...

  Innehållstyp: Publikationer

• 2007:05 Development of an Input Model to MELCOR 1.8.5 for Oskarshamn 3 BWR

  An input model has been prepared for the Oskarshamn 3 rector. Demonstrations calculations, at current nominal operating conditions in Oskarshamn 3 for 3300 MW thermal power, were performed for three cases: (1) initial, steady-state conditions, (2) total loss of AC power and (3) large steam line LOCA. The results are presented in the report. 200 Lars Nilsson SKI English An input model has been...

  Innehållstyp: Publikationer

• 2015:34 Inventering av oförstörande provningsmetoder för undersökning av infästningar

  Bakgrund I de Svenska kärnkraftverken och andra kärntekniska anläggningar finns ett stort antal fästplattor i betong, ingjutna alternativt eftermonterade. Fästplattornas uppgift är att förankra säkerhetsrelaterade system och det är därför av stor vikt att dess integritet är bibehållen under dess livslängd. Fästplattan består...

  Innehållstyp: Publikationer