六五环境日

• 一起铯-137放射源失控事故应急监测探讨

  程丰民;于现臣;刘卫东;乔冕;丁洪深;

  快速、准确地确定放射源位置和查明放射性污染的范围、程度是放射源失控辐射事故应急监测的主要目的之一，也是做好辐射事故应急工作的基础。根据合理的辐射事故源项分析，确定事故释放放射性物质的组成种类、数量份额、释放方式等可能信息和放射性物质的物理、化学性质，有针对性地制订应急监测和采样计划开展辐射事故应急监测，特别是在辐射事故发生早期，以及应急资源有限时特别重要。本文通过对一起钢铁冶炼单位铯-137放射源失控事故应急监测工作的探讨，为此类辐射事故应急监测工作提供参考和思路。

  2022年03期 v.21;No.86 1-7页 [查看摘要][在线阅读][下载 1291K]
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• 新建核电站项目前期的证照申请与核安全监管浅析

  朱伟杰;王常明;沈国章;赵坤;

  在新建核电站的项目前期，证照申请是关键路径之一，包括项目核准和安全许可两项核心任务，同时，国家核安全局构建协同高效的核安全监管体系，开展全过程的核安全监管活动。本文通过梳理核电项目前期证照申请的关键路径和核安全监管的模式与重点，总结管理思路和工作经验，以期为后续核电项目的前期工作提供借鉴和参考。

  2022年03期 v.21;No.86 8-14页 [查看摘要][在线阅读][下载 1544K]
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• 宁夏铱-192放射源辐射事故调查及分析

  董良;卢桂才;周天荣;李鸿成;姬绪莉;孙彦玲;史俊峰;

  本文从事故背景、过程、临床救治、调查结果、结论和建议等方面对宁夏铱-192放射源辐射事故进行了介绍。该事故的实践表明：涉事企业法律意识淡薄，对辐射安全不够重视，随意出借辐射安全许可证和探伤机，使用未经培训的临时人员开展探伤作业，放射源和辐射安全管理不善、工作人员事故应急处置不当是造成此次事故的主要原因。因此加强企业管理和政府监管，积极培育辐射安全文化是预防事故发生的重要手段。本文可为工业用放射源辐射事故应急和救治提供借鉴和参考。

  2022年03期 v.21;No.86 15-19页 [查看摘要][在线阅读][下载 1309K]
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• 广东放射治疗辐射安全现状

  梁锦;邓飞;余慧婷;苏超丽;

  采用资料调研和现场调查的方式对广东省内放疗项目的发展现状及部分医院的辐射安全与防护情况进行了调查，调查结果表明，广东人均拥有放射治疗设备低于全国平均水平，且集中分布在珠三角区域，没有质子/重离子加速器等高端新型放疗装置，钴机全部退役；放射治疗项目总体是安全的，放射源更换可能是最大的风险源，在个人剂量监测等方面存在不足，此外需要关注不大于10 MV电子直线加速器的中子防护问题。

  2022年03期 v.21;No.86 20-24页 [查看摘要][在线阅读][下载 1161K]
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监督管理

• 铀浓缩厂级联系统核安全分析

  杨震;

  对照核行业标准和核安全相关导则的要求，根据事件因素对事故结果的分析，计算最大假想事故情况下泄漏释放的放射性活度的数量，分析铀浓缩厂级联系统从核安全监管角度考虑的核安全等级。级联系统在可控情况下，几乎不会造成放射性污染；在不可控极端情况下，也只能造成核事件级别（国际核事件分级表3级及以下）的风险。因此，级联厂房及相关设备在核质保分级中不应该是最高等级，在核安全监管中不属于重点关注对象。分析结果对铀浓缩厂级联系统核安全监管及相关标准体系的完善都有借鉴意义。

  2022年03期 v.21;No.86 25-32页 [查看摘要][在线阅读][下载 1423K]
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核电厂实践

• 基于阳江核电厂水母暴发期间增设水母网效果的研究

  杨少锋;阮晨杰;徐维;李新贤;朱剑锐;林仙仁;

  近年来核电厂海域水母频繁暴发，导致冷源安全难以得到有效保障，本文探讨了在现有拦截设施基础上在水母暴发期针对不同大小的水母增设不同孔径水母网的可行性。结果表明，水母网的增设有效地对水母进行了拦截，减小了水母对正式拦截网的冲击，降低了潜水作业的风险，达到降本增效的成效。

  2022年03期 v.21;No.86 33-37页 [查看摘要][在线阅读][下载 1499K]
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• 高温气冷堆核电厂运行事件准则分析

  于洋;郑丽馨;于海洋;陈选相;韩建成;

  《核动力厂营运单位核安全报告》明确了12条运行事件报告准则，《核动力厂营运单位核安全报告指南》详细描述了压水堆、重水堆核电厂运行事件准则的技术标准，并列举典型事例，但并未对高温气冷堆核电厂进行特别分析和描述。高温气冷堆与压水堆、重水堆在技术上存在较大差异，为对高温气冷堆核电厂报告运行事件提供指导，本文结合高温气冷堆核电厂设计特点，建立高温气冷堆核电厂运行事件准则分析方法，并使用该方法对12条准则进行分析，得出需要对《核动力厂营运单位核安全报告指南》补充说明的高温气冷堆核电厂运行事件准则相关内容。

  2022年03期 v.21;No.86 38-45页 [查看摘要][在线阅读][下载 1328K]
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国际瞭望

• 俄罗斯核电站运行事件及原因分析

  臧小为;Yarmolenko M.A.;Koroleva M.Yu.;

  统计分析了俄罗斯核电机组发生运行事件的特点和随时间的变化规律。结果表明：2004-2019年，俄罗斯核电站共发生703起运行事件，平均每堆年发生的运行事件数量约1.22起。运行事件主要由0级事件和1级运行事件组成。俄罗斯轻水冷却石墨慢化堆机组每堆年发生的运行事件数量较多。当前俄罗斯加大核电机组的延寿升级和现代化改造工作，逐步增大第三代改进型核电机组的装机容量，积极推动热中子堆和先进快堆双元发展以及闭式燃料循环技术进步。相较于“人的不安全行为”，俄罗斯核电站内“物的不安全状态”是导致核电站运行事件发生的根本原因。

  2022年03期 v.21;No.86 46-56页 [查看摘要][在线阅读][下载 1769K]
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研究与探讨

• “培养理论”和“文化折扣”视角下的核安全文化落地与传播体系构建

  高炳焱;

  保障安全是发展核事业的首要条件，核安全是核事业发展的前提、基础和生命线。因此，培育核安全文化，让大家牢固树立“人人都是最后一道屏障”的理念需要先动先行，打好提前量。本文聚焦核安全文化理念落地与传播体系的构建，以中国核动力设计研究院（以下简称核动力院）为研究对象，在“培养理论”和“文化折扣”双重视角下，通过实地研究的方式，梳理核安全文化落地时遇到的实际困难，并有的放矢地提出高能、高效、高实用性的对策，最后通过一系列实践与探索，从全平台、全矩阵、全生态等角度立体化呈现核安全文化理念落地与传播体系构建的实效。

  2022年03期 v.21;No.86 57-61页 [查看摘要][在线阅读][下载 1175K]
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• 基于分离式热管构成的非能动安全壳冷却系统传热性能影响因素研究

  化新超;李星星;潘良明;

  针对基于“分离式热管”构成的非能动安全壳冷却系统，通过数值模拟，研究了热源功率、安全壳初始压力和冷源环境温度对PCCS瞬态特性和传热性能的影响。结果表明：热源功率会直接影响系统工质工作温度，从而对自然循环的流动不稳定性和循环流量造成较大影响。安全壳初始压力通过影响系统上水平管饱和温度，从而对循环系统的流量、流动不稳定性造成影响。冷源环境温度会通过影响冷热源温差，从而对循环系统的流量、流动不稳定性造成影响。基于“分离式热管”技术的非能动安全壳冷却系统具有良好的启动特性，可实现事故工况下安全壳内热量的顺利导出。

  2022年03期 v.21;No.86 62-69页 [查看摘要][在线阅读][下载 1878K]
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• 基于卧式蒸汽发生器传热管涡流检查数据的堵管准则研究

  彭思桐;吕云鹤;曾珍;车树伟;马若群;杜爱国;杨兴旺;

  蒸汽发生器传热管是压水堆核电机组一回路承压边界的重要组成部分之一，合理的堵管准则不但能够保证传热管的完整性，而且能够最大限度地保持传热管堵管裕量，保证机组运行经济性。田湾核电站1号机组蒸汽发生器在役前检查期间发现多处传热管缺陷显示并实施堵管800余根，其余未达到堵管准则的缺陷显示已运行十余年，积累了大量运行期间的缺陷数据。本文以田湾核电站1号机组卧式蒸汽发生器传热管历年涡流检查数据为基础，通过对运行期间缺陷扩展速率和涡流不确定度的分析研究，结合爆破试验结果，给出了新确定的堵管准则结果，为机组后续运行奠定了基础。

  2022年03期 v.21;No.86 70-76页 [查看摘要][在线阅读][下载 1463K]
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• 基于阳江核电厂冷源拦截网兜材料替换可行性研究

  徐维;阮晨杰;杨少锋;李新贤;朱剑锐;

  本文从网兜防附着能力、拦截能力和断裂强力等方面进行对比论证分析，通过现场实验对比，探讨由高密度聚乙烯纤维（HDPE）材质替换超高分子量聚乙烯纤维（UHMWPE）材质的可行性，从而达到降本增效、运维工作量减少等效果。研究表明，HDPE的价格是UHMWPE的十分之一左右，二者的拦截能力、断裂强力可做到几乎一致，高密度聚乙烯网兜防海生物附着能力稍优于超高分子量聚乙烯网兜，可减少更换频率。

  2022年03期 v.21;No.86 77-83页 [查看摘要][在线阅读][下载 1824K]
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• 新型堆芯捕集器竖直冷却管内间歇沸腾现象研究

  郭强;孙婧;刘卓;元一单;李炜;

  某研发中的新型堆芯捕集器采用了创新性的内置冷却管设计，在早期运行阶段，按该方案设计的竖直冷却管内可能出现间歇沸腾的现象。本文基于RELAP5程序建立了模拟间歇沸腾现象的计算模型，并对比了加热段入口温度、加热段出口壁温、加热段压差和上升段压差等典型参数，计算结果与已有实验值一致性较好。利用RELAP5模型对较高运行压力下的工况进行了现象模拟，分析了运行压力对沸腾传热和流动振荡的影响。本文对揭示间歇沸腾现象机理和支撑先进核电安全装备研发具有参考意义。

  2022年03期 v.21;No.86 84-92页 [查看摘要][在线阅读][下载 2451K]
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• 基于多重参数综合监测方法的核电厂电缆非金属材料一致性研究

  洪宁宁;刘旌平;张洪宇;

  鉴于传统核电厂实际供货电缆与质量鉴定电缆一致性监管存在的问题，本研究基于核电厂电缆非金属材料体系的特点，选取材料典型微观性能指标，采用数理统计与分析方法，经过离群值剔除、精密度和准确度检查、相关度检验、准确率验证等过程，建立了一种采用多重参数评价核电厂电缆用非金属材料一致性的系统分析方法，包括密度、傅立叶变换红外光谱（FTIR）、差示扫描量热（DSC）、氧化诱导温度（OITP）、热重（TG）和电感耦合等离子体-发射光谱（ICP-OES）性能指标。与传统单一检测手段或简单组合相比，本评价方法经过系统论证和检验，能够有效、快速、准确地监测不同批次实际供货电缆与质量鉴定电缆非金属材料一致性，具有样品量小、微损、测试周期短、价格低等优点，为实现核级电缆一致性监管提供优化方案。

  2022年03期 v.21;No.86 93-98页 [查看摘要][在线阅读][下载 1378K]
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• VVER机组反应堆压力容器中子输运计算程序系统的验证

  张亚平;李国健;李锴;王东辉;

  反应堆压力容器中子注量是评价其辐照损伤状态的基础。本文基于Balakovo-3VVER-1000基准算例提供的数据，采用针对VVER-1000机组开发的堆芯中子源项计算软件，配合DOORS中子输运理论计算程序系统，计算了基准算例中各探测片位置的中子能谱以及各探测片的反应率。通过与基准算例中的参考结果进行比较，验证该中子输运计算程序系统对VVER-1000机组的适用性。结果表明，各探测片的理论计算结果与基准算例中提供的实测结果符合良好，证明新开发的中子源项计算程序可为VVER-1000机组的中子输运理论计算提供准确的中子源项，同时也验证了该中子输运计算程序系统对VVER机组的适用性。

  2022年03期 v.21;No.86 99-106页 [查看摘要][在线阅读][下载 1546K]
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参考文献

• 《核安全》近年可被引文献目录

  <正>为更好地服务作者与读者，便于广大科研工作者查阅、引用《核安全》近年文章，减少作者在编写参考文献时的工作量，本刊编辑部对近年刊发在《核安全》的论文进行了整理，参考国标GB/T7714-2015，给出了各篇文章的参考文献标准格式。各位作者在撰写论文、引用文献时，可直接参考此目录。

  2022年03期 v.21;No.86 107-119页 [查看摘要][在线阅读][下载 912K]
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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。

  2022年03期 v.21;No.86 123页 [查看摘要][在线阅读][下载 943K]
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• 关于征集《核安全》封面及公益广告素材的通知

  <正>为展现我国核工业风貌,《核安全》杂志广泛征集封面图片,给广大核安全工作参与者提供一个展示摄影作品的平台。封面图片的主题应围绕核安全,例如一线工作者的工作照、核设施的照片、包含核设施的风景照等。此外,我刊还设有“公益广告”栏目,亦可刊载读者投稿的摄影作品。“公益广告”栏目要求照片的主题围绕环境保护和核安全,展现美丽中国、人民群众践行环保理念、核安全文化等。

  2022年03期 v.21;No.86 124页 [查看摘要][在线阅读][下载 632K]
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