特别报道

  • 在第三届核安全技术和科学支持机构大会开幕式上的致辞

    李干杰;

    <正>(2014年10月27日)尊敬的丹尼斯.弗罗瑞(D.Flory)副总干事,贝诺伊特.德伯克(B.De Boeck)主席,各位代表,各位来宾,女士们,先生们:大家早上好!非常高兴有机会与各位同事再次相见,共同出席第三届核安全技术和科学支持机构大会(TSO大会)。TSO大会作为提高核安全技术支持机构能力、促进国际核安全交流与合作的重要平台,至今已举办两次,这次为第三次。前两次大会分别就技术支持机构提高技术支撑能力和加强国际合作等有关议题开展了深入讨论,并取得了一系

    2014年04期 v.13;No.47 1-5页 [查看摘要][在线阅读][下载 948K]
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监督管理

  • 事故运行与事故分析的关系

    杨庆明;汪俊;唐涛;

    事故运行规程是核电厂纵深防御原则的重要内容。事故运行的确定与事故分析密切相关。本文基于事故分析的特点和事故运行的内容进行分析,探讨了事故运行与事故分析的关系,提出了基于事故分析延伸事故运行的内容的原则。本文认为事故运行规程的制定需以事故分析为基础,同时依赖于全面、详尽的基于最佳估算方法的扩展事故分析。

    2014年04期 v.13;No.47 6-10页 [查看摘要][在线阅读][下载 1123K]
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核电厂实践

  • 核电厂转动机械设备及部件安全相关性判定方法初探

    周璨;陈建文;王飞;

    为了保证核电建设的质量符合安全相关要求,正确地划分设备和部件的安全相关性、等级至关重要。从可操作性的角度考虑,一份完善的分析方法说明文件在判定物项的分级要求时具有重要的指导意义。本文依据国内外的相关法规和导则,阐述了物项分级的原则与方法,并结合某转动机械设备的实例,给出了分析方法的应用过程和结果。

    2014年04期 v.13;No.47 11-16页 [查看摘要][在线阅读][下载 1219K]
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公共宣传

  • 核能公众接受性研究进展及发展趋势

    李锦彬;房超;曹建主;

    在从美国三哩岛事故到日本福岛核事故的30多年时间里,世界各国研究人员一直在对核能公众接受性进行研究。本文对核能公众接受性的研究方法进行了梳理,分别对核能公众接受性研究方法的理论基础——社会调查方法、结构方程模型,以及现有的不同阶段核能公众接受性研究方法与其心理学本质进行了介绍和评析,按照研究深度及起始时间综合考虑,将现有研究方法分为3个阶段,并指出了这些研究方法对当下研究工作的意义,总结并展望了核能公众接受性研究方法的发展趋势。

    2014年04期 v.13;No.47 17-22页 [查看摘要][在线阅读][下载 1277K]
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研究与探讨

  • 福岛核事故后国内外核电厂应急准备的改进研究

    刘圆圆;林权益;李宏宇;崔浩;岳会国;

    福岛核事故3年后,国内外大量经验反馈指出,为了确保核电厂的安全运行,并在事故后尽量减少放射性物质释放,降低事故引发的人员伤亡和财产损失,对目前的应急准备进行改进是十分必要的。本文首先详细研究了国内外针对福岛后的应急准备改进要求,其次对我国3个典型核电厂对《福岛核事故后核电厂改进行动通用技术要求(试行)》的落实情况进行调研,最后初步归纳了《应急准备改进的技术要求》关键点。本调研报告将为技术要求的最终制定提供重要依据,并可为国家核安全局及各核电业主决策提供参考。

    2014年04期 v.13;No.47 23-29页 [查看摘要][在线阅读][下载 1102K]
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  • 某核电厂泵房基坑边坡开挖支护数值模拟分析

    胡勐乾;朱秀云;纪忠华;路雨;孙锋;

    本研究对象为某核电厂取水泵房基坑边坡。根据边坡设计的开挖支护方案,采用ANSYS有限元数值模拟软件,对边坡的开挖支护过程进行了仿真数值模拟。模拟结果表明,在边坡采用深搅桩加固、支护桩、预应力锚索等工程措施后,上台边坡和基坑边坡开挖后引起的位移和应力均较小,边坡处于稳定状态。

    2014年04期 v.13;No.47 30-33页 [查看摘要][在线阅读][下载 1218K]
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  • 高温气冷堆核级石墨相关问题研究

    赵木;

    本文通过对石墨在高温气冷堆中的运行环境进行了分析,研究了在石墨堆内构件设计中的关键问题和在高温气冷堆单个模块及其未来发展中核级石墨的需求。从原料、成型及中子辐照等角度分析了核级石墨国产化研究方向。根据核级石墨目前的研发形势,进行了风险问题分析。

    2014年04期 v.13;No.47 34-38页 [查看摘要][在线阅读][下载 1202K]
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  • 注册核安全工程师执业资格制度建设探究

    王承智;邢丹;张波;陈方强;宋少良;王青松;

    注册核安全工程师执业资格制度在我国刚刚兴起,正渐入正轨,但在许多层面上还存在各种亟需解决的问题。为使这项制度进一步完善,回顾了注册安全工程师执业资格制度的建立及发展现状,分析了在注册核安全工程师执业监管过程中存在的问题,从法律法规、行政监管和继续教育3方面提出了促进注册核安全工程师执业资格制度健康发展的思路和建议。

    2014年04期 v.13;No.47 39-44+38页 [查看摘要][在线阅读][下载 1293K]
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  • 美国核电厂不凝气体管理问题研究现状与进展

    赵丹妮;刘乐;杨鹏;刘宇;李娟;

    核电厂运行经验表明,在核电厂应急堆芯冷却系统、安全壳排热系统以及余热排出系统等安全系统中不凝气体的积聚可能会导致系统不能执行其既定的安全功能。美国在20世纪80年代便对不凝气体积聚的问题进行了研究。本文阐述了不凝气体对核电厂安全系统的影响,并介绍了美国对不凝气体积聚问题的研究进展及现状,主要包括在NRC发布的GL-2008-01中的主要内容和核电厂的响应情况、有关阻止和管理系统内气体积聚的指导文件(NEI 09-10)以及AP1000核电厂针对不凝气体积聚所采取的措施。

    2014年04期 v.13;No.47 45-50页 [查看摘要][在线阅读][下载 1120K]
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  • 放射性物质运输线路优化方法的研究

    张敏;宫宇;姜文华;阙骥;蒋婧;

    在放射性物质运输的活动中,为了使所选取的放射性物质运输线路相对最优,本文在给定的运输起点和终点并且具有时间窗约束的情况下,对运输活动的运输时间、运输成本和运输风险3个关键因素进行综合考虑,将其确立为3个目标向量。根据实际的运输任务,利用灰色关联度分析方法,从3个目标量中确定一个理想化的最优样本,以此为参考样本,通过计算各样本序列与该参考序列的关联度,对被评价对象做出综合比较和排序,选取最优的运输线路。本文为放射性物质运输线路的选择提供了一种分析方法。

    2014年04期 v.13;No.47 51-55页 [查看摘要][在线阅读][下载 1190K]
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  • 核电厂火灾薄弱环节的研究与应用

    余银辉;孙炜;王闯;李娟;

    根据《压水堆核电站防火设计和建造规则》RCC-I,本文对百万千瓦级压水堆核电厂火灾薄弱环节的的分析方法进行了研究。设计了火灾薄弱环节的分析流程;分析了可能导致共模失效的执行机构或传感器的4种类型;对符合准则d的潜在共模点进行了确认,保障火灾不会导致事故或超设计基准事故工况;对纯机械、机电、电气、贮油转动设备共模点制定了定量的火灾风险判定准则。在某核电厂十年安全评审(PSR)中利用该方法进行了防火安全分析。

    2014年04期 v.13;No.47 56-60页 [查看摘要][在线阅读][下载 1191K]
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  • 重水堆1E级隔离放大器的研制及核电设备国产化的几点思考

    刘宝金;

    针对在核电厂中大量进口设备和备件存在价格高、供货周期长、设计过时甚至存在设计缺陷等问题,本文以在秦山第三核电厂的专设安全系统中的隔离放大器为例,在分析隔离放大器的工作原理、工作方式等基础上,介绍了AGM隔离放大器的国产化研制流程和实际研制成果,包括隔离放大器设计缺陷的改进、加工和鉴定等过程管理,并分析了我国核安全相关控制设备的国产化现状、国产化意义,提出了针对核电设备和备件国产化的建议及展望。

    2014年04期 v.13;No.47 61-67页 [查看摘要][在线阅读][下载 1255K]
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  • 蒸汽发生器传热管面内流体弹性失稳分析

    蒋庆磊;乐适;王永;张坤;

    流体弹性失稳是蒸汽发生器内最严重的传热管流致振动机理,一旦发生就会使传热管发生大幅振动并快速失效。流体弹性失稳可能在U形传热管束的面内及面外两个方向发生,为研究面内及面外流体弹性失稳发生的先后顺序,通过将蒸汽发生器U形传热管防振条支撑假设为单向简支,即仅在传热管面外方向对U形管进行约束,建立了完整的U形管模型;计算了弯曲半径及防振条支撑数量对U形管面内外固有频率的影响,基于成熟的流体弹性失稳经验模型,得到了面内流体弹性失稳先于面外方向发生的条件。结果表明,对弯曲半径在0.5 m~1.75 m范围内的U形传热管,当其弯管段支撑点超过4 h,面内流体弹性失稳将先于面外方向发生。

    2014年04期 v.13;No.47 68-73页 [查看摘要][在线阅读][下载 1245K]
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  • 国际核保障的封记系统及其薄弱性评价

    张红见;刘天舒;曹芳芳;徐春艳;

    封记,又叫篡改指示装置,已经广泛地应用于国际核保障体系和核安全监督管理,用来核实保护目标是否发生篡改或被未经授权的获取。封记实施计划、封记研制及其封记薄弱性评价、封记有效实施程序与方法 3方面内容一起构成封记的控制系统。本文针对封记信息化管理技术的发展需要,结合封记有效实施的任务分工、封记实物和数据信息管理等环节,明确提出了封记控制系统有效实施的技术要求。文中以热收缩膜封记的控制系统管理为例,对封记薄弱性的评价方法进行系统地归纳总结。封记系统的研究必然有效地促进封记在核安全保卫、核武器不扩散、放射性废物管理以及核材料衡算与控制等领域的应用。

    2014年04期 v.13;No.47 74-78+73页 [查看摘要][在线阅读][下载 1316K]
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  • 竖直管束外含空气蒸汽冷凝的实验研究

    王璐;孙中宁;范广铭;宿吉强;

    本文对竖直管束及单管的管外冷凝换热进行了实验研究,分析了管壁面过冷度、混合气体压力和不凝性气体含量对管束外冷凝传热性能的影响,对比了管束与单管的传热特性,给出了管束外冷凝传热系数的计算关联式。研究结果表明,管束的平均冷凝传热系数随过冷度的增大而减小,随混合气体压力的增大而增大,随不凝性气体质量分数的增加而减小。在混合气体高压力、低不凝性气体含量时管束的传热效果明显优于单管。关联式计算值与实验值误差范围小于±10%。

    2014年04期 v.13;No.47 79-83页 [查看摘要][在线阅读][下载 1169K]
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  • 核电厂安全系统的系列配置对可靠性与机组安全的影响方案研究

    张宁;郑华;牛文华;咸春宇;

    本文介绍了核电厂安全系统设计的要求、具体实践及其技术发展趋势,论述了在核电厂安全设计中安全系统的系列配置与安全系统可靠性及核电厂安全水平的关系。本文还特别讨论了三环路压水堆核电厂安全系统的配置所采用的3个独立系列设计理念的安全性以及与其他配置的比较。结果表明,3个独立系列的安全系列设计能提高核电厂的安全性,满足核电厂的经济性,使配置更加合理。

    2014年04期 v.13;No.47 84-89页 [查看摘要][在线阅读][下载 1198K]
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辐射安全

  • 循环水浸泡影响下的新型地坑过滤器抗震分析

    朱贺;

    安全壳地坑过滤器是核电厂专用的重要安全设施,用于在失水事故(LOCA)下收集安全壳内的泄漏水和喷淋水,以便再循环使用,从而保证安注泵和喷淋系统不被杂质损坏。为了对新型地坑过滤器结构的抗震性能进行分析,以其中的典型模块为例,采用ANSYS软件进行数值建模,并针对其在不同工况下进行了应力分析;地坑过滤器结构的附加水质量通过经验公式和试验的方法得到,在抗震分析中考虑了地坑过滤器结构周围流体对结构抗震性能的影响;并依据RCC-M规范对过滤器的滤筒和汇流槽进行了应力强度评定。该模块的计算结果表明,在不同工况下该新型安全壳地坑过滤器具有良好的抗震性能,满足规范的对强度的要求。

    2014年04期 v.13;No.47 90-94页 [查看摘要][在线阅读][下载 1367K]
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