- 张黎辉;刘黎明;李小丁;曲云欢;李光辉;董毅漫;刘英伟;
随着我国核能发展步伐的加快,我国未来的核能发展面临人才队伍建设、核安全管理、核安全文化、资金投入、核设施退役及放射性废物处理处置等11个存在核安全问题的方面。根据这些方面,本文采用德尔菲法筛选出了34个重大核安全问题并进行了分值排序,并根据对这些重大核安全问题的认真研究分析后得出了研究结论,提出了适合我国核能发展的建议。
2015年02期 v.14;No.49 25-29+57页 [查看摘要][在线阅读][下载 161K] [下载次数：251 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：6 ] |[阅读次数：0 ] - 张奇;梁忠英;耿艳;刘乐;
本文针对某核电厂开关站500k V母线故障时,母差保护装置RADSS拒动事件,分析得出RADSS母差保护拒动的根本原因是故障时电流互感器(CT)根部浪涌吸收器导通,导致流过RADSS保护装置的故障电流被分流。根据这一分析结果,采取了将RADSS母差保护装置整体换型为微机型母差保护装置的措施,最终提高了母差保护的稳定性,保证了核电厂厂外电源的安全稳定。
2015年02期 v.14;No.49 30-34页 [查看摘要][在线阅读][下载 810K] [下载次数：75 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：0 ] - 刘泽军;张弛;刘宇;赵丹妮;
本文从核电厂安全壳地坑滤网化学效应研究的必要性出发,介绍了国外近期的相关研究状况,并就国内某研究院针对国内典型核电机组地坑滤网化学效应的试验方案与国际上的相关方案进行比较,在试验与核电厂的适应性上进行了多方面分析,并对试验的结论给出了正面评价并对后续核安全相关工作提出了具体建议。
2015年02期 v.14;No.49 35-41页 [查看摘要][在线阅读][下载 761K] [下载次数：64 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：2 ] |[阅读次数：0 ] - 张丹;冉旭;周科;鲁剑超;
大多数研究堆正常运行时冷却剂从上向下流过堆芯,流量反转和长期余热导出是面临的重要热工问题。池壳式布置常用于较高功率和较高压力的研究堆,堆本体采用压力壳方式,同时将压力壳浸入水池,这有利于采用非能动方式导出堆芯余热,并且在事故后的长期阶段,此类研究堆还有多种可能的余热导出方式。本文对池壳式研究堆长期余热导出途径进行了研究,分析了不同方式下的余热导出能力及堆芯安全状态,论证得到了一个较为安全、高效、简化的余热排出方案。
2015年02期 v.14;No.49 42-47页 [查看摘要][在线阅读][下载 888K] [下载次数：77 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：2 ] |[阅读次数：0 ] - 王春明;詹自敏;王艳苹;杨林民;
在核电厂管道的破前漏裂纹稳定性分析中,比较常用的是使用J积分-撕裂模量汇交方法 (简称J-T方法)来计算极限载荷和临界裂纹长度。本文利用有限元方法,建立含有裂纹的管道模型,指出裂纹尖端网格设置的关键点;然后用Abaqus软件对含有裂纹的管道模型进行J-积分分析;最后根据计算的结果,运用J积分-撕裂模量汇交方法计算出临界裂纹尺寸。将所得的计算结果与理论计算结果进行对比,可以看出二者在计算临界裂纹尺寸上具有高度的一致性。可见在小范围屈服(Small-Scale Yielding,简称SSY)情况下,使用有限元法进行破前漏裂纹稳定性分析是可行的。
2015年02期 v.14;No.49 48-52页 [查看摘要][在线阅读][下载 561K] [下载次数：223 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：4 ] |[阅读次数：0 ] - 尤伟;石雪垚;王晓霞;龙亮;邱林;
本文利用一体化的严重事故数据计算分析程序,研究核电厂发生大破口失水(LBLOCA)事故始发严重事故情况下裂变产物的释放、迁移、去除和最终在不同区域的分布等特征。假设核电厂具有双层安全壳设计并且安全壳保持完整性的情况下,计算最终向环境的释放源项。最后利用美国核管会(NRC)的NUREG-1465假设的壳内事故源项的释放份额计算环境释放源项的份额,并对结果进行比较。计算结果可以为应急设施评价源项的选取以及场外后果评价提供参考。
2015年02期 v.14;No.49 53-57页 [查看摘要][在线阅读][下载 299K] [下载次数：372 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：8 ] |[阅读次数：0 ] - 李亮;范瑾;唐立学;冯燕;
核电厂安全级设备鉴定是保障电厂安全功能完整的一项重要措施,也是核安全文化的重要体现。但是,目前设备鉴定存在着诸多理解偏差或缺失。本文结合核安全设计理念,阐述了设备鉴定的基本流程和方法以及具体的实施原则,指出了设备鉴定技术的改进和发展方向,从而为建立一个整体的设备鉴定体系提供参考和依据。
2015年02期 v.14;No.49 58-61页 [查看摘要][在线阅读][下载 453K] [下载次数：253 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：10 ] |[阅读次数：0 ] - 初起宝;刘学锋;王庆;
本文以美国的设备可靠性指标(简称ERI)为例说明了核电厂如何建立设备可靠性指标,以及如何应用这些指标对电厂状态进行监督。这些指标包括了"超前"指标和"滞后"指标,通过设备可靠性指标可以全面衡量电厂管理与设备运行和维护的状态。核电厂营运单位以及核安全监管当局可以通过这些指标分析电厂当前的性能状态以及电厂的状态趋势,在设备性能下降前找出电厂管理和设备维护的薄弱环节并采取针对性的纠正措施,从而进一步提高电厂的安全运行水平。设备可靠性指标在美国和加拿大已经得到了普遍的应用并且取得了一定效果,因此为了加强国内电厂的设备管理水平很有必要加以引进和推广应用并在此基础上对具体实施提出了相关意见和建议。
2015年02期 v.14;No.49 62-67页 [查看摘要][在线阅读][下载 548K] [下载次数：282 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：11 ] |[阅读次数：0 ] - 张攀;那福利;
为了在核安全设备质量鉴定过程中使热老化试验方法更加充分、合理,在研究热老化理论模型的基础上,本文对国际上几种常用的热老化试验方法进行了比较和分析,进而对国内核电厂设备热老化试验方法的选择提出了相应的建议。
2015年02期 v.14;No.49 68-74页 [查看摘要][在线阅读][下载 289K] [下载次数：124 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：2 ] |[阅读次数：0 ] - 李炜炜;王桂敏;李晶;戴文博;田雪;
2011年日本福岛核泄漏事故给日本的经济社会发展带来了致命打击,更为严重的是,这场突如其来的灾难在全世界范围内引发了新一轮的反核浪潮。各国在建涉核项目纷纷下马,新增项目举步维艰。在"闻核色变"的背景下,涉核项目的上马动辄会引发群体事件。以江门反核事件的发展进程为主线,深入剖析涉核舆情的特点和舆情产生的深层次原因,进而提出在新媒体时代涉核舆情的预防与消解措施。
2015年02期 v.14;No.49 75-80页 [查看摘要][在线阅读][下载 722K] [下载次数：546 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：12 ] |[阅读次数：0 ] - 李卓然;薛娜;刘耸;王晓霞;
在辐射源所处区域无屋顶或屋顶较薄且操作的辐射源项较强时,γ射线会由于辐射源顶部无防护或者防护不足,在空气的反散射作用下,导致操作区域周围的剂量有一定程度的增加。通常在废物库或者废物处置场设计中需要重点关注天空反散射问题。本文针对核电厂放射性废物处理过程中存在的"天空反散射"问题,开展了分析方法和防护措施的研究,采用点核积分和蒙特卡罗两种方法对"天空反散射"所致辐射场进行了分析计算,比较了两种方法的优缺点,同时,结合具体的废物库工程设计,描述了废物吊运过程中天空反散射的影响范围及其对库外人员的辐射影响,依据计算结果,给出了相应的解决方案,从而为同类型废物处理设施的设计提供参考。
2015年02期 v.14;No.49 81-86+94页 [查看摘要][在线阅读][下载 1131K] [下载次数：188 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：7 ] |[阅读次数：0 ] - 姚伟达;廖剑晖;张明;姚彦贵;
核电厂设施是由构筑物、管系、设备和部件(SSCs)等组成的十分复杂的系统,抗震I类设施的抗震设计分析是在安全停堆地震(SSE)设计基准事故下确保核电厂安全的重要措施之一。为了将核电厂中复杂的构筑物、系统、部件的抗震分析开展得全面、可靠又深入,最有效和通用的方法是在抗震分析中将整个构筑物、系统、部件合理地分解成若干抗震主系统和子系统。本文从将主、子系统简化为二自由度的基本振动原理出发,论证主、子系统解耦的条件,证实了美国核管会安全分析报告标准审查大纲3.7.2中提出解耦条件的依据。同时又论证了耦合系统中将子系统独立解耦并进行抗震分析时所必须满足的必要条件。本文的结论可为核电厂抗震设计分析工程师以及安全评审人员提供一个重要的设计分析及评审依据。
2015年02期 v.14;No.49 87-94页 [查看摘要][在线阅读][下载 611K] [下载次数：220 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：6 ] |[阅读次数：0 ]