本刊专稿

• 理性竞争,坚守核安全设备价格底线

  江光;崔毅;徐俊龙;

  在综合分析、调研的基础上,总结归纳了目前核安全设备的招投标现状及存在问题,分析了低价中标的原因,指出了不合理低价中标的影响和危害,并从招标方、核设备持证单位、核电主管部门、核安全监管部门等四个方面提出了防止不合理低价中标的建议。

  2017年01期 v.16;No.56 1-4页 [查看摘要][在线阅读][下载 91K]
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• 浅谈如何加强核安全监督员发现问题的能力

  李国光;李明龙;韩丽英;

  根据核电发展规划,十三五期间我国还将有几十台机组开工建设。在这种形势下,我国核安全监管部门如何利用现有资源进行有效监督,成为亟待解决的问题,而核安全监督员能力的提高是实现监管能力现代化的一个重要内容。本文介绍了某核电厂一起违反机组运行技术规范事件的发现过程,进而探讨在新形式下如何加强核安全监督员主动发现问题的能力。

  2017年01期 v.16;No.56 5-7+14页 [查看摘要][在线阅读][下载 123K]
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安全评审

• 安全壳及其内部结构安全的可靠性分析方法研究

  刘芳茗;

  安全壳及其内部结构作为核电站专设安全设施,其安全及可靠性问题关系到复杂工况情境下核电站的安全保障。本文结合模糊FMECA方法与改进的FTA定量计算方法,探讨研究针对安全壳及内部结构安全及可靠性的分析方法。通过模糊FMECA研判系统所含高危害度的失效故障模式,进一步构造Bow-tie模型,利用模糊数学和灰色关联度理论改进的FTA定量计算方法计算得出最小割集底事件组对应故障致因触发顶事件的可能性。该分析方法解决了系统结构复杂、底事件定量信息贫乏的问题,为安全壳及内部结构的设计与建设提供理论决策支持。

  2017年01期 v.16;No.56 8-14页 [查看摘要][在线阅读][下载 502K]
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• 加强紧固件质量管理的要素分析与建议

  凌礼恭;路燕;房永刚;李晶;李小龙;

  本文以国家核安全局发布的有关紧固件质量事件的函件、通知为主线回顾了事件从线索、排查到处理的系列进程。基于事件处理过程中遇到的问题,从质量保证、设计、采购、制造、安装、不符合项管理、检查和试验、文件等要素出发,分析了加强紧固件质量管理的改进方向和改进措施。设计应明确紧固件分级和标记、减少规格型号等;采购应注重供方评价,限制最低竞价投标等。建议增加紧固件的复验环节。对按设备类进行管理的紧固件不建议归类为大宗材料,但仍需要进行复验。紧固件复验标准应兼顾不同堆型,除机械性能外不能忽视紧固件表面质量的复验。复验单位应具有一定的公信力或者受核安全法规约束。提出了建立专业的核工业紧固件供货和复验平台的构想。

  2017年01期 v.16;No.56 15-20页 [查看摘要][在线阅读][下载 1077K]
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辐射安全

• 铀浓缩厂物料容器辐射水平调查研究

  张芳娣;顾杰兵;

  由于铀浓缩工业所涉及的原料与产品均是未经辐照的铀,人们普遍认为装满物料容器的外照射水平比空容器的高,应更加注重其外照射剂量水平。然而,在实践中发现,刚刚倒空的容器比其装满物料时的外照射水平要高。由此,本文对铀浓缩厂物料容器外照射水平进行了调查研究,给出新近倒空容器外照射水平较高的原因,提出要注重对新近倒空容器的外照射辐射防护工作。

  2017年01期 v.16;No.56 21-25页 [查看摘要][在线阅读][下载 433K]
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核电厂实践

• 海洋异物堵塞核电厂取水系统事件的经验反馈

  吴彦农;王娅琦;候秦脉;焦峰;孙国臣;

  核电厂冷源相关系统的功能丧失能够威胁机组安全。针对近期国内核电厂出现海洋异物堵塞取水口事件或异常,本文首先简单介绍了国内核电厂典型取水系统设计;然后对国内海洋异物堵塞影响核电厂冷源事件进行梳理,分析了国、内外典型冷源堵塞事件;最后总结了以往核电厂预防和应对此类情况时存在的问题,并针对问题给出经验反馈建议,以期提高核电厂应对冷源堵塞突发情况的能力。

  2017年01期 v.16;No.56 26-32页 [查看摘要][在线阅读][下载 654K]
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国际瞭望

• 2004—2009年俄罗斯西北部放射性同位素热电发生器退役的风险和环境影响评价

  李小华;杨钧翔;陈远登;李俊杰;王明月;陈姗红;

  从挪威和俄罗斯政府开展的核行动计划合作项目,放射性同位素热电发生器的技术和安全,拆除、转送、拆卸、储存、运输和处理等退役过程,假想事故场景,辐射监测,剂量,应急措施等方面对2004-2009年俄罗斯西北部放射性同位素发电器退役活动进行了风险和环境影响评价。RTG退役的风险和环境影响评价的实践,已证明RTG具有高稳定性以及在正常情况下放射性物质向环境释放的低潜在风险,退役过程中未曾发生放射性气体释放或物质泄漏事故。

  2017年01期 v.16;No.56 33-47页 [查看摘要][在线阅读][下载 1854K]
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研究与探讨

• 核电人员可靠性分析方法综述和发展趋势

  董晓璐;丁超;刘鹏;凌礼恭;

  安全性和可靠性对于核电厂这样的大型复杂系统非常重要。而随着新技术在系统中的应用以及分析人员对失误机制的认识加深,人对系统安全的影响得到了更多的关注。在核电领域,人员可靠性分析(HRA)是概率安全分析(PSA/PRA)模型中的重要部分,经历了从仅研究行为结果,到关注认知模型和情境影响的发展过程。本文介绍了几种典型的和新开发的人员可靠性分析方法,并总结了这些方法的特点。在此基础上探讨了核电领域中人员可靠性分析方法的应用情况,最后对人员可靠性分析方法的发展趋势进行了展望。

  2017年01期 v.16;No.56 48-55页 [查看摘要][在线阅读][下载 1077K]
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• 核电厂异常重要性判定(SDP)方法及其应用

  孙树海;赵力;郑丽馨;陶书生;邹象;李华升;

  在核电厂的日常安全管理过程中,核安全管理人员会遇到大量的安全事项,正确、快速和有效地处理这些事件和异常是保证核电厂安全运行的关键。目前核电厂和核安全监管机构都应用分级分类管理的方式来处理这些核安全相关事项,这样做可以使得安全重要度高的事项能够得到足够的关注,保证核电厂的总体安全水平。这种分级分类管理方式的重要的一环是能够正确地确定安全事项的安全重要程度。随着以概率安全分析(PSA)为代表的风险指引型安全管理方法的广泛应用,核安全管理人员可以利用风险重要程度来确定安全相关事项的重要程度。本文主要讲述了目前广泛使用的核电厂异常重要性判定方法(SDP)在开发及核安全管理中的应用,以及其对未来我国核安全管理带来的影响。

  2017年01期 v.16;No.56 56-62+69页 [查看摘要][在线阅读][下载 1759K]
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• 基于抗震鉴定试验的开关柜的抗震裕度分析

  李海龙;徐宇;董晓璐;凌礼恭;杨红义;

  核电厂发生超过设计基准地震后,需要进行抗震裕度分析以便于识别核电厂的薄弱环节。本文利用高置信度低概率失效来量化设备的抗震裕度,采用保守的确定论失效裕度和易损性分析两种方法,计算了核电厂设备的高置信度低概率失效,梳理了两种方法的计算步骤,明确了计算过程中关键参数的取值范围。利用两种方法计算基于抗震鉴定试验的开关柜的高置信度低概率失效。

  2017年01期 v.16;No.56 63-69页 [查看摘要][在线阅读][下载 559K]
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• 铅基研究堆燃料组件阻力特性模拟实验与分析

  李勇;吕科锋;陈刘利;高胜;黄群英;

  燃料组件是反应堆的核心部件,冷却剂在堆芯组件内部流动的流动阻力特性是反应堆热工水力特征的重要参数之一。本文以中国铅基研究堆(CLEAR-I)燃料组件为实验模型,利用水作为工作介质,基于雷诺数Re相似准则,间接研究燃料组件在铅基合金冷却剂中的阻力特性,通过测量常温水在不同流速下流经燃料棒束产生的压降值,获得Re在4000~43500范围内摩擦因子随Re变化的关系式,并将阻力模型Rehme关系式和Novendstern关系式的理论分析与实验数值进行了对比研究,结果表明,两个阻力计算模型与实验最大相对误差分别为18.9%和35.6%。

  2017年01期 v.16;No.56 70-74+81页 [查看摘要][在线阅读][下载 1190K]
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• 压水堆核电厂应对全厂断电的电源设计

  孔静;张奇;应亮;刘鹏;

  全厂断电是导致核电厂发生严重事故的主要初始事件之一,增强应对全厂断电的能力将进一步加强核电厂纵深防御,提高排出堆芯余热和保持安全壳完整性的能力,降低堆芯熔化概率,福岛核事故后核电厂更加重视提高全厂断电的应对能力。本文对我国现有核电堆型CPRl000核电厂及其改进型堆、AP1000核电厂、EPR核电厂在应对全厂断电工况时的电源设计情况进行总结说明。

  2017年01期 v.16;No.56 75-81页 [查看摘要][在线阅读][下载 1184K]
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• 安全壳内气溶胶沉积试验的浓度测点设计

  肖增光;孙雪霆;陈林林;史晓磊;魏严凇;

  严重事故下,气溶胶是放射性物质的重要载体。在气溶胶沉积机理试验平台上开展的气溶胶重力沉降、扩散泳等试验,重点关注气溶胶浓度的测量,因此需确定浓度测点的位置。本试验设计了容器中心和壁面附近两个测点,将两个测点的试验结果分别与理论计算结果对比,发现中心测点的试验数据与理论计算值符合较好,且离散度较小,单独中心测点测量。

  2017年01期 v.16;No.56 82-85+94页 [查看摘要][在线阅读][下载 446K]
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• 基于DSEM的核电厂结构-土-结构相互作用模型

  尹训强;袁文志;王桂萱;

  核电厂结构的抗震能力是保障安全的重要内容,而考虑结构-土-结构相互作用(SSSI)的影响效应是必要的且意义重大。本文以阻尼溶剂抽取法(DSEM)为理论基础,考虑相邻工程结构与无限土体的动力特性,利用位移协调与力平衡机制,建立了相邻结构-土体相互作用计算模型,给出了具体数值实现公式,并通过UPFs二次开发功能在通用有限元程序ANSYS中实现该模型的嵌入。进而,以国内某核电工程为例,建立一系列SSSI系统的三维模型,并就不同的地基条件、埋置效应对核电厂反应堆SSSI规律的影响进行探讨,结果可为类似核电厂址地基的抗震适应性分析及优化设计提供借鉴与参考。

  2017年01期 v.16;No.56 86-94页 [查看摘要][在线阅读][下载 3618K]
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