监督管理

  • 美国核安全文化监督管理及启示

    齐媛;杨岩飞;郑洁莹;杨丽丽;张玮;

    从核安全文化监督和评估以及内部安全文化建设两个方面,分析监管部门在核安全文化领域具有的双重角色。论述了美国核管会安全文化监督管理实践,重点分析安全文化是如何在其反应堆监督框架和行动矩阵中予以考虑的,并对构建我国核安全文化监督管理运作机制提出建议。

    2019年04期 v.18;No.69 1-6页 [查看摘要][在线阅读][下载 3036K]
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辐射安全

  • 高压电离室校准周期的分析和调整

    孙亚敏;丁逊;方剑青;徐茗荟;

    针对辐射环境在线监测的特点,分析了对高压电离室现行校准周期进行适当调整的必要性和可行性。对高压电离室在线监测全年运行时间的要求是:停机维护等活动的累计时间不能超过7d,出现故障要及时更换,所以,高压电离室适合进行在线校准。通过对在线监测数据的自动化分析,不仅能及时发现环境中空气吸收剂量率的变化,也能及时发现仪器本身可能出现的故障,并给出预警信息。基于相关要求和准则,论证了将高压电离室的校准周期由现行的1年调整为2年是合理并可行的,并讨论了其质量保证措施和经济效益。

    2019年04期 v.18;No.69 7-11+17页 [查看摘要][在线阅读][下载 2656K]
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  • 阳江核电站的排放物及环境样品中氚的放射性水平

    甄丽颖;林颖慧;

    主要介绍了2014—2018年,广东省阳江核电站周围空气、雨水、地表水、饮用水、地下水、海水、生物样品中氚的放射性活度水平及阳江核电站流出物中氚排放的抽样监测情况。结果表明,液态流出物排放口附近海域监测到高于本底水平的氚,海水中氚的年均值范围为:0.95~2.87 Bq·L~(-1),单点最高值为35.9 Bq·L~(-1);核电站附近空气中,个别月份可监测到高于探测限值的氚;核电站附近雨水、地表水、饮用水、地下水和生物样品中氚均未发现异常。

    2019年04期 v.18;No.69 12-17页 [查看摘要][在线阅读][下载 3257K]
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核电厂实践

  • 飞凤山处置场各阶段活动许可取证的经验反馈

    王杰;周兆宇;陈运利;章英杰;

    低放废物处置场是解决核工业产生的大量低放废物最终安全处置的核设施,我国对其管理方针为统一规划、区域处置、集中管理。本文以飞凤山处置场在选址、建造和运行阶段活动开展的许可取证为例,阐述了飞凤山处置场各阶段活动开展的许可申请情况,并对处置场在许可申请阶段应关注的一些方面进行经验反馈。获得许可准许的飞凤山处置场,严格执行了许可要求,确保了处置场能够在法规标准和严格监管下开展选址、建造、运行、关闭和有组织控制等活动,避免了处置场对公众健康、安全和环境的不利影响。

    2019年04期 v.18;No.69 18-23+32页 [查看摘要][在线阅读][下载 3097K]
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  • 核电厂放射性废气处理工艺设备的抗震设计要求

    于世昆;肖春梅;

    从放射性释放的角度出发,分析了核电厂放射性废气活性炭滞留处理工艺设备的抗震设计要求。分析表明:气体冷却器、气水分离器均应设计成非抗震类设备,结构设计需要满足一般工业标准;活性炭保护床、活性炭延迟床均为具有特殊抗震设计要求的设备,设计需要满足运行基准地震(OBE)的抗震设计要求。

    2019年04期 v.18;No.69 24-27页 [查看摘要][在线阅读][下载 3266K]
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  • 严重事故下核电厂设备可用性论证

    王聪;朱文韬;王高鹏;喻新利;丁超;

    随着核电技术的发展,各国核安全法规和核安全监管当局对核电厂的安全性提出了越来越高的要求。论文基于三代核电厂的设计和严重事故管理情况,研究了严重事故下设备可用性论证方法,并针对具体核电厂完成了严重事故管理所需设备仪表的可用性论证分析。主要内容包括设备可用性论证方法、严重事故所需设备仪表分类、设备仪表的运行时间、严重事故环境条件分析等。

    2019年04期 v.18;No.69 28-32页 [查看摘要][在线阅读][下载 3062K]
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国际瞭望

  • 日本乏燃料的安全管理及对我国的启示

    贾梅兰;刘敏;李澎;张红林;韩绍阳;毛亮;李洪辉;

    乏燃料安全管理是核能利用和核燃料循环的重要环节。日本和我国是亚洲地区的主要核能利用大国,两国均将核能作为一种长期发展的能源。同时,日本和我国均采用闭式燃料循环政策,日本在乏燃料后处理方面实践经验较丰富。通过调研日本的乏燃料管理策略、管理模式和管理特点,结合我国的实际情况,对制定乏燃料管理和实施指导、建立利益相关方协调平台、推进相关技术研发、统筹安排后处理和高放废物地质处置四个方面提出相应的管理思想和建议。

    2019年04期 v.18;No.69 33-40+94页 [查看摘要][在线阅读][下载 2756K]
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研究与探讨

  • 华龙一号事故后食品污染水平评价

    王梦溪;龙亮;薛娜;邱林;赵博;

    福岛事故后,公众对食品安全问题高度重视,如何准确地评价事故后的食品污染水平、合理划定核电厂食入应急计划区,在一定程度上影响了公众对核电的接受度。本文以某华龙一号机组为例,结合厂址气象、源项和食谱等数据,建立了动态食物链模型,对严重事故后典型核素在各食品类别中的污染水平进行了计算。结果表明:事故发生在冬季时,典型核素在食品中的污染水平远低于事故发生在夏季时的污染水平。即使事故发生在夏季,距厂址26 km处的食品污染水平也能满足食品通用行动水平,初步建议该厂址的食入应急计划区为26 km。本文的相关结果为核电厂食入应急计划区划分提供了技术支持,为在相应区域做好食品的辐射监测与控制等应急准备提供了便利。

    2019年04期 v.18;No.69 41-47页 [查看摘要][在线阅读][下载 3871K]
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  • 核电厂传热管破裂后防止蒸汽发生器满溢的研究

    崔军;鲍杰;时维立;

    蒸汽发生器传热管破裂(Steam Generator Tube Rupture, SGTR)事故发生后,反应堆一次侧含有放射性的冷却剂通过传热管破口释放到二次侧,同时,破损的蒸汽发生器(SG)的水位升高,最终满溢,含有放射性的冷却剂将释放到外部环境中。在CPR1000核电厂目前的设计中,发生SGTR事故后,破损的SG都会发生满溢。本文基于目前核电厂的设计,从工艺和控制角度入手,采取相应的改进措施和方法,通过降低高压安注(HHSI)最高注入压头的同时,增加SG高水位停运辅助给水的改进,可以避免SGTR事故后破损蒸汽发生器满溢,使事故过程中没有放射性液体排放到环境中,大大减轻了事故后果。SGTR

    2019年04期 v.18;No.69 48-55页 [查看摘要][在线阅读][下载 3818K]
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  • 大型粒子加速器安全联锁钥匙系统的设计

    马应林;李俊刚;张会杰;王宇飞;王庆斌;吴青彪;

    粒子加速器在粒子加速、输运和储存的过程中,会发生束流损失,形成瞬发辐射。如果有人员在加速器开机时误入隧道,瞬发辐射产生的中子和γ射线将对人体产生直接的辐射剂量,引起严重的辐射伤害事故。大型粒子加速器场地规模大、出入口多、人员分散、管理困难,因此,一套自动化程度高,稳定可靠的安全联锁系统十分重要。安全联锁钥匙作为一种机械交换装置,在其中扮演着重要的角色。本文以高能同步辐射光源为例,设计了一种安全联锁钥匙系统,并将其与PLC、门禁系统相结合,实现了一个相对独立和完整的联锁保护系统,它也可以和其他联锁技术一起使用,作为多重防御和冗余设计。本文对该系统的架构、主要设备、信号联锁与控制、使用方式等进行介绍。

    2019年04期 v.18;No.69 56-62页 [查看摘要][在线阅读][下载 3133K]
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  • 基于TRACE的大功率非能动核电厂SBLOCA事故计算及敏感性分析

    庄少欣;王娅琦;孙微;贾斌;刘宇生;

    采用最佳估算程序TRACE,模拟分析了某大功率非能动核电厂在中破口事故下的瞬态变化,绘制了冷却剂系统压力、自动卸压系统流量、冷却剂系统水装量等参数的变化曲线。在此基础上,根据M310电厂共性问题调研,选取泵延迟工况和小破口工况作为敏感性分析工况,同基准工况进行了比较与分析。结果表明:虽然不同的工况在某些时间段可能造成冷却剂系统水装量低于基准工况,但最小的冷却剂系统水装量均高于限值,没有出现堆芯裸露,验证了大功率非能动核电厂发生破口事故后的安全性。

    2019年04期 v.18;No.69 63-69页 [查看摘要][在线阅读][下载 3207K]
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  • 核动力装置混合式状态监测系统的研究

    王飞;宋辉;

    为了保障核动力装置安全、可靠地运行,避免重大事故发生,对核动力装置开展状态监测技术的研究十分重要。本文以民用核动力装置为研究对象,对一回路系统典型故障进行分析,选取特征参数并提取其征兆信息;采用混合式状态监测方法开展状态监测与故障诊断研究,故障识别效果良好,可以为核动力装置的安全运行与决策提供借鉴。

    2019年04期 v.18;No.69 70-78页 [查看摘要][在线阅读][下载 3526K]
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  • 反应堆准确实时仿真程序的开发

    杨旭;邱金荣;杨永强;彭敏俊;侯晓凡;王世明;

    以福清一期核电站反应堆为研究对象,应用REMARK程序对反应堆堆芯物理进行仿真,应用THEATRe程序对压力容器内的热工水力过程进行仿真模拟,应用COBRAIIIC程序对堆芯子通道热工水力进行仿真计算,然后将三种仿真程序在GSE公司的SimExec实时仿真平台进行耦合。COBRAIIIC程序为子通道分析程序,能够对堆芯部分进行精细的计算,且其计算速度较快,将其移植到SimExec仿真平台上,也可以实现实时仿真计算。实际计算验证,该耦合仿真程序能够准确计算堆芯状态参数,并且在个人计算机上可以达到仿真计算效果,最多可以加速5倍运行。

    2019年04期 v.18;No.69 79-86页 [查看摘要][在线阅读][下载 4119K]
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  • 非人类物种剂量评价低水平放射性测量的应用进展

    米宇豪;曾志;马豪;李君利;张辉;

    介绍非人类物种剂量评价面临的挑战和低水平放射性测量对辐射剂量评估的重要作用,对四种常见低水平放射性测量方法和低水平放射性测量用于参考生物剂量评价的国内研究进展进行了概要论述,提出对未来非人类物种剂量评价研究方向的建议。

    2019年04期 v.18;No.69 87-94页 [查看摘要][在线阅读][下载 3832K]
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  • 订阅单

    <正>杂志介绍《核安全》杂志由生态环境部主管,生态环境部核与辐射安全中心主办,是国务院核安全监督管理部门业务指导,核安全领域唯一的国家级权威刊物,双月刊,国内外公开发行。《核安全》作为核安全政策宣传阵地、技术交流平台和对外宣传窗口,以宣传和阐述我国核安全方针、政策、法规和标准,交流核安全管理经验,倡导和培育核安全文化,普及核安全知识为基本定位,使命光荣,责任重大。

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  • 卡迪诺科技(北京)有限公司

    <正>核技术应用解决方案供应商卡迪诺科技(北京)有限公司,是一家专业的核辐射防护测量产品与系统解决方案供应商。市场涵盖核电、核工业、环境辐射监测、科研、钢铁、海关、军队、地质、核应急、辐射安全和防护、出入境检验检疫、核医学及保健物理等多个行业和领域。公司生产研发基地位于京郊密云,持续推进研发和创新,探索新技术、新产品的研究与应用。打造国际水平的研发、生产、营销和服务团队,为客户提供有竞争力的产品和服务。公司立足核辐射安全领域,以持续的创新能力提升客户价值,努力创造出更多更先进的核技术应用产品和解决方案。

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