- 李汉平;艾宪芸;
本文调研了国内外已商业化的γ相机,介绍γ相机的发展历史,对国内外γ相机的发展、研究和应用状况进行分析和总结。γ射线成像技术是一种符合ALARA原则的核辐射监测技术,随着核电子学技术的发展,γ相机必将在辐射监测方面得到广泛的应用。
2016年04期 v.15;No.55 18-21+26页 [查看摘要][在线阅读][下载 954K] [下载次数：502 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：7 ] |[阅读次数：0 ] - 杜月华;石敏;王明明;关庆涛;王溪睿;刘旭松;
铀尾矿库是铀矿冶系统中的一个重要的辅助设施。铀矿石经过铀提炼之后形成的尾矿渣都贮存在铀尾矿库内。虽然铀尾矿库中尾矿渣的放射性比活度不太高,但是由于废物数量大,会对环境造成长期的潜在影响和危害。本文在保证环境治理工作的基础上,借鉴现有的铀尾矿库退役治理经验,研究退役铀尾矿库的生态恢复与切实可行的综合利用方案,使铀尾矿库退役后达到有限开发利用。在确保实现可接受水平的前提下,最大限度地节省投资,增加人文美学景观效果,同时带动地方经济的发展和社会效益的提高,为国内相关铀尾矿库区的生态恢复和土地利用提供新的示范案例。
2016年04期 v.15;No.55 22-26页 [查看摘要][在线阅读][下载 973K] [下载次数：96 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：6 ] |[阅读次数：0 ] - 孙娜;齐敏;谢逸钦;
核电厂数字化保护系统的维护系统是对安全级数字化控制系统进行故障分析和系统维护处理的关键环节。为了提高当前核电厂安全级数字化控制系统维护期间的安全性以及调试维修的工作效率,本文在对数字化保护系统架构和维护功能分析的基础上,同时结合FMEA分析技术,设计出了一套全新的集中维护系统,通过对其独立性进行分析,认为其能够满足安全相关标准要求。该设计方案具有人机接口简单,操作方便,不影响安全功能等优点。可应用于核电厂安全级数字化控制系统故障诊断和系统维护中,也可为其他行业数字化控制系统维护系统设计提供参考。
2016年04期 v.15;No.55 27-33+47页 [查看摘要][在线阅读][下载 1266K] [下载次数：100 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：7 ] |[阅读次数：0 ] - 郑丽馨;周红;王娅琦;吴彦农;焦峰;
本文介绍了美国提出FLEX策略的背景,总结了FLEX策略的内容和特点,并结合国家核安全局发布的《福岛核事故后核电厂改进行动通用技术要求》提出了几点建议。
2016年04期 v.15;No.55 34-39页 [查看摘要][在线阅读][下载 740K] [下载次数：149 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：3 ] |[阅读次数：1 ] - 张琼;逯馨华;王博;郭瑞萍;陈鲁;
本文介绍了核电厂气载放射性流出物对公众造成的剂量计算公式,概述了在正常运行工况下由于大气弥散所导致的公众剂量评价软件,比较分析了软件中典型放射性核素的有效剂量转移因子,并与相关标准进行对比分析,为我国核电厂环境影响审评提供了有益的技术参考。
2016年04期 v.15;No.55 40-47页 [查看摘要][在线阅读][下载 166K] [下载次数：103 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：0 ]
- 孟阿军;刘浪;凌君;刘洪涛;章贵和;
核级管道热疲劳失效是核电厂金属部件失效的主要形式之一,也是核电厂老化管理及延寿中的关注重点之一。本文采用核电厂疲劳监测系统测得管道的温度数据,掌握其真实的温度影响过程,对监测区域管道的疲劳状态进行评估,实现管道热疲劳状态寿命管理,最终可以为核电厂延寿工作提供数据支持。
2016年04期 v.15;No.55 48-51+58页 [查看摘要][在线阅读][下载 1015K] [下载次数：238 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：4 ] |[阅读次数：0 ] - 李聪新;任成;许超;温丽晶;刘宇生;
接触导热是低温条件下高温堆球床堆芯传热的主要方式,接触导热的计算精度决定了低温条件下高温气冷堆球床传热计算的精度。本文建立了类似热离散单元法的球床接触导热的计算模型,通过计算流体力学方法进行模型中两个球之间理想接触的导热量计算,给出了所编写的大规模随机堆积球床接触导热计算程序的详细步骤。通过与计算流体力学方法对球床局部堆积结构接触导热计算结果的比较,验证了该计算程序的准确性。该方法与球床局部结构计算流体力学方法精度接近,并可用于颗粒尺度大规模球床计算。
2016年04期 v.15;No.55 52-58页 [查看摘要][在线阅读][下载 805K] [下载次数：173 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：1 ] |[阅读次数：0 ] - 陈杰;周涛;刘亮;
超临界水堆和先进沸水堆在结构和原理上存在很多相似点,但在安全特性方面存在一定的差异性。本文通过对比分析超临界水堆和先进沸水堆两个堆型来研究它们安全特性的差异性,研究结果表明:超临界水堆由于不存在汽水两相,不会发生偏离泡核沸腾现象,又因为采用的是非能动和能动相结合系统,具有较好的安全特性;和相同功率的先进沸水堆相比,其比焓高,流量低,泵消耗功率低,压力下降速率更快,消耗的核燃料低;超临界水堆安全系统与先进沸水堆安全系统虽然都采用了非能动安全系统和能动系统,但在超临界水堆能动安全系统中,其压力控制系统控制速度较快,而非能动控制系统则较为稳定。
2016年04期 v.15;No.55 59-64页 [查看摘要][在线阅读][下载 1753K] [下载次数：574 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：1 ] |[阅读次数：0 ] - 张晔;杨德锋;王晓霞;米爱军;
一回路冷却剂源项是核电厂核与辐射安全的重要基础数据。本文采用RELWWER程序,并结合核电厂的实测数据,对WWER1000型机组一回路冷却剂裂变产物源项进行了分析及计算考虑一定的设计裕度,得到了一套设计源项和现实源项,可为该机型辐射防护和放射性废物管理的设计提供参考。
2016年04期 v.15;No.55 65-68+88页 [查看摘要][在线阅读][下载 463K] [下载次数：105 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：4 ] |[阅读次数：0 ] - 李虎伟;依岩;黄志超;陈妍;初永越;钱晓明;周林;
当前国内核电厂普遍采用EPRI型方法开展风险指引管道在役检查优化,其需要完成管段失效可能性分析、管段失效后果分析及风险增量计算等工作,对此,本文开展探讨研究并论述其中可能存在的问题。此外,通过对风险指引型分级方法理念及WOG风险指引型管道在役检查优化方法的简要介绍和探讨,本文提出不断提高管段失效可能性计算水平的要求以及结合使用风险减少因子(Risk Reduction Worth,简称RRW)和风险增加因子(Risk Achievement Worth,简称RAW)完成管段失效后果分析的改进建议,以在我国当前技术水平条件下,找出一套能够恰当评价核电厂风险变化的在役检查优化方法。
2016年04期 v.15;No.55 69-74页 [查看摘要][在线阅读][下载 135K] [下载次数：101 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：3 ] |[阅读次数：0 ] - 洪哲;赵善桂;杨晓伟;何玮;潘玉婷;
乏燃料贮存方式主要有湿式贮存和干式贮存两种。本文主要调研了国内外乏燃料干式贮存的概况,研究了具有贮存功能的混凝土筒仓式和具有贮存运输功能的金属容器式乏燃料干式贮存设施的技术特点,并对二者的功能、关键技术等方面进行了比较分析,指出了干式贮存技术存在的主要安全问题。最后,结合我国目前乏燃料的离堆贮存需求对我国未来乏燃料干式贮存工作提出了建议。
2016年04期 v.15;No.55 75-81页 [查看摘要][在线阅读][下载 646K] [下载次数：457 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：19 ] |[阅读次数：0 ] - 卞玉芳;杨安义;李晶;周林;晋宏博;
为进一步贯彻落实《注册核安全工程师执业资格制度暂行规定》中的相关要求,本文基于J2EE架构的注册核安全工程师执业资格管理系统实现了对其规范管理以及优化了工作流程。本文对系统设计中的关键技术进行了深入研究,实现了注册核安全工程师执业资格管理工作的全程信息化和流程化,极大提高了注册核安全工程师执业资格管理工作的规范性和及时性,提升了相关数据的准确性和全面性。
2016年04期 v.15;No.55 82-88页 [查看摘要][在线阅读][下载 831K] [下载次数：61 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：0 ] - 王璐;朱好;杨宇;路雨;纪忠华;
本文以广东某核电厂设计基准风速的确定过程为例,通过对不确定因素的深入分析以及校核计算的验证,探讨了设计基准风速确定过程中值得注意的几个常见问题。根据法规对确定核电厂设计基准的相关要求,本文对核电厂设计基准风速确定过程中不确定因素的处理提出了建议,并讨论了相应的取值原则。
2016年04期 v.15;No.55 89-94页 [查看摘要][在线阅读][下载 438K] [下载次数：67 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：1 ] |[阅读次数：0 ] 下载本期数据