序

• 智能时代核能无损检验技术的守正创新

  李明;

  <正>值此核电规模化批量化建设之际，《核安全》杂志于2025年第3期特别策划了“核电厂无损检验新技术”专栏，汇集国内核工业领域6篇技术成果，全景式展现了我国在阵列电磁检测与成像技术、相控阵超声技术、数字射线影像智能分析、超声导波、交流电磁场等领域的突破性进展。这些创新成果既是技术进步和工艺升级的必然，更是我国核能领域安全发展的新时代命题。

  2025年03期 v.24;No.104 1页 [查看摘要][在线阅读][下载 591K]
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六五环境日

• 关于核事故应急监管法规和导则的几点改进建议

  杨玲;李雯婷;王瑞英;郜建伟;

  核事故应急准备与响应是核安全的组成部分，是保护公众安全的最后一道屏障。核安全监管部门制定了一系列关于核事故应急准备与响应的核安全法规和导则，作为监督和管理的依据，同时也对相关单位和部门的核事故应急准备和响应的活动予以指导。本文结合工作实践对核安全法规和导则中与公众防护行动相关的一些条款提出了改进建议，希望这些改进建议能够对公众防护行动的决策和实施提供助力，为我国核事故应急准备工作提供技术参考。

  2025年03期 v.24;No.104 2-9页 [查看摘要][在线阅读][下载 1480K]
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• 熔盐堆厂址部分审管要点研究分析

  杨震;戴志敏;

  国务院核安全监管部门颁发核设施建造或运行许可证前，需要对营运单位提交的初步或最终安全分析报告进行技术审查和评估。对于熔盐堆，由于其事故影响、核素迁移和应用场景与当前其他堆型差异较大，因此审评厂址部分的可接受性要求也应有所不同。本文以美国NRC审评批准建造的Hermes堆作为研究对象，对照我国监管要求辨识有价值的差异性特点，对法律法规和参考指南进行梳理。从设计和监管角度，归纳安全分析和审评方法要点，并结合监管经验，总结对熔盐堆监管的建议。

  2025年03期 v.24;No.104 10-16页 [查看摘要][在线阅读][下载 1563K]
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• 熔盐反应堆安全特性及其发展思考

  张平逊;刘波;赵晓泽;

  现阶段在建、在运核电有铀资源利用率低，燃料需求量大，产生的贫铀与乏燃料量多等特点，在铀燃料长期稳定供给、核废物安全处置和防核扩散等方面存在问题。因此，加快科技创新，推出在清洁安全高效方面具有优势的新一代核电技术愈发重要。熔盐堆具有更高的安全性、更好的经济性、高效发电与高温制氢等多能融合优势，属于核能领域的“新质生产力”，有助于实现核电积极安全有序发展的目标。本文对熔盐堆国内外研究现状进行了分析，从核电的技术特点和安全特性出发，阐明熔盐堆技术满足核电安全发展的要求，指出制约熔盐堆发展的难点，并给出发展建议。熔盐堆的顺利研发与运行将显著提高核电安全水平，促进我国多元清洁能源供应体系的建设。

  2025年03期 v.24;No.104 17-25页 [查看摘要][在线阅读][下载 1833K]
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• 居民对于核电发展的支持意愿研究——基于江浙沪地区调查研究的讨论

  甄利平;赵国钦;

  本文以计划行为理论为基础，构建“江浙沪地区居民对核电发展的支持意愿模型”。通过问卷调查方式，分析影响江浙沪地区居民支持核电发展的主要因素。运用Spss和Amos软件构建、验证假设模型，结果显示支持态度、主观规范、利益感知对江浙沪地区居民对核电发展支持的行为意向有显著正向影响，风险感知有显著负向影响。

  2025年03期 v.24;No.104 26-32页 [查看摘要][在线阅读][下载 1299K]
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核电厂无损检验新技术

• 无损检验新技术在核电领域应用的要求研究

  凌礼恭;贾亚鹏;马瀚洋;

  核电机组无损检验工作量逐年增加，新堆型新设备带来更多的检验挑战，行业亟待引入新技术破解难题。应从法规与标准、管理、技术三个层面解决无损检验新技术在核电领域应用的问题。明确无损检验新技术应用的管理范围、归口、适用标准。以管理办法或者程序的形式引导无损检验新技术应用申请。建立无损检验新技术评定方案和实施程序，通过自评价、审评、实测复验开展评定工作。以一定倍数的技术论证基数范围，由低安全级向高安全级逐步扩大示范应用，在示范反馈、技术迭代和总结评审中推广应用。

  2025年03期 v.24;No.104 33-41页 [查看摘要][在线阅读][下载 1671K]
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• 蒸汽发生器螺旋传热管超声导波检测技术研究与展望

  方志泓;徐安;王理博;

  作为第四代核电先进堆型之一，高温气冷堆蒸汽发生器传热管采用螺旋管组件式结构，其材质规格、制造工艺与布置方法均与传统压水堆存在差异，导致目前常用的涡流、超声等检测方法无法实施。针对此问题，本文基于超声导波技术提出了适用于高温气冷堆蒸汽发生器螺旋传热管的在役检测方法，阐述了实施该类传热管超声导波检测的技术原理，详细分析了该类传热管的结构特点与检测难点，建立了该类传热管超声导波自动化检测系统并进行了检测试验，试验结果表明超声导波的检测距离可覆盖SG传热管全长，并可有效识别管内远距离缺陷。进一步的，为使该技术落地应用，仍需从样管缺陷加工、参数化检测试验、缺陷定量化评价以及检验规程与标准等方面完善其能力验证工作。

  2025年03期 v.24;No.104 42-49页 [查看摘要][在线阅读][下载 2170K]
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• 相控阵超声检验技术在核电厂的应用

  葛亮;谢航;

  相控阵超声技术是一种先进的超声检验技术，具有高效高灵敏度等特点，目前已广泛应用于核电站的在役检查。本文总结了相控阵超声技术的技术特点，描述了相控阵超声技术在核电厂的标准体系和应用案例。

  2025年03期 v.24;No.104 50-54页 [查看摘要][在线阅读][下载 1324K]
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• 蒸汽发生器传热管涡流阵列检测技术开发与应用

  孔玉莹;马强;王春蕾;陈建;丁伯愿;林戈;

  本文介绍了一款国内自主研发的蒸汽发生器传热管涡流阵列检测系统。设计制作了模拟传热管胀管过渡区体积性缺陷和凹陷的测试样管，通过试验验证了该涡流阵列系统的检测能力，并在核电厂蒸汽发生器传热管在役检查中进行了测试应用。结果表明：针对传热管不同部位的体积性缺陷，使用该涡流阵列检测系统均可有效识别并定性，开发的涡流阵列凹陷轮廓测量功能可有效实施定量检测。

  2025年03期 v.24;No.104 55-60页 [查看摘要][在线阅读][下载 1890K]
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• 数字射线技术在核电厂应用的可行性分析及验证试验

  王聪;杨李果;

  本文通过对常规岛及核岛应用数字射线技术的等价技术级别问题进行分析，并结合验证试验结果，提出了针对国内核电厂在常规岛和核岛中应用数字射线技术的相关建议。对于常规岛应用，DR标准NB/T 47013.11—2023和CR标准NB/T 47013.14—2023中的AB级技术与胶片照相标准NB/T 47013.2—2015的AB级技术具有等价性，可依据NB/T 47013.11—2023和NB/T 47013.14—2023标准来开展小径管焊缝的数字射线技术应用，在使用补偿原则的情况下，可以使用DR技术检测大径管焊缝。对于基于RCC-M标准的核级部件检测，应优先选用X射线，检测工艺控制可参照执行NB/T 47013.11—2023和NB/T 47013.14—2023标准中的AB级技术要求，图像灵敏度应满足RCC-M标准，图像分辨率和信噪比则可按NB/T47013.11—2023和NB/T 47013.14—2023标准进行控制。

  2025年03期 v.24;No.104 61-72页 [查看摘要][在线阅读][下载 1871K]
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• 基于交流电磁场技术的核电厂薄壁不锈钢焊缝检测

  王宇欣;陈斌;杨会敏;付荣真;胡忠全;

  针对核电厂薄壁奥氏体不锈钢焊缝体积检测需求，牵头形成了一套包括理论和仿真研究、探头和系统装备、方法和工艺等的交流电磁场检测（ACFM）技术。对于系统设计的模拟试块进行射线检测（RT）和交流电磁场盲测对比试验，试验结果表明：ACFM系统稳定可靠，可高效实现薄壁不锈钢焊缝超标缺陷有效筛查；ACFM具有不低于RT的超标缺陷检出能力，效率提高超3倍；ACFM技术易对焊缝表面状态敏感，无法定性和精准定量。

  2025年03期 v.24;No.104 73-79页 [查看摘要][在线阅读][下载 2375K]
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辐射安全

• CPR1000机组主控室应急区域可居留性相关技术探讨

  范银利;许丁方;陈秋炀;张建;黄乾;蔡北国;谢舒;

  本文研究了CPR1000机组核电厂主控室应急区域（Main Control Room Emergency Zone，简称CREZ）的可居留性安全分析，分析计算了某核电厂运行期间主控室应急区域人员受到最大剂量对应的非过滤渗漏安全限值为153 m~3/h；调研了CREZ正压试验的现状，并提出了采用多个仪表进行CREZ内不同区域的正压测量方案，可实现正压验证和泄漏区域定位；调研了CREZ非过滤渗漏试验的现状，分析了超声波用于CREZ非过滤渗漏点定位的优点；分析了CPR1000机组核电厂主控室应急区域范围内房间功能与标准的要求，提出缩小CPR1000机组主控室应急区域范围的方案，分析认为优化后将会减少CREZ三分之二的边界，平开门数量约减少三分之二。

  2025年03期 v.24;No.104 80-87页 [查看摘要][在线阅读][下载 1657K]
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核安全理论与实践

• 倾斜条件下的压水堆燃料棒全寿期磨蚀特性试验研究

  付学宽;姚曦;崔春晖;吕路路;张戈;李瑜;

  本文采用倾斜模拟海洋环境，研究了倾斜条件下全寿期控制棒驱动线试验后的燃料棒的磨蚀特性，分析了燃料棒的磨痕数量、磨痕形状和磨痕分布特性，并与常规的燃料组件耐久性试验后获得的磨痕特性进行了对比，分析了控制棒驱动机构运行对燃料棒磨蚀特性的影响，对于探索燃料棒在海洋条件下的磨蚀性能和极限寿命有一定的参考意义。

  2025年03期 v.24;No.104 88-94页 [查看摘要][在线阅读][下载 2201K]
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• 乏燃料水池事故验收准则对EPR核电厂PTR系统在线维修的影响研究

  王永翔;许丁方;

  在线维修是节约核电厂大修工期和提升经济性的重要手段。然而目前EPR核电厂运行技术规范（Operating Technical Specifications,OTS）对乏燃料水池冷却和处理系统（Fuel pool cooling and purification system,PTR）的管理要求限制了PTR及其相关系统在线维修的效率和灵活性。OTS对PTR系统的管理要求来自乏燃料水池（Spent Fuel Pool,SFP）相关设计基准事故（Design Basis Condition,DBC），这些事故采用基于“乏燃料水池温度”的验收准则，事故后需要PTR系统尽快投入运行防止SFP沸腾。为了提高PTR系统在线维修灵活性，本文根据乏燃料水池事故特点，结合国内法规和同类型核电厂的良好实践，将SFP相关DBC事故的验收准则修改为基于“乏燃料组件淹没”的验收准则并重新开展事故分析。根据新的事故分析结果，优化反应堆功率运行期间PTR系统的最低可用列数要求，为PTR系统在线维修的优化提供依据。

  2025年03期 v.24;No.104 95-102页 [查看摘要][在线阅读][下载 1518K]
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• 核燃料元件厂运行事件多维度分析

  张鹏卷;刘运陶;吕丹;杨晓伟;赵善桂;

  近年来，随着核电市场化的快速发展，核燃料元件厂也在不断扩建增产，其安全管理问题日渐突出。本文针对国内外70起元件厂运行事件，分别从发生时间、事件类型、发生岗位、主要影响和原因归类等方面进行了多维度的统计分析，识别出了主要事件类型和易发生事件岗位，以及引发事件的主要原因等因素，并进行了总体评价，旨在为元件厂乃至核燃料循环前端设施营运单位在管理和操作方面提供借鉴和参考。

  2025年03期 v.24;No.104 103-108页 [查看摘要][在线阅读][下载 1384K]
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• 关于《核安全》订阅和征稿的通知

  <正>《核安全》杂志由中华人民共和国生态环境部主管，生态环境部核与辐射安全中心主办，国务院核安全监督管理部门业务指导，是核安全领域唯一的国家级权威刊物，国内外公开发行，国际标准刊号ISSN 1672-5360，国内统一刊号CN11-5145/TL。为推动核安全领域学术交流，提高期刊围绕中心、服务大局能力，深入挖掘核安全理论研究与实践中的共性问题、基础性问题和前瞻性问题，聚焦核安全科技发展的关键技术，建设高水平的核安全学术交流平台，现开展《核安全》期刊订阅及征稿工作。

  2025年03期 v.24;No.104 110页 [查看摘要][在线阅读][下载 1551K]
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