六·五特别报道

  • 核安全是生态文明建设的重要屏障

    王树国;柴建设;

    核安全作为一种纯粹公共产品,是国家安全的重要组成部分,是环境保护的重要领域。生态文明建设就是弘扬以绿色、循环和低碳为特征的经济社会建设,美丽中国是生态文明建设重要内容、价值追求和考核指标。核能的开发利用代表了能源优质化方向,对于经济社会可持续发展具有积极促进作用,而环境保护是生态文明建设的主阵地,加强核安全监管对于保障核安全具有现实意义,核安全必然成为生态文明建设的重要屏障。

    2016年02期 v.15;No.53 1-4+9页 [查看摘要][在线阅读][下载 516K]
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  • 对核设施环境影响评价的一点探讨

    张露;汪萍;孙宏图;商照荣;

    为了将新实施的、更为严格的环境保护法的要求反映到实际的核设施环境影响文件审评工作中,本文从以下3个方面进行了讨论。首先,引入生态文明的目标、内涵和原理将进一步丰富环境影响评价的理念,探索性开展政策环境影响分析或评价。其次,健全建设项目环境影响评价体系,积极促进环境影响后评价工作持续、有效的开展。再次,严格执行环评制度,持续提升核设施建设项目环评质量。具体包括:持续开展建设项目环境风险排查;细化并加强环境影响评价范围和内容,如重视环境辐射影响评价和温排水等影响评价、加强非辐射的环境影响因子评价等:高度重视核设施新厂址的选址环评;进一步加强环评的选择和导向功能;加强核设施环境影响评价管理。

    2016年02期 v.15;No.53 5-9页 [查看摘要][在线阅读][下载 547K]
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  • 推动核安全法立法建设 保障核能安全发展

    李森;左嘉旭;

    本文通过研究我国核安全法律法规体系现状,明确《核安全法》制定的必要性。研究探讨《核安全法》在我国核安全法律体系中的定位以及制定《核安全法》对现有法律体系的补充作用,并从核损失赔偿制度、核安全信息公开制度、公众参与制度、核安全文化、与现行法律体系相协调以及核安全法实施细则等方面对完善《核安全法》立法提出建议。

    2016年02期 v.15;No.53 10-12+16页 [查看摘要][在线阅读][下载 379K]
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  • 全球乏燃料后处理现状与分析

    孙学智;罗朝晖;

    乏燃料后处理是充分利用铀资源,保障核能可持续发展,保护环境的关键技术之一,国际上有核国家如何对待处理乏燃料,是每个有环保意识,关心核电发展的人关切的问题。本文调研了国内外乏燃料后处理现状,分析了乏燃料后处理面临的问题和挑战,期望理解和重视乏燃料后处理,共同为保护地球,保护环境献计献策。

    2016年02期 v.15;No.53 13-16页 [查看摘要][在线阅读][下载 351K]
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监督管理

  • 监管机构综合管理体系实施中的潜在困难与应对策略

    程建秀;封祎;付杰;曾超;栾海燕;

    依据国际原子能机构安全标准和对中国核与辐射安全监管综合评估的建议,国家核安全局组织编制和发布了监管机构的综合管理体系手册。作为该项工作的主要参与者,作者结合核与辐射安全监管系统管理体系的现状,从如何确保综合管理体系有效实施的角度,分析了当前所面临的潜在困难和挑战,并提出一些建议供参考。

    2016年02期 v.15;No.53 17-23+45页 [查看摘要][在线阅读][下载 1070K]
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核电厂实践

  • 台山核电厂气态流出物取样代表性评述

    何玮;李小龙;杨晓伟;祝兆文;蒋婧;

    本文介绍了台山核电厂烟囱气态流出物取样监测系统的设计,并结合ISO 2889-2010标准要求,对该系统取样代表性进行了评述,为核电厂烟囱气态流出物取样监测系统的设计和审评提供参考。

    2016年02期 v.15;No.53 24-28页 [查看摘要][在线阅读][下载 653K]
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  • 核电工程建设期间防异物管理探讨

    余腾昱;尹祥平;

    异物是核电工程建设中重要质量隐患,防异物是改进项目质量管理水平的重要活动,异物控制不当会对后续运行核电厂产生灾难性的后果,以往案例说明由于建设阶段遗留异物引起的事件占到全部事件的一定比例。通过阳江核电工程项目在防异物方面的实践,对项目建设过程中出现的各类异物事件进行分析,指出目前核电工程建设防异物管理存在的共性的突出问题,提出了项目建设过程中异物防护的主要技术管理措施,并对阳江项目工程建设过程中的创新措施方法进行介绍,对目前中国核电工程建设阶段的异物控制领域的改进进行了初步的探讨,力求能对促进国内核电工程建设异物控制水平的提升提供思路。

    2016年02期 v.15;No.53 29-34+51页 [查看摘要][在线阅读][下载 925K]
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辐射安全

  • 在手套箱中操作放射性物料时的辐射防护分析

    田英男;龙琳;高桂玲;杨德锋;米爱军;王炳衡;李卓然;

    在乏燃料后处理过程中,通常会在手套箱中处理带有强放射性的物料。为保证人员辐射安全,需要对手套箱中的源项及手套箱的辐射屏蔽进行分析,以判断可在手套箱中操作的源项总活度和各类型射线强度范围,并评估人员的操作时限。计算结果分析表明,一般情况下α粒子对手部(穿戴一定厚度且无破损的手套)和对手套箱外人体躯干的辐射可以忽略:为降低中子对人体的辐照剂量,需要控制手套箱物料中中子产额比较高的核素的含量(如Pu)和总的物料操作量;此外,还应该严格管控~(90)Sr、~(90)Y、~(137)Cs等纯β射线核素的净化效率,以有效限制β射线对手部的照射剂量和其轫致辐射产生的光子对人体的二次辐照。

    2016年02期 v.15;No.53 35-40页 [查看摘要][在线阅读][下载 761K]
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事故应急

  • 核事故应急演习模式的探索

    沈大伟;李冰;过毅;李晨;陈莹莹;

    本文在结合某核电厂2014年场内核事故综合应急演习的相关经验的基础上,重点就国内核电厂组织大型核事故综合应急演习以及如何提高演习的锻炼效果等方面进行交流,提出了演习体系化、完全不通知模式等观点和相应的做法,希望能给业界同行提供参考。

    2016年02期 v.15;No.53 41-45页 [查看摘要][在线阅读][下载 497K]
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研究与探讨

  • 反应堆应急行动水平的历史和新发展

    陈畅其;夏晓彬;吕晓雯;蔡军;郭先伟;

    建立应急行动水平对反应堆应急计划起着重要的作用。本文详细回顾了美国和国际原子能机构在建立应急行动水平方面的发展情况,着重介绍了反应堆建立应急行动水平方法学的历史发展和完善过程,对比了美国和国际原子能机构、动力堆和研究堆在建立应急行动水平方法学上的异同,介绍了福岛事故后国际社会对核应急关注的热点和对反应堆建立应急行动水平的影响。

    2016年02期 v.15;No.53 46-51页 [查看摘要][在线阅读][下载 569K]
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  • 核电厂气载流出物大气弥散因子不同计算方法比较研究

    张琼;郭瑞萍;王博;

    当前,基于核电厂气载放射性流出物环境影响的评价模式种类较多,然而这些模式及其开发的程序多用于评价过程,专门针对环境后果影响审评的应用较少。本文从分析核电厂气载放射性流出物大气弥散的相关导则标准以及基于此开发的相应程序入手,针对典型核素,采用C-Airdos,ROULEA-2.0和Fluidyn-PANACHE等程序,以我国自主设计的CAP1400压水堆重大专项示范工程石岛湾核电厂所在地环境数据为基准,开展正常运行工况下大气弥散因子模拟计算,与石岛湾核电厂环境影响评价报告所采用的Y3001程序计算结果进行比较分析,推荐适用于核电厂正常运行工况下气载流出物环境影响的审评模式及程序,为我国核电厂环境影响审评提供有益的技术参考。

    2016年02期 v.15;No.53 52-57+63页 [查看摘要][在线阅读][下载 910K]
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  • 我国核电厂抗震设计反应谱和RG 1.60设计反应谱的比较分析

    李亮;杨宇;赵雷;詹佳硕;覃锋;路雨;

    设计反应谱对评价核电厂在地震作用下的安全性极为重要。本文从统计核电厂抗震设计标准反应谱时选取的强震数据及统计方法两个方面,分析比较了美国RG 1.60设计反应谱和我国核电厂抗震设计规范反应谱的异同。通过对比分析,深入理解核电厂抗震设计反应谱的提出需考虑的关键因素,为核电厂抗震设计和审评工作提供参考。

    2016年02期 v.15;No.53 58-63页 [查看摘要][在线阅读][下载 1067K]
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  • 控制棒驱动机构下部Ω焊缝及母材液体渗透显示分析的研究

    凌礼恭;贾盼盼;孙海涛;董晓璐;盛朝阳;高晨;王俊红;

    控制棒驱动机构(CRDM)下部Ω焊缝及母材显示在焊前、焊后、水压试验后的液体渗透检测(PT)中均有出现,其形态基本为小于1 mm的非线性显示,主要分布在焊缝两侧的弧段区。对显示的检测表明,原材料性能满足技术规格书的要求,同时存在C类、D类超尺寸夹杂物。PT显示部位可观察到非金属夹杂物及微裂纹。结合完工报告复核、材料复验、国外供货对比等分析认为显示与超尺寸非金属夹杂物相关。显示可采取有限打磨进行处理。建议提高原材料夹杂物采购技术要求,控制原材料中Al、Si、O的含量,在失效时可考虑覆盖堆焊(OVERLAY)、夹紧装置(CSCA)的维修方式以及进行适当的在役跟踪检查。

    2016年02期 v.15;No.53 64-69页 [查看摘要][在线阅读][下载 734K]
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  • 基于IEEE标准的电气贯穿件鉴定试验研究

    郑开云;杨晓;陈智;

    本文简要介绍了核电厂安全壳电气贯穿件以及相关的鉴定标准,并着重介绍了IEEE 317标准的演变历程。阐述了基于IEEE 317标准的电气贯穿件鉴定试验方案的制定,并针对AP/CAP系列核电电气贯穿件的鉴定提供了鉴定试验序列的实例。结合实践经验,分析讨论了按照IEEE 317标准实施鉴定试验过程中存在的问题及解决方法。相关研究结果可为核电行业应用IEEE标准开展核电设备鉴定提供借鉴。

    2016年02期 v.15;No.53 70-76+83页 [查看摘要][在线阅读][下载 939K]
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  • 核电厂设计基准龙卷风评价的敏感性研究

    朱好;陈家宜;李凤菊;王璐;郑伟;汪宏宇;

    龙卷风是在核电厂选址、设计和安全评价中需要考虑的重要外部自然事件,对于可能发生龙卷风的厂址区域,应对设计基准龙卷风进行评价。本文针对我国7个滨海厂址,按照核安全导则HAD101/10中的龙卷风风险度评价方法,计算了7个厂址的设计基准龙卷风风速,并定量分析了设计基准龙卷风风速对拟合样本区间和高强度样本评级的敏感性。结果表明,高强度级别的龙卷风累积频数分布是否满足对数线性规律决定了设计基准龙卷风风速计算结果的稳定性。对于计算结果不确定性较大的厂址,本文给出了评价中应关注的问题和采取的对策。

    2016年02期 v.15;No.53 77-83页 [查看摘要][在线阅读][下载 873K]
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  • 燃料组件边角栅元偏离泡核沸腾比分析

    许志红;王喆;杨萍;史国宝;

    燃料组件边角栅元的阻力系数大于典型栅元和冷壁栅元。本文基于标准子通道模型,通过调整子通道模拟区域的位置,修改了通道、燃料棒以及格架阻力等相关参数,直接模拟燃料组件边角栅元的综合效应,进行偏离泡核沸腾比(Departure from Nuclear Boiling Ratio,简称DNBR)分析。分析结果表明:边角栅元的偏离泡核沸腾比能被典型和冷壁栅元的计算结果所包络。本文同时对燃料组件间隙和边角栅元的偏离泡核沸腾比的影响进行了进一步分析。

    2016年02期 v.15;No.53 84-88+94页 [查看摘要][在线阅读][下载 1525K]
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  • 民用核设施的风险沟通模型分析

    张露溪;褚建勋;朱玉洁;贾伟;

    风险沟通是风险应对与风险管理的重要理念,在协调核能安全与社会公众的关系中尤为重要。本文针对相关核安全风险沟通案例,参考国内外学者的文献,厘清了风险沟通的理论发展脉络,梳理了近年来民用核设施风险沟通模型的研究成果:在此基础上进一步结合政府导向型风险沟通模型,在技术风险和感知风险两个领域中,研究了民用核设施的风险沟通模型:提出了包括风险信息的导向和专家与政府的信任建设等若干建议,并对风险社会背景下该领域研究方向进行了有益的探索。

    2016年02期 v.15;No.53 89-94页 [查看摘要][在线阅读][下载 1496K]
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