- 孙造占;初起宝;房永刚;张云波;
核动力厂应针对某些极不可能发生的严重事故进行设计已逐步成为共识,对在严重事故工况下需要保持安全功能的设备的质量要求也随之成为焦点问题,故进一步明确严重事故下设备质量要求及其验证方法和准则是落实核安全监管要求的重要组成部分。本文回顾了国内外关于核动力厂严重事故对策的发展历程,并解读了不同阶段对严重事故下所用设备的质量要求的内在含义。从我国相关核安全法规要求出发,结合我国核安全规划及远景目标,提出了严重事故下设备可用性论证的相关建议。
2014年01期 v.13;No.44 20-27页 [查看摘要][在线阅读][下载 1114K] [下载次数：190 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：4 ] |[阅读次数：0 ] - 乔清党;李冰;岳会国;姚仁太;盛黎;王韶伟;
通过对国内外有代表性的中小尺度核与辐射事故后果评价数值模拟方法的调研,对发生在我国及境外邻近地区的核事故确立了精细化评估气载放射性物质扩散的数值模拟软件系统的总体研发方案,拟建系统采用相应的气象场与扩散场的预报方法和回顾性分析方法。该方法为软件的顺利研发奠定了技术基础,进而可有效提升我国核与辐射事故的应急响应能力。
2014年01期 v.13;No.44 28-33页 [查看摘要][在线阅读][下载 1361K] [下载次数：413 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：7 ] |[阅读次数：0 ] - 曹亚丽;王尔奇;王晓峰;张瀛;
开展科学传播理论在核与辐射安全科普工作中的应用研究,将有助于提升我国核与辐射安全的科普工作水平。阐述了科学传播的定义,介绍了科学传播模式的衍变过程,分析了我国目前核与辐射安全科普的现状,探讨了适宜我国核与辐射安全领域的科学传播模式及其应用。
2014年01期 v.13;No.44 34-38+49页 [查看摘要][在线阅读][下载 1140K] [下载次数：224 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：6 ] |[阅读次数：0 ] - 刘宇生;唐济林;谭思超;高璞珍;张春明;
对流量波动条件下核动力装置系统圆管内流体的流动换热特性进行了数值研究,重点研究了波动周期、波动振幅两个因素对流动换热特性的影响。结果表明:流量波动时,通道内的摩阻系数和壁面换热系数均随时间周期性波动,且波动周期与流量波动周期相同;波动周期增加,摩阻系数波动幅值减小,壁面换热系数波动振幅变化不明显;相对振幅增加,摩阻系数波动幅值增大,壁面换热系数波动振幅增大。
2014年01期 v.13;No.44 39-44页 [查看摘要][在线阅读][下载 1795K] [下载次数：134 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：0 ] - 宫宇;李春;张敏;倪曼;许献洪;
将PSA技术应用于核电厂日常的运行管理和维修工作等活动,评价核电厂瞬时风险,从而帮助发现在设计中存在的薄弱环节,使核电厂以更加灵活的方式安全运行,以获得更高的安全性和经济性。本文对能够解决上述问题的Living PSA模型化方法进行了研究,介绍了Living PSA的定义,Living PSA研究工作的主要意义,Living PSA模型化方法以及应解决的主要问题。
2014年01期 v.13;No.44 45-49页 [查看摘要][在线阅读][下载 1319K] [下载次数：154 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：3 ] |[阅读次数：0 ] - 叶成;郑明光;王明路;邱忠明;王勇;
对福岛事故进行分析,指出在没有厂外救援的情况下,堆芯和乏燃料需要长期完全非能动冷却。通过在AP1000基础上的改进和对新型非能动系统的研究,说明了大型先进压水堆可以实现长期完全非能动冷却,从而实现无需厂外应急的第IV代核电厂安全目标,这也是大型先进压水堆安全发展的方向。
2014年01期 v.13;No.44 50-54+70页 [查看摘要][在线阅读][下载 1300K] [下载次数：262 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：13 ] |[阅读次数：0 ] - 吕丹;高明媛;刘斌斌;徐云起;
对国外核燃料后处理厂的临界事故进行了统计和分析。通过调研,明确了临界事故的实际发生频率、起因和危害,并分析了临界事故的预防、监测和缓解措施的投入及使用情况,以便为核燃料后处理厂相关的工程设计、设施运行、安全分析以及安全审评工作提供参考和依据。
2014年01期 v.13;No.44 55-58页 [查看摘要][在线阅读][下载 1112K] [下载次数：367 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：3 ] |[阅读次数：0 ] - 赵国志;曹欣荣;石兴伟;
以AP1000核电厂为参考对象,采用SCDAP/RELAP5/MOD3.4程序,用确定论方法计算直接注入(DVI)管线中、小破口初因叠加内置换料水箱(IRWST)失效严重事故和采取压力容器外部冷却(ERVC)后的效果,重点分析了主要非能动注入系统的响应,熔池和下封头行为。计算结果表明,DVI管线发生破口导致堆芯熔化比热段同等尺寸破口要早,ERVC可以有效防止下封头熔穿。
2014年01期 v.13;No.44 59-63页 [查看摘要][在线阅读][下载 1382K] [下载次数：138 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：7 ] |[阅读次数：0 ] - 戴瑜;张斌;赵福祥;
固定式X射线探伤项目的环境影响评价中,职业卫生标准《工业X射线探伤放射卫生防护标准》(GBZ 117-2006)(以下简称GBZ 117-2006)为主要使用的技术标准与评价依据之一。针对固定式X射线探伤环境影响评价过程中遇到的实际问题,包括探伤房曝光室的屋顶、通风孔、电缆管口以及防护门等辐射防护薄弱环节,从实践性与可操作性方面展开讨论,对GBZ 117-2006提出完善与细化的建议。
2014年01期 v.13;No.44 64-70页 [查看摘要][在线阅读][下载 1574K] [下载次数：223 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：3 ] |[阅读次数：0 ] - 王松平;王晓伟;杜志辉;
无机离子交换剂凭借其独特的物理化学性能,及其在去除放射性废水中137Cs的突出表现,引起人们的广泛关注。概述了硅铝酸盐、杂多酸盐、亚铁氰化物、不溶性多价金属酸性盐、不溶性多价金属水合氧化物、钛硅酸盐等不同类型无机离子交换剂去除放射性废水中137Cs的研究进展,介绍了无机离子交换剂去除放射性废水中137Cs的典型应用,以期为我国放射性废水的处理及处置提供借鉴。
2014年01期 v.13;No.44 71-77页 [查看摘要][在线阅读][下载 1186K] [下载次数：557 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：17 ] |[阅读次数：0 ]