- 徐珍;
压力管卧式重水反应堆(CANDU6)具有相互独立的冷却剂系统和慢化剂系统。慢化剂系统将堆芯高能裂变中子慢化到能维持持续裂变所需的热中子水平,并将慢化中子过程中产生的热量带出。在反应堆大修期间,需要对再循环冷却水系统(RCW)进行检修,则需要并投入其备用系统,但是RCW备用系统仅对反应堆冷却剂系统进行冷却,不提供慢化剂系统热交换器冷却水。所以在RCW备用系统投入的情况下,慢化剂系统丧失冷却。为判断在此情况下慢化剂的温度变化情况,本文对CANDU6大修期间慢化剂系统丧失冷却情况下的温度变化进行分析并与试验结果进行比较,评估是否会由于温度过高而导致系统失效。
2012年01期 No.35 26-29+79页 [查看摘要][在线阅读][下载 1082K] [下载次数：61 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：134 ] - 李静晶;张永兴;姜子英;杨宏伟;程卫亚;焦志娟;刘瑞瑞;张爱玲;
核电厂温排水对生态环境造成的负面影响(即热污染)日益引起社会的关注,本文分析了当前核电厂温排水热污染控制研究的现状及存在的不足,建议从水生态影响评价方法学、改进预测温排水扩散的数值模拟方法和物理模型试验中的不足,以及对近海水温遥感测量方法的适应性调整等方面开展进一步研究,为核电厂热污染的控制和监管提供技术基础。
2012年01期 No.35 30-34页 [查看摘要][在线阅读][下载 330K] [下载次数：366 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：5 ] |[阅读次数：231 ] - 黄昌蕃;匡波;
非能动安全系统可靠性的分析是广泛采用非能动设计的新一代核电厂概率安全评价(PSA)的重要内容,其量化分析需根据非能动安全系统可靠性评估对象,确定影响系统运行的关键参数,结合事件序列对非能动系统进行研究。本文以AP1000非能动余热排出系统(PRHRS)设计阶段的可靠性研究为例,结合丧失主给水事故,根据燃料包壳完整性以及系统稳定性的功能准则,确定影响PRHRS的关键参数和设计参数。采用拉丁超立方抽样(LHS)确定输入参数组合,运用RELAP5/MOD3程序进行不确定性传递计算,进行关键参数对系统功能敏感性评价与确认,进行系统功能可靠性分析,为AP1000概率安全评价提供PRHRS可靠性估计。
2012年01期 No.35 35-41+79页 [查看摘要][在线阅读][下载 1220K] [下载次数：354 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：12 ] |[阅读次数：177 ] - 韩旭;常猛;翁方检;李春;
比较了4种典型核电厂乏燃料冷却系统的主要设计特点,通过对系统功能的分析,从方法论角度讨论了系统的设计方法,并提出了乏燃料冷却系统设计改进与优化的基本原则。
2012年01期 No.35 42-44页 [查看摘要][在线阅读][下载 205K] [下载次数：285 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：10 ] |[阅读次数：172 ] - 刘舶航;成靖;
模糊综合评价是定性分析和定量分析综合集成的一种常用方法,其中,模糊层次分析法是对层次分析法的改进。本文介绍了模糊层次分析法的基本思想,并将模糊层次分析法运用到对核电项目供应商履约能力评价办法设定中,通过模型的建立将涉及供应商履约能力评价的各个因素进行权重分配。根据各因素的实际得分进行加权计算,得出总分即可作为评价依据。该研究旨在解决核电项目设备采购中如何定量分析供应商合同履约能力的问题,以保证设备采购的顺利进行。
2012年01期 No.35 45-50页 [查看摘要][在线阅读][下载 308K] [下载次数：312 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：11 ] |[阅读次数：211 ] - 汪萍;廖运璇;刘新华;吴浩;
核设施退役有利于消除核安全隐患,减少辐射环境风险,是环境保护的一项重要活动。本文讨论了在核设施退役过程中应重点关注的几个问题:退役目标和剂量约束值、退役过程中有关控制值的制定、放射性废物管理以及退役过程中和退役终态的监测。并结合退役项目说明了在退役实施中应该重点关注的环境相关问题。
2012年01期 No.35 51-55页 [查看摘要][在线阅读][下载 355K] [下载次数：360 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：7 ] |[阅读次数：208 ]
- 阳小华;刘征海;刘志明;万亚平;白小峰;
SSE-CMM可用于过程改进、能力评估和提高用户的信任度,是组织和实施安全工程的通用方法,是系统安全工程领域成熟的方法体系。SSE-CMM结合了计算机科学中的CMM模型、管理学中的全面质量管理思想和统计理论,将系统安全工程转换为一个具有良好定义的、成熟的、可测量的先进工程学科。SSE-CMM评估面临领域知识缺乏、数据量大、证据类型多样、过程繁琐、证据与问题匹配复杂等问题。为有效提高评估效率,本文依据本体论、证据理论、语义网、智能信息检索、智能自动匹配等技术和方法,针对乏燃料后处理系统,设计了一种基于领域本体的智能评估软件系统,主要包括领域本体建模和管理、证据自动收集、问题和证据自动匹配、过程评估等4个子系统,技术体系结构分为数据层、本体层、知识层、服务层、表示层5层。
2012年01期 No.35 56-60页 [查看摘要][在线阅读][下载 489K] [下载次数：122 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：171 ] - 李春;张庆华;常猛;刘宇;
核电厂的地坑滤网堵塞问题是目前世界核能领域比较关注的重要安全问题之一,先进压水堆的设计也充分体现了改善地坑性能的最新研究成果。本文介绍了在我国已经开工建设的先进压水堆核电厂(AP1000以及EPR)的地坑滤网设计,可以为我们解决地坑滤网堵塞问题提供有益的借鉴。
2012年01期 No.35 61-64页 [查看摘要][在线阅读][下载 584K] [下载次数：127 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：9 ] |[阅读次数：169 ] - 张琼;郭瑞萍;张春明;张建奎;韩福眷;花杰;
日本福岛核事故发生后,东京电力公司通过在事故现场喷洒水溶性合成树脂的办法,在污染区表面形成固结层,抑制和控制放射性粉尘的扩散。本文简要介绍了福岛核事故发生的经过,喷洒水溶性树脂的动机,喷洒范围及实施过程。依据相关报告,对福岛核事故中喷洒水溶性树脂的降污效果进行了分析,并就水溶性树脂的降污机理和应用前景进行了初步探讨。喷洒水溶性树脂对固定放射性粉尘等有一定的降污效果,值得我国借鉴和研究。
2012年01期 No.35 65-71页 [查看摘要][在线阅读][下载 577K] [下载次数：125 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：5 ] |[阅读次数：184 ] - 庄景齐;商照荣;吕彩霞;
本文介绍了长期大气释放下氚的剂量评价模型——比活度模型。该模型考虑了氚的两种形态HTO和OBT,对长期大气释放下氚在环境介质中的迁移行为,氚浓度的估算进行了描述。
2012年01期 No.35 72-75页 [查看摘要][在线阅读][下载 219K] [下载次数：137 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：7 ] |[阅读次数：132 ] - 冯燕;张云波;王忠秋;
本文论述了人因工程在核电厂设计中的重要性。简要介绍了人因工程的内容和范围,重点讨论了新建核电厂的人机接口设计。简要说明了国外核电厂人机接口设计,详细描述了国内核电厂的人机接口设计要求。
2012年01期 No.35 76-78页 [查看摘要][在线阅读][下载 188K] [下载次数：207 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：5 ] |[阅读次数：168 ]