本刊专稿

• 关于加强国内核安全经验反馈工作的思考

  肖志;陶书生;韦力;汤搏;

  各国核安全监管部门、国际原子能机构(IAEA)都将经验反馈作为保证核电安全的必不可少的手段,并不断加强对经验反馈体系运行有效性的监管以及提高事件的评价能力,提高经验反馈工作的有效性。本文简要介绍了国内外经验反馈发展的历史和现状,提出了针对国内核安全监管部门在经验反馈工作的一些思考和建议。

  2017年04期 v.16;No.59 1-5页 [查看摘要][在线阅读][下载 1549K]
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监督管理

• 核电厂后福岛时代的核安全独立监督

  袁嘉琪;马刚;杨志义;

  借鉴国际核电同行发展历史和经验教训,对比国内外核电厂独立监督实施现状,分析世界核电业主联合会在开展同行评估中发现的问题,为我国核电厂核安全监督的业绩提升作参考,在"后福岛时代"不断提升和优化核电厂的独立监督,提供独立的视角或新视野,保持对核安全的持续监测,从而保障核电厂安全运行,做好公共安全和环境的守护者。

  2017年04期 v.16;No.59 6-10页 [查看摘要][在线阅读][下载 1922K]
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• 浅谈运行核电厂核安全监督的核安全文化建设

  马凤金;郭京;陈荣达;

  本文简单介绍华南核与辐射安全监督站(简称华南站)在运行核电厂核安全监督领域内部核安全文化建设的一些经验,即:健全规章制度,培养学习型监督团队,构建全面有效的管理体系;坚持问题导向,深化风险指引思想,强化对安全问题的管理。对核与辐射安全监督站(简称监督站)核安全文化建设,提出几点想法。

  2017年04期 v.16;No.59 11-15页 [查看摘要][在线阅读][下载 265K]
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安全评审

• 核电厂稳压器SEBIM安全阀自主化检修经验反馈

  邓冬;张发云;赵立彬;吕艳新;石红;

  SEBIM安全阀是特指为核电厂稳压器提供超压保护的一种先导式安全阀,其具有稳定性好、结构繁杂、灵敏度高、可靠性高、功能完善的显著特点。本文对SEBIM安全阀在核电厂中的预防性维修和纠正性维修的区别和联系进行描述,并对SEBIM安全阀在运行过程中发生的常见故障包括先导控制阀R1/R2泄漏故障和可用性试验水耗量超标问题的产生原因进行了分析,并对其维修和处理方法进行了总结。

  2017年04期 v.16;No.59 16-21页 [查看摘要][在线阅读][下载 1796K]
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• 中国AP1000的人因工程安全审评的几个问题

  冯燕;路燕;刘景宾;张云波;

  第一座AP1000核电厂建造于中国的浙江省三门县。人因工程原则应用于核电厂控制室设计以及于全厂设计。本文依据法规标准对三门核电厂的人因工程进行了审评。本文介绍了审评过程中的几个重要问题。主要是主控室设计(包括环境和布局),背景噪声,主控室温升的设计变更,集成系统确认和人因工程偏差项。

  2017年04期 v.16;No.59 22-28页 [查看摘要][在线阅读][下载 1174K]
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燃料循环

• 乏燃料海运实物保护系统初步设想

  张瑾珠;吕钢;李佩;李晓范;

  与固定场所的核设施相比,乏燃料运输过程中的核材料实物保护更为薄弱。随着我国核电迅速发展和乏燃料后处理能力增强,乏燃料运输需求日益增加,发展铁路运输与海运是乏燃料运输发展的必然方向。海上运输乏燃料实物保护系统构建是海运乏燃料必须考虑的环节。本文从海上乏燃料运输活动的特点出发,提出威胁的可能情景假设,并从探测、延迟和响应的技术与管理要求等方面着手,提出海运乏燃料实物保护系统设计的初步设想。

  2017年04期 v.16;No.59 29-34页 [查看摘要][在线阅读][下载 677K]
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核电厂实践

• 核电站控制棒驱动机构驱动杆组件锁紧销安装质量管理案例分析与回顾

  周卫国;

  控制棒驱动机构是核电厂反应堆冷却剂系统的主要设备之一。国内某核电项目控制棒驱动机构的制造过程中出现驱动杆组件锁紧销安装后未按设计要求进行铆操作,不满足设计规格书要求;通过调研不同堆型与同类设备制造厂,并对该事件进行分析与回顾进行反思与经验反馈,得出培育良好核安全文化的重要性。漏锁紧操作事件反映出事件相关方量保证体系的不足,事件相关方在提高设备国产化水平同时应加强质量管理和过程控制,推动我国核电的平稳发展。

  2017年04期 v.16;No.59 35-38页 [查看摘要][在线阅读][下载 643K]
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• 核电厂火灾异常重要性判定方法简介及适用性分析

  孙树海;马国强;邹象;张庆华;

  对火灾的预防是核电厂安全工作的重要一环,但近年来,国内核电厂与火灾相关的事件和异常时有发生。本文主要介绍了美国核管会(NRC)率先开发使用的核电厂火灾异常重要性判定(火灾SDP)方法,并对该方法在我国核安全监管工作中的适用性进行了分析。

  2017年04期 v.16;No.59 39-45页 [查看摘要][在线阅读][下载 1812K]
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研究与探讨

• 严重事故下安全壳内氢气行为与风险分析

  毕金生;靖剑平;乔雪冬;胡文超;王闯;郭添榕;

  福岛事故后的核电厂安全审评过程中,国家核安全局对于严重事故下的氢气安全问题提出了更高的要求,从满足当前高标准的氢气安全要求的角度出发,有必要对安全壳内氢气行为开展更为细致深入的研究,开展氢气的三维分析,为集总参数程序的分析结果提供有益补充。本文采用一体化严重事故分析程序和流体力学程序对国产先进压水堆核电厂进行系统建模,选取大破口触发的严重事故序列,对严重事故工况下的氢气行为及氢气控制系统性能进行分析评价。首先采用一体化严重事故分析程序计算氢气产生源项、氢气产生速率和安全壳内氢气浓度分布等,评价安全壳隔间内的氢气风险。并采用计算流体力学程序,进一步对安全壳内重要隔间的氢气分布进行三维分析,研究安全壳内氢气和水蒸汽的行为,获得重要隔间内的流场、温度场、压力场、氢气分布及浓度变化等计算结果。CFD程序在计算气体分布方面要比集总参数程序更加精确和详细,通过更精细地模拟安全壳内的氢气行为,可以为集总参数程序的计算结果提供补充,为氢气控制系统的设计优化和严重事故氢气风险管理等提供有力的支持。

  2017年04期 v.16;No.59 46-52页 [查看摘要][在线阅读][下载 2197K]
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• 国家核安全局核与辐射安全法规标准管理信息系统设计及关键技术研究

  卞玉芳;周林;李晶;曾瑞;

  本文对国家核安全局核与辐射安全法规标准管理信息系统的设计方案进行了阐述,同时针对系统设计中的关键技术进行了探讨。该系统不仅优化了核与辐射安全法规标准管理的工作流程,同时实现了核与辐射安全法规标准编制修订全过程的信息化管理。该系统的使用提高了国家核安全局核与辐射安全法规标准管理工作的规范性和及时性,提升了法规标准数据的准确性和可追溯性,用户反应良好。

  2017年04期 v.16;No.59 53-60页 [查看摘要][在线阅读][下载 2251K]
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• LBB和BP在核电厂高能管道上应用的差异性研究

  房永刚;王庆;苏岩;徐宇;

  在核电厂的管道设计中,普遍考虑了管道破裂及其产生的动态效应和环境效应,并将主管道和主蒸汽管道的双端剪切断裂作为核电厂的设计基准事故。然而,根据核电厂的长期运行经验反馈,发生双端剪切断裂的概率极低。通过不断的发展,核电设计者逐渐形成了一系列的理论,用以排除管道破裂的相关假设和防护措施,其中主要包括LBB和BP概念。本文进行了LBB和BP概念理论基础的相关研究,通过二者在第三代AP1000和EPR机组上应用的对比分析,总结了二者的差异,并给出了进一步提高LBB和BP应用的安全性的建议。

  2017年04期 v.16;No.59 61-65页 [查看摘要][在线阅读][下载 735K]
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• 浅析我国焊工资格考核的技术区别

  胡安中;赵国斌;黄炳臣;张发云;姜述杰;赵立彬;贺振宇;

  本文从焊工资格考核角度,全面分析了民用核安全设备焊工资格考核与焊工职业技能鉴定、特种作业人员(焊工)、特种设备焊工考核的差异性,论述了民用核安全设备焊工资格考核的技术特点,明确了其与其他行业焊工资格考核之间的不可替代性。

  2017年04期 v.16;No.59 66-70页 [查看摘要][在线阅读][下载 418K]
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• 基于WGOTHIC程序的非能动安全壳冷却系统传热特性分析

  胡健;温丽晶;石兴伟;雷蕾;许超;乔雪冬;倪陈宵;

  本文基于WGOTHIC程序对非能动安全壳冷却系统(Passive Containment Cooling System,简称PCS)原型及其整体性能试验台架进行建模,分析了基准工况和恶劣工况下安全壳内的压力变化和传热特性变化过程。结果表明:恶劣工况下PCS系统的冷却能力受到了一定限制,使安全壳在事故初期的冷却降压速率略有下降,但从长期来看仍可有效实现安全壳的降温降压。事故后安全壳内热阱吸热速率迅速下降,通过安全壳内壁面冷凝吸收的热量比例逐渐增大,最终通过安全壳壳体壁面"冷凝—导热—蒸发"通道载出能量的速率和事故中破口输入能量的速率将达到平衡。

  2017年04期 v.16;No.59 71-77页 [查看摘要][在线阅读][下载 1991K]
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• 基于AP1000型反应堆嬗变~(237)Np制备~(238)Pu研究

  胡文超;靖剑平;赵传奇;刘健;王闯;张春明;

  核电站卸载的乏燃料中含有大量放射性核素,这些放射性核素主要包括长寿命裂变产物和次锕系核素,为了消除这些核素的放射性,国际上认为分离-嬗变技术是最有效的方法。次锕系核素中,镎(Np)的含量最高且半衰期长,同时镎是制备238 Pu的主要原料。因此,本文以AP1000型反应堆(以下简称AP1000)作为嬗变堆,研究了堆芯中布置镎的方案,并利用MCNP程序搭建模型进行计算,设计出在首循环堆芯中添加嬗变材料的方案。然后利用燃耗软件SCALE计算了堆芯中添加NpO_2后,经过500天辐照后,堆芯中~(238)Pu生成量为3540克,约为无~(237)Np添加时生成~(238)Pu的253倍。因此,该研究一定程度上可以为我国压水堆嬗变除~(237)Np,同时生产~(238)Pu的技术发展提供研究思路。

  2017年04期 v.16;No.59 78-83页 [查看摘要][在线阅读][下载 1126K]
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• 中国散裂中子源辐射安全联锁门禁系统的设计

  马应林;王庆斌;王宇飞;吴青彪;李俊刚;

  中国散裂中子源的核心装置是质子加速器,在加速及打靶过程中,产生的中子和γ射线会在加速器大厅内形成较高的辐射剂量,假如人员误入正在产生脉冲辐射的高辐射区,将会造成严重的人身伤害事故。辐射安全联锁门禁系统的设计目的就是要避免人员误入或误留在高辐射区。本文基于PLC和高安全门禁控制器,实现了一个稳定性高、安全性好,简单可靠可扩展的联锁门禁系统,阐述了该联锁门禁系统的系统组成、工作流程和系统的建造情况。

  2017年04期 v.16;No.59 84-89+94页 [查看摘要][在线阅读][下载 2603K]
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• 核电厂堆芯补水箱抗震分析

  赵勇;

  核级设备的抗震性能对核电厂运行安全性至关重要,有必要按照抗震设计规范对核级设备进行抗震分析。根据我国核电厂抗震设计规范要求,对堆芯补水箱进行了抗震分析:建立有限元分析模型;给出与抗震分析相关的载荷组合和应力限值;应用有限元软件ANSYS对堆芯补水箱进行了静力分析、模态分析以及响应谱分析;评估了堆芯补水箱在地震条件下的安全性性能。为核级设备抗震分析提供了参考借鉴。

  2017年04期 v.16;No.59 90-94页 [查看摘要][在线阅读][下载 808K]
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• 关于《核安全》期刊采编系统正式上线的通知

  <正>尊敬的作者和读者:感谢您长期以来对本刊的支持!为适应期刊网络化和数字化发展的需要,缩短稿件处理周期,促进期刊出版的规范化和科学化,更好地为广大作者和读者服务,《核安全》期刊采编系统已于2017年9月1日上线,并正式投入使用。网址:http://haqy.cbpt.cnki.net/。此系统将作为《核安全》唯一投稿方式,原投稿邮箱heanquanzazhi@263.net.cn将不再接收新稿件(已投稿件不受影响),仅用于有关工作的信息传递。

  2017年04期 v.16;No.59 95页 [查看摘要][在线阅读][下载 521K]
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