监督管理

• 核电厂放射性有机废液安全管理的建议

  甘学英;蒋婧;祝兆文;马驰;

  我国核电厂对放射性有机废液的管理采取长期贮存的方式,至今未有最终的处理方法。本文从放射性有机废液源项、相关的法律法规标准要求、国内外放射性有机废液管理方式等方面进行讨论,给出了一些放射性有机废液安全管理的建议。

  2018年01期 v.17;No.60 1-5+94页 [查看摘要][在线阅读][下载 275K]
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• M310改进型机组压力容器辐照监督要求及其在高温气冷堆辐照监督中的实践

  凌礼恭;孙海涛;高晨;徐宇;

  本文以我国M310改进型机组压力容器辐照监督为研究对象,梳理和分析了适用于压水堆压力容器的辐照监督规范体系。对辐照监督中韧脆转变温度设计曲线、预测公式、辐照监督管与试样设置、抽取计划等技术要点进行了研究和总结。结合标准规范的要求对辐照监督数据的作用和评价方法进行了分析研究和分步演绎。然后基于压水堆辐照监督的要求和堆型特点,重点研究了石岛湾气冷堆辐照监督规范适用性和辐照温度效应的修正等审评中遇到的难点。结论如下,压水堆压力容器辐照监督法规、标准体系较为完善,基于压水堆相关标准的技术原理,结合高温气冷堆的堆芯物理参数的特点,制定高温气冷堆的辐照监督方案是一个可行的思路。

  2018年01期 v.17;No.60 6-11页 [查看摘要][在线阅读][下载 383K]
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安全评审

• 近年来核电厂执照运行事件趋势分析

  孙树海;陶书生;郑丽馨;张庆华;

  事件趋势分析是进行运行核电厂安全状态评价的重要手段和依据,能够帮助核电厂经验反馈的人员准确地对一段时间内的一组事件的某一特性进行统计,进而找出该特性的变化趋势,并进一步分析造成这种变化趋势的原因,提出纠正措施,以便通过趋势分析发现不良趋势和共性问题,避免事件的重复发生,为管理改进和决策提供依据,同时也可以对事件根本原因分析和纠正行动的有效性性进行监督。

  2018年01期 v.17;No.60 12-19页 [查看摘要][在线阅读][下载 1350K]
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• AP1000核电厂设备鉴定概述

  张晓杰;吕云鹤;路燕;

  设备鉴定是验证和确认安全级设备满足或超过其技术规格书要求的重要手段之一。随着国内AP1000核电技术的消化吸收以及后续核电项目的建设,大批安全级设备需要实现国产化。本文简要介绍了AP1000设备鉴定的标准体系,鉴定方法及鉴定要求,并基于AP1000设备鉴定的经验,对后续核电国产化设备鉴定提出了建议。

  2018年01期 v.17;No.60 20-25页 [查看摘要][在线阅读][下载 597K]
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• EPRI《蒸汽发生器完整性评估导则》解读

  梅金娜;蔡振;韩姚磊;王勇;韩传伟;薛飞;

  《蒸汽发生器完整性评估导则》是美国电力研究院发布的用于评估蒸汽发生器(Steam Generator,简称SG)完整性的导则。该导则通过SG传热管结构完整性评估、一次侧—二次侧泄漏完整性评估以及二次侧完整性维护进行SG完整性评估。基于导则及相关文献调研与分析,从历史背景、发展历程、内容框架三个方面较为详细地介绍了《SG完整性评估导则》的基本信息,并对我国建立SG完整性评估技术体系的必要性和需开展的工作进行了初步讨论。《SG完整性评估导则》的全面解读对于推动我国核电厂开展SG完整性评估工作具有重要意义。

  2018年01期 v.17;No.60 26-33页 [查看摘要][在线阅读][下载 660K]
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核电厂实践

• 小尺寸支管接头(BOSS头)焊接质量影响分析及其工艺改进

  张发云;赵立彬;严得忠;李海涛;胡安中;

  核电站主设备系统通常采用大量的小尺寸支管接头(BOSS头),根据经验反馈信息,BOSS头焊缝泄漏事故时有发生,泄漏主要发生在焊缝缺陷处。本文重点总结核电主设备系统BOSS头焊缝缺陷的种类及影响因素,通过试验论证,结果证明适当修正坡口角度、降低焊材直径、增加无损检验可明显降低产生焊接缺陷的几率,并在实际工况中得到了良好的实践,为后续核电机组BOSS头焊接工艺提供参考。

  2018年01期 v.17;No.60 34-37页 [查看摘要][在线阅读][下载 1310K]
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• 田湾核电站3号机组物理启动专用测量系统特性分析与调试研究

  宋辉;杨晓强;叶刘锁;黄鹏;

  田湾核电站3号机组物理启动专用测量系统为俄供设备,作为反应堆状态监测的重要系统,主要用于反应堆物理启动阶段的数据采集与分析。本文介绍了系统的组成、工作原理、技术特点及系统调试相关试验等,对系统调试试验的准备及实施进行了分析;调试试验结果表明系统各项性能指标符合技术要求,可用于3号机组启动物理试验。

  2018年01期 v.17;No.60 38-43页 [查看摘要][在线阅读][下载 712K]
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国际瞭望

• 9·11事件和福岛核事故后美国核电厂乏燃料水池事故缓解对策

  赵丹妮;李娟;李明;刘宇;崔贺锋;

  核电厂建有乏燃料水池(以下简称"乏池"),以贮存堆芯卸出的含有大量放射性物质的乏燃料组件。如果乏池发生恐怖袭击、爆炸、火灾等超设计基准事故,就可能导致乏燃料直接损伤或乏池的结构性损伤而使水池排空,乏燃料失去冷却,放射性物质大量释放进入环境。美国9·11事件和日本福岛核事故发生后,美国修订了联邦法规并发布了相关命令以及一系列技术指导文件,要求核电厂考虑在遭遇由于爆炸或火灾导致的大面积损伤后,维持和恢复乏燃料冷却的措施,本文对9·11事件和福岛核事故后美国核电厂乏池事故缓解对策进行了介绍。

  2018年01期 v.17;No.60 44-51页 [查看摘要][在线阅读][下载 1246K]
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研究与探讨

• 我国核电厂应急指挥部构建探讨

  黄力;崔浩;

  应急指挥部是核电厂应急响应组织的重要组成部分,也是应急指挥体系的核心,本文以我国中核集团(CNNC)和中广核集团(CGN)所属核电厂两类典型应急指挥部构建模式和情况为基础,分析其优点和不足,并从组织规模、人员资质要求等方面提出了在应急指挥部决策模式构建中需关注的问题。

  2018年01期 v.17;No.60 52-57页 [查看摘要][在线阅读][下载 926K]
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• 非能动核电厂全厂断电事故现象识别与排序研究

  刘宇生;许超;安婕铷;庄少欣;程坤;

  为确定整体效应试验模拟中的重要热工水力现象,本文以AP1000为例,对AP系列非能动核电厂全厂断电工况下的事故现象进行了识别和排序。通过分析非能动全厂断电的事故进程划分了事故阶段,并基于核电厂设计进行了系统分解;通过对法规进行技术分析,获得了非能动核电厂全厂断电事故的安全要求和评判指标;通过对主回路冷却剂系统(RCS)、非能动堆芯冷却系统(PXS)内热工水力现象的识别和重要度判断,得到了非能动核电厂全厂断电事故现象识别与排序表。研究结果表明:非能动核电厂全厂断电事故可分为主回路自然循环、非能动堆芯冷却系统自然循环和长期冷却三个阶段;主冷却剂系统的水体积,尤其是稳压器内的水体积是全厂断电事故中应关注的核心评判指标;在系统部件内识别出的热工水力现象,按其对评估指标的影响程度,可进行现象重要度排序。

  2018年01期 v.17;No.60 58-65页 [查看摘要][在线阅读][下载 977K]
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• 核电厂人因事件趋势分析和管理策略研究

  陈超;顾健;

  本文针对中国大陆核电厂1996—2015年期间发生的执照运行事件进行二次分析与评价,针对人因事件的根本原因因素进行标准化分类,统计分析事件中潜藏的不利趋势,剖析趋势中存在的共因因素,结合核电厂管理实际情况针对性地提出了核电厂尤其是新建核电厂人因管理工作的提升方向及措施。

  2018年01期 v.17;No.60 66-70页 [查看摘要][在线阅读][下载 934K]
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• 铀浓缩系统事件/事故的思考与始发事件选取研究

  赵国志;曲鹏;

  本文对世界铀浓缩系统主要事件/事故进行了总结与思考,基于铀浓缩系统的相关设计,采用概率安全评价(PSA)技术中主逻辑图推导法,初步找出始发事件,为下一步国内铀浓缩系统的PSA工作和安全分析工作提供依据。

  2018年01期 v.17;No.60 71-75页 [查看摘要][在线阅读][下载 571K]
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• 确定我国核电厂运行许可证延续安全论证基准的探讨

  陈志林;池志远;张晏玮;王春晖;施震灏;安英辉;黄平;王俊;

  目前我国部分核电厂正在开展核电厂运行许可证延续论证工作。在延续论证过程中,需要首先确定审查或论证的基准文件作为安全论证基准。本文调研了国际上核电厂运行许可证延续论证体系中安全论证基准的内容,并依据我国核安全监管部门相关技术政策的要求,提出了我国核电厂运行许可证延续安全论证基准的确定流程、方法及具体内容的建议,以期为未来我国核电厂提交运行许可证有效期限延续申请中采用适用且有效的基准文件方面提供帮助。

  2018年01期 v.17;No.60 76-82页 [查看摘要][在线阅读][下载 1512K]
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• 核级碳钢小径薄壁管冷弯拉伸试验不合格原因分析与质量控制措施

  贺振宇;张强升;张发云;熊冬庆;邓冬;

  小径薄壁管冷弯后拉伸试验不合格。通过对该试验数据的原因分析,包括原材料、冷弯工艺、试样厚度和形状、测量方法及试样加工工艺等方面,最终确定拉伸试验数据不合格的原因,并对弯管进行重新拉伸试验,进一步采取质量控制措施,保证了拉伸试验达到合格标准要求。

  2018年01期 v.17;No.60 83-86页 [查看摘要][在线阅读][下载 387K]
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• 安全相关涂层管理策略研究

  梁耀升;张忠伟;董海涛;

  本文介绍国内主要商用核电堆型电厂反应堆厂房涂层的安全相关属性和管理策略,简述地坑过滤器堵塞风险的研究现状,指出当前所公开的管理导则忽略了安全壳内涂层劣化,可能在基准事故工况下生成大量碎片,提高地坑过滤器的堵塞风险。并且提出了安全壳内涂层的管理策略以控制地坑过滤器堵塞风险为目的,通过涂层在基准事故工况下的生成碎片与传输能力,以及滤网堵塞的临界碎片量,量化状态评估办法。根据碎片量逼近关系和碎片传输关系,决定维修时机和维修优先级。

  2018年01期 v.17;No.60 87-94页 [查看摘要][在线阅读][下载 904K]
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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。

  2018年01期 v.17;No.60 95页 [查看摘要][在线阅读][下载 139K]
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• 关于《核安全》变更刊期的通知

  <正>《核安全》杂志创刊于2003年,在十五年的发展历程里,出版了大量优秀文章,为我国核安全事业的发展提供了很好的成果展现及交流平台,取得了较大的社会效益和学术价值,并为作者和读者所喜爱。近年随着我国核能及核技术健康快速发展,在国家核电"走出去"的国家战略支持下,尤其是今年《核安全法》颁布实施,核安全事业也迎来了前所未有的机遇,新思想、新方法及科研成

  2018年01期 v.17;No.60 96页 [查看摘要][在线阅读][下载 101K]
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