监督管理

• 同行评估在核设施辐射环境管理中的应用研究

  米宇豪;廖运璇;孙长江;

  核设施的辐射环境管理是我国生态文明建设的重要内容，将同行评估用于核设施辐射环境管理，对于提升核设施整体安全水平、建设美丽中国具有重要意义。本文概述了同行评估在我国核设施管理中的应用情况，分析了开展辐射环境管理同行评估的必要性，研究了关键技术领域评估要点和其他需要特殊关注的问题，并对后续相关工作的开展提出了建议。

  2024年04期 v.23;No.99 1-7页 [查看摘要][在线阅读][下载 1194K]
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辐射安全

• 我国辐射环境监测标准体系现状和制修订建议

  韩善彪;张艳霞;全葳;陈英豪;李锦;喻正伟;柳加成;王天一;

  本文通过对我国辐射环境监测标准体系中现行有效的国家标准和环境标准的系统梳理，厘清涉及辐射环境监测领域的标准体系框架，重点分析行业监管和执行的环境质量监测、监督性监测和应急监测三类监测标准的状态、问题和需求，并根据辐射监测标准的重要性和紧迫性，按照轻重缓急提出制修订建议。

  2024年04期 v.23;No.99 8-18页 [查看摘要][在线阅读][下载 1322K]
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• 关于DSA机房环境影响评价的思考

  戴瑜;

  数字减影血管造影机（DSA）是核技术利用项目中最常见的医用Ⅱ类射线装置。核技术利用环境影响评价报告的编制、评审和复核均遵循《辐射环境保护管理导则核技术利用建设项目环境影响评价文件的内容和格式》（HJ 10.1—2016）格式及要求，需采用理论计算的方式核算DSA机房的屏蔽防护是否满足《放射诊断放射防护要求》（GBZ 130—2020）辐射限值。本文从DSA设备结构特点和作为医疗器械的准入条件方面入手，给出满足GBZ130—2020最低屏蔽铅当量、最不利机房尺寸及最不利工况下DSA机房的屏蔽计算及参数选取，并通过计算结果验证了GBZ 130—2020对DSA机房的最小铅当量要求。建议DSA机房的环境影响预测方法，可采取与GBZ 130—2020标准对比，而不必拘泥于HJ 10.1—2016要求的理论计算，有利于减轻环评编制人员、评审人员和审批人员的工作负担。

  2024年04期 v.23;No.99 19-25页 [查看摘要][在线阅读][下载 1459K]
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• 水泥窑协同处置绿柱石废渣放射性限值研究

  赵木;赵璇;安田鑫;

  本文研究了水泥窑协同处置绿柱石废渣的放射性管理限值，以实现绿柱石废渣治理过程中有效、快速分拣分类。本文通过取样监测明确可在水泥窑协同处理区域及绿柱石废渣取样分析基础上，拟合放射性核素的活度浓度和废物包表面γ剂量率之间的相互关系，计算出不大于500 nSv/h样品为可用于水泥窑协同处置的豁免水平废物。本文进行两次取样分析，验证500 nSv/h作为工程实际中无须检测便可直接认定为活度浓度不超过1 Bq/g的豁免废物放射性限值，具有重要的工程实践意义。

  2024年04期 v.23;No.99 26-30页 [查看摘要][在线阅读][下载 1359K]
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核电厂实践

• 核电厂便捷式管道集成单元应用效果评估方法研究

  王亮;常海军;王梓旭;覃涛;

  便捷式管道集成单元应用效果评估是核电厂模块化设计效果评估的一个重要分支，现有应用效果评估体系主要依赖经验，缺乏不同维度的考核指标，其中的应用有效性分析验证缺少数据量化支撑，严重影响评估过程的准确性。针对某核电工程项目辅助厂房，本文结合核电工程建设施工特点，提出了进度、质量、安全、成本和人力控制等5个一级指标，并围绕一级指标进一步提出了17个二级指标，构建了模块化便捷式管道集成单元应用效果评价模型，通过模糊层次分析法与模糊综合评价方法比较评估对象间的重要性程度，客观评价不同指标的权重应用效果，最终发现项目部对“进度、质量、安全效果”很满意，对“成本、人力控制效果”非常满意，采用置信度识别法对CPIU应用效果进行综合评价，最终发现项目部对于CPIU模块技术的总体评价为“很满意”的等级占比为93.6%，表明CPIU在该核电辅助厂房可以得到大范围应用，同时通过实例分析验证了该评估方法在核电厂的成功应用。该评价模型可用于我国核电管道集成单元的综合应用效果评估，为后续核电厂管道应用效果方法提供科学的工具和手段。

  2024年04期 v.23;No.99 31-37页 [查看摘要][在线阅读][下载 1523K]
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• 蒸汽发生器排污能力不足问题原因分析和处理

  王思远;田敬云;陈吉玲;

  田湾4号机组蒸汽发生器排污系统在进行排污时，其排污能力长期不能达到运行规程要求，且此时系统调节阀开度已超过90%，丧失了调节能力。另外由于原系统设备经过改造，相关参数特性发生改变，所以通过仿真建模计算分析原有管路阻力特性的方法无法进行。本文选择利用核电厂现有运行参数，直接计算整个管路的装置特性曲线，分析得出原因为泵能力不足，然后按照规程要求的系统流量，考虑调节阀开度问题，计算得出泵的最终扬程，完成新泵的选型，最终有效地解决了排污能力不足的问题，为后续核电厂改造中解决类似问题提供了参考依据。

  2024年04期 v.23;No.99 38-42页 [查看摘要][在线阅读][下载 1468K]
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• 核电厂一回路主管道铸造奥氏体不锈钢热老化管理现状与展望

  杨广宇;史芳杰;石鹏;万璟;李乾武;

  在核电厂老化管理中，一回路主管道铸造奥氏体不锈钢母材与焊缝的结构完整性对于核电厂的安全运行至关重要。主管道在运行工况下面临热老化问题，需要采取有效的管理手段。本文综合介绍了目前主管道热老化问题的国际及国内工程管理现状，总结了主管道在实际管理过程中的难点与不足，结合无损检测手段和研究现状，提出了未来的关注方向。通过对母材和焊缝的热老化评估与检查实现有效管理，为核电厂主管道的安全服役提供有力支撑。

  2024年04期 v.23;No.99 43-47页 [查看摘要][在线阅读][下载 1350K]
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• 移交包责任人矩阵模式在核电厂移交接产中的应用

  张德亮;张振强;连慧;

  核电厂建设周期较长，系统的移交接产贯穿于整个核电厂的建设过程，持续时间长，且业主单位与各承包商接口较多，移交接产过程中，经常出现沟通协调不畅、验证流程较长、消缺慢等问题。某核电厂在既有移交接产管理体系基础上，组织建立移交包责任人矩阵模式，覆盖业主及项目部各领域人员，旨在通过移交包责任人矩阵运作，使接产人员深入移交接产过程，熟悉系统和设备，全面验证系统设备满足运行需求，提前识别移交制约问题，提升移交质量和效率，为后续运行奠定良好的基础。

  2024年04期 v.23;No.99 48-53页 [查看摘要][在线阅读][下载 1432K]
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国际瞭望

• 基于情感特征和主题挖掘的日本福岛核污水排海事件舆情分析

  雷少娟;刘新华;王晓峰;刘瑞桓;

  福岛核污水排海事件是一个备受国内外公众关注的话题，探寻舆情演化过程、分析公众的情感倾向及其关注的焦点问题对舆情应对和公众沟通具有重要意义。本文采用文本挖掘技术，结合社交媒体、新闻媒体、公众评论等舆情数据，首先对排海事件舆情的演化趋势进行研究，并统计整理舆情发展的过程中公众参与讨论的话题；选择5个典型话题的评论文本研究公众的情感特征，并运用LDA主题分析模型挖掘公众关注的焦点问题。基于研究结果给出排海事件后续舆情应对及类似重大事件舆情应对的建议及对策，并为核能公众沟通在重大核事故应对问题上提供参考。

  2024年04期 v.23;No.99 54-63页 [查看摘要][在线阅读][下载 1655K]
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• 全球小型模块化反应堆进展情况研究

  李琳;

  小型模块化反应堆是一种先进的核反应堆，因其可为能源供应提供新的选择而逐渐受到全球的关注。本文调研了全球小型模块化反应堆发展情况，总结了各国小型模块化反应堆具体实施项目，提出了小型模块化反应堆面临的挑战及我国制定小型模块化反应堆核安全监管政策建议，以期为小型模块化反应堆在我国的研发、应用及监管提供参考。

  2024年04期 v.23;No.99 64-68页 [查看摘要][在线阅读][下载 1127K]
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• 福岛核污染水排海引发的两次舆情事件分析研究

  于大鹏;任国友;徐晓娟;同舟;杨帅;钟焱园;张临绒;周春宇;

  本文针对福岛核污染水排海事件进行长期跟踪研究，以事件在公布和正式实施两次时间节点所引发的舆情事件为切入点，梳理归纳了排海事件的进程，以及我国、日本、韩国等国家的应对和舆情变化，基于舆情态势进行了深入分析，提出了应对建议。本文可为进一步的研究提供基础和线索。

  2024年04期 v.23;No.99 69-76页 [查看摘要][在线阅读][下载 1453K]
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研究与探讨

• 低转速离心泵内流场分布及演化特性实验研究

  范永建;黄云龙;王拓;张晋雷;谭思超;

  离心泵是核能系统中的重要部件，其内部流动直接影响设备安全运行。本文在综合运用粒子图像测速（PIV）技术和激光诱导荧光（LIF）技术的基础上，对离心泵内部的复杂流动过程开展了连续可视化的实验研究，获得了离心泵内流场的分布特征，分析了其内部流动机理及变化规律。结果表明，连续PIV测量技术能够以高质量时空分辨率识别流场内的涡旋结构；在回流、二次流以及叶轮-蜗壳间动静干涉等效应下，涡旋结构会经历形成、迁移、扩散、衰减、破碎、消失等演变过程；由于多种作用机制耦合，叶轮-蜗壳干涉区、隔舌附近以及叶轮后缘等区域的流场结构复杂，会随机形成不稳定涡旋结构，易导致离心泵内部压力脉动。

  2024年04期 v.23;No.99 77-84页 [查看摘要][在线阅读][下载 3616K]
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• 民用核安全设备制造单位践行核安全文化的途径和方法探索

  刘家义;梁全伟;贾烁;祝莲;

  基于我国核电事业快速发展的需要，为深入贯彻落实习近平生态文明思想和中国核安全观，根据相关法律法规导则、核安全文化政策声明、核电厂质量保证大纲的格式和内容等要求，本文着重从“PDCA”全面质量管理的思想出发，构建一套行之有效的核安全文化管理体系，从体系的建立、实施、评估、改进等几个方面，描述了民用核安全设备制造单位践行核安全文化的途径和方法。

  2024年04期 v.23;No.99 85-90页 [查看摘要][在线阅读][下载 1285K]
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• 核动力厂最终安全分析报告维护管理的思考及建议

  邵辉;杨腊腊;陈秋炀;杨煦;

  核动力厂最终安全分析报告（Final Safety Analysis Report,FSAR）作为核动力运行许可证的申请文件之一，是全面反映核动力厂设计和运行信息的文件，也是营运单位实施核动力厂修改、安全分析及事件评价的重要依据。鉴于FSAR的重要作用，营运单位需要对其进行适当的维护和管理，以确保FSAR能够真实反映核动力厂实际配置。目前，我国核安全相关法规导则尚未提供FSAR维护和管理的具体指导方法，营运单位对FSAR维护和管理方法各有不同，FSAR内容与核动力厂实际配置不一致的矛盾也日渐突出。随着我国运行核动力厂数量的增多，监管单位的监管压力也明显增加。本文基于国内运行核动力厂FSAR的维护和管理现状，结合国外核动力厂的良好实践，提出了FSAR维护和管理的改进建议。

  2024年04期 v.23;No.99 91-95页 [查看摘要][在线阅读][下载 1127K]
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• 高纯锗γ谱仪无源效率校准分析

  王志玉;孔令海;曹鹏涛;李锦;

  本文对无源效率校准软件LabSOCS进行验证及应用分析。选用两类共7个标准源对LabSOCS效率计算结果进行验证，~(137)Cs、~(60)Co和~(241)Am等41个监测数据表明，混合体源、点源相对偏差均分别位于±7.2%、±2%范围以内，说明点源验证效果较好，混合体源偏差略高。将LabSOCS软件应用于IAEA、中辐院样品能力验证及全国质量考核样品，选取具有代表性的水样、土壤、生物和气溶胶等7个样品进行分析，无源效率计算结果表明：采用IAEA评价准则，~(137)Cs、~(60)Co、~(241)Am等22个数据均为“满意”，即准确度和精密度均合格。

  2024年04期 v.23;No.99 96-102页 [查看摘要][在线阅读][下载 1298K]
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• 核技术应用行业企业核安全文化建设探索实践及展望

  薛亮;

  本文通过对核安全文化基本理论的深入研究，探索其起源和基础，并结合核技术应用行业中企业核安全文化建设的实际情况进行分析和解读，探讨其核心理念和实践经验。本文致力于构建有核技术应用特色的、行之有效的建设实践，推动核安全文化深入核技术应用行业，走深走实，培育核技术应用监管单位、辐射安全持证单位（核技术应用行业企业）和放射工作人员的核安全文化理念，持续提升核安全文化水平。核技术应用行业企业开展核安全文化建设探索非常必要，安全的核心在于文化的传承和培育，在核电的经验中打造属于自己的特色文化建设，推进行业对核与辐射安全的保障和敬畏。

  2024年04期 v.23;No.99 103-109页 [查看摘要][在线阅读][下载 1208K]
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• 压水堆核电厂大修换料时间优化研究

  姚亦珺;于大鹏;皮月;

  核电厂能力因子是国际公认的核电厂运营效率衡量指标，其定义为一个固定时期内（通常为一年），发电机组的可用发电量与额定发电量的比值，即核电机组能力因子等于机组额定发电量减去电量损失之差除以机组额定发电量。其中，换料大修工期是影响电量损失的重要因素。根据国际原子能机构（IAEA）的数据，最近10年世界各类型核电机组的能力因子几乎都在85%左右。核电厂发电创造的社会价值及经济价值的多少与其能力因子直接相关，而能力因子与一年的净发电量成正比，因此，提高能力因子就需要提高净发电量。随着核电厂运行技术水平的提高，正常运行期间，除了一些必要的核安全相关的试验需要损失功率外，核电机组几乎很少发生异常功率损失。然而，根据核电机组自身核燃料设计的特点以及核安全相关设备的可靠性要求，核电机组不得不定期进行大修。因此，大修工期长短造成的计划能量损失的多少就成为影响机组能力因子最主要的因素。本文从大修工期中较为耗时的方面着手，在系统工艺设计优化的角度缩短大修工期时间，从而减少机组能量损失。

  2024年04期 v.23;No.99 110-119页 [查看摘要][在线阅读][下载 1961K]
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• CPR1000机组中压安注箱的压力范围问题及改进研究

  杨腊腊;邵辉;陈秋炀;

  CPR1000机组中压安注箱的设计目的在于在失水事故期间在氮气压力的作用下短时间内淹没堆芯，从而避免燃料熔化和堆芯损坏。中压安注箱的氮气压力是失水事故分析的关键安全参数。目前，CPR1000机组在实际运行中关于中压安注箱的压力控制范围未考虑仪表测量不确定度（0.6 bar），存在中压安注箱的实际压力控制范围超出安全分析假设的潜在风险，可能影响中压安注箱的安全功能。本文基于对上述问题的安全分析和外部调研，提出了针对核电厂执照文件、运行程序及报警设置等方面的改进建议，旨在保障机组的安全运行，分析认为这些改进是可行的。

  2024年04期 v.23;No.99 120-124页 [查看摘要][在线阅读][下载 1214K]
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• 喜报！《核安全》杂志被评为“RCCSE中国核心学术期刊”

  <正>近日，在2023年推出的《中国学术期刊评价研究报告》（第7版）中，《核安全》杂志被评为“RCCSE中国核心学术期刊”。RCCSE“中国学术期刊评价研究报告”由武汉大学中国科学评价研究中心、武汉大学图书馆、杭州电子科技大学中国科教评价研究院等机构联合研制。该报告采用定量评价和定性评价相结合的方法，对中文学术期刊进行动态认定收录，是我国社会科学和自然科学领域研究重要的学术期刊认定、收录和评价工具。RCCSE中国学术期刊评价体系是目前国内公认的七大学术期刊评价体系之一，也是我国社会科学和自然科学领域研究的重要检索、分析和学术评价工具。

  2024年04期 v.23;No.99 2页 [查看摘要][在线阅读][下载 1825K]
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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。

  2024年04期 v.23;No.99 125页 [查看摘要][在线阅读][下载 1826K]
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• 关于通过邮发代号征订《核安全》杂志的通知

  <正>《核安全》杂志创刊于2003年，由生态环境部主管、生态环境部核与辐射安全中心主办，是核安全领域唯一的国家级权威刊物，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，研讨核安全技术和管理问题，总结和交流核安全方面的研究成果和管理经验，普及核安全知识，介绍和报道国内外涉及核安全方面的信息与动态，促进我国核能、核技术应用事业的发展为办刊宗旨。

  2024年04期 v.23;No.99 126页 [查看摘要][在线阅读][下载 6107K]
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