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  • 承前启后 锐意进取 努力实现核与辐射安全监管体系和监管能力现代化——在2015年度核与辐射安全监管年终工作总结会议上的讲话 免费阅读 下载全文
  • 非常高兴与大家共同出席2015年度核与辐射安全监管年终工作总结会议。总结会议机制已经坚持了15年,效果非常好。近两年还邀请了兄弟单位和有关部门的领导及同事参加了会议,主要目的是增进相互之间的了解、理解、支持和帮助,借此机会对参加此次会议的国防科工局、国家能源局、各核电集团等部门和单位表示热烈的欢迎!对长期以来你们对国家核安全局的关心和支持表示衷心的感谢!
  • 关于对核电厂内乏燃料干法贮存系统核安全监管要求的研究 免费阅读 下载全文
  • 近年来,我国一些运行核电厂乏燃料池中的乏燃料贮量已接近或达到贮存限量,这些核电厂准备增设乏燃料干法贮存项目。由于我国在该方面的核安全法规体系尚不完备,且可参考的范例较少,亟需对相关的核安全监管方式、方法进行探讨和明确。本文结合我国核安全监管要求和美国相关监管工作经验,综合考虑乏燃料干法贮存项目的可实施性和审评工作的可操作性,针对干法贮存系统在设计、运行和审批过程中必须明确的关键问题开展研究,并提出了一些可供参考的监管建议。
  • 地浸采铀设施氡的辐射照射及其控制措施 免费阅读 下载全文
  • 本文介绍了地浸采铀过程中氡的释放特点、空气中氡的浓度水平、职业照射剂量水平及其相应的控制标准等。从空气污染预防与控制、事故应急、环境管理等方面总结和提出了控制地浸采铀过程中氡浓度的有关对策和措施,并对2个有关降氡典型实例进行了分析。这将有助于降低地浸采铀职业照射有效剂量,保障地浸采铀职业健康安全和保护环境。
  • 高放废液贮存安全分析 免费阅读 下载全文
  • 核设施乏燃料处理过程中产生的高放废液,含有超铀元素和大量的裂变产物,由于其具有放射性强、毒性大、含长半衰期放射性核素自释热以及释放可燃性气体等特点,从而成为核废物处理的重点。本文重点对高放废液在贮存过程中的辐射水平、自释热和氢气释放进行计算,计算方法和结果可以为高放废液贮存过程中的辐射防护安全分析、热积累安全分析和可燃气体安全分析提供参考。
  • 基于PCSWMM双排水系统计算方法在某核设施厂址防洪能力评估分析中的应用 免费阅读 下载全文
  • 本文应用商用雨排水分析计算软件PCSWMM,建立双排水系统分析模型,模拟了某核设施厂址在极端降雨工况下的地下排水和地表径流过程。模拟结果显示,该核设施厂址在500年一遇降雨下的地表最大积水深度为0.13 m,与推理公式法计算结果0.10 m较吻合,较真实地反映出了实际防水淹能力,采用PCSWMM的双排水系统计算方法能较好地模拟最大积水深度结果。
  • 严重事故工况高温环境下爆破阀药筒驱动装置可用性研究 免费阅读 下载全文
  • 本文利用通用流体计算软件,建立了爆破阀传热模型,采用稳态及瞬态求解器对AP1000型核电厂正常工况和严重事故工况下的爆破阀传热过程进行了计算与研究。计算过程中实时监测药筒壁面最高温度随时间的变化,计算结果为验证爆破阀在严重事故工况下的可用性提供了理论依据。研究结论如下:正常工况下,药筒壁面最高温度约为75℃;严重事故工况下,阀体表面与空气的对流换热系数分别采用10、50及100 W·m^-2·K^-1三种条件进行计算,药筒壁面最高温度分别达到95.7℃、124.8℃及154.8℃。计算结果表明,严重事故期间,药筒壁面最高温度不超过160℃,不会对爆破阀所用火药性能产生重大影响。
  • 核电厂丧失厂外电源对汽轮机事故停机的影响评价 免费阅读 下载全文
  • 本文采用保守的分析方法,评价了在巴基斯坦卡拉奇核电项目中丧失厂外电源对汽轮机事故停机的影响,包括对堆芯完整性及反应堆冷却剂系统压力边界完整性进行评估。结果表明,堆芯最小偏离泡核沸腾比高于安全分析限值,一回路压力峰值低于相应的压力限值,从而证明了该核电厂的设计可以确保汽轮机事故停机叠加丧失厂外电源事件的结果满足安全准则要求。
  • 关于加强我国核安全监管机构与国际组织合作的建议——经合组织核能署专篇 免费阅读 下载全文
  • 开展国际合作、坚持国际接轨是我国核安全监管30年的一条极其宝贵的经验,也是我国核能安全健康发展的重要基础。当前在世界主要的核电大国中,我国在建核电机组数量最多,堆型最全。通过与国际组织的合作,不仅能借鉴核电发达国家的先进管理经验,也能对外展示我国核安全监管30多年来的成果,显示我国作为一个有核国家努力推动核安全的使命与担当,继而配合"一带一路"国家战略的实施,推动核电"走出去"。因此,有必要进一步加强核安全国际合作,充分利用国内国外两个资源,促进核安全监管体系和监管能力的现代化,保障核能事业安全高效发展。经济合作与发展组织核能署是核能专业领域非常重要的国际组织,具有广泛的影响力。本文将结合该组织的职能以及与我国核安全合作情况,就深化合作提出意见和建议。
  • 环境风对大型非能动核电厂风的中立特性影响的数值分析研究 免费阅读 下载全文
  • 在发生CAP1400非能动核电厂事故1个月后,仅通过非能动空气流道可实现安全壳的冷却。设计上,要求空气流道的气动特性尽可能不受外界环境风的影响。本文应用STAR-CCM+软件对大型先进非能动核电厂CAP1400实际1∶1模型进行计算流体力学(Computational Fluid Dynamics,简称CFD)分析,研究环境风速、风向、温度等因素对空气流动特性的影响,分析结果表明CAP1400具有风的中立特性。
  • ACPR1000堆型核电厂多样化驱动系统产品方案设计 免费阅读 下载全文
  • 多样化驱动系统(Diverse Actuation System,简称DAS)作为核电厂纵深防御设计中重要的组成部分,对核电厂的运行安全起着非常重要的作用。本文介绍了ACPR1000堆型多样化驱动系统设备的总体结构和设计特点,系统控制层设备基于现场可编程门阵列(Field-Programmable Gate Array,简称FPGA)技术实现,同时监控层提供了信息管理功能,在保证多样性的前提下优化了人机交互功能,系统将应用于ACPR1000堆型核电厂,经适应性调整后能广泛应用于三代压水堆核电厂。
  • DAKOTA-RELAP不确定性分析方法在大破口事故中的应用 免费阅读 下载全文
  • 近年来,不确定性分析方法在核电领域越来越受到重视,然而作为系统程序的计算分析工作具有计算量大、任务繁琐、分析参数复杂、容易发生人工错误等问题。因此,建立自动化或简化方法以提高效率和降低人为错误的措施将有助于不确定性分析方法的应用和发展。本文对基于SNAP平台的DAKOTA-RELAP不确定性分析方法进行了详细的介绍,并通过对典型压水堆的大破口事故进行模拟,描述了DAKOTA-RELAP5不确定性分析方法在大破口事故中应用的特点。研究表明,这种不确定性分析方法能够有效的简化程序建模和数据处理的流程,并且能够方便的对计算结果进行处理分析,可较好地提高计算效率和准确度。
  • 关于提高活性炭除碘性能的浸渍剂的几点讨论 免费阅读 下载全文
  • 国内外较为普遍地应用浸渍活性炭吸附去除放射性碘,最常用的浸渍剂是碘化钾和三乙撑二胺,能有效提高活性炭吸附去除放射性甲基碘的效率。而浸渍剂三乙撑二胺将活性炭除碘性能提高的同时,也会由于其浸渍含量的不同而不同程度地降低活性炭的着火点,另外三乙撑二胺的解吸和高温分解也会影响到浸渍活性炭的除碘性能。考虑到三乙撑二胺的挥发损失,为保证活性炭浸渍后的除碘效率,推荐采用真空干燥三乙撑二胺浸渍的活性炭。鉴于三乙撑二胺浸渍剂的固有缺陷,建议深入开展浸渍剂替代品的研究。
  • CAP1400安全设计与实际消除大量放射性释放 免费阅读 下载全文
  • 本文研究了核安全规划中关于"实际消除大量放射性物质释放的可能性"这一安全目标要求的技术内涵,从确定论和概率论两方面提出了对"设计上实际消除大量放射性物质释放的可能性"的解读,给出了确定论设计和分析要求,同时,建议概率安全目标中的大量放射性物质释放频率不超过1×10^-7/堆年,并建议将放射性释放量超过500TBq剂量等效^131I的放射性释放定为"大量放射性释放"。在对比分析了CAP1400安全设计与上述要求的符合性后,认为CAP1400设计可满足"实际消除"安全目标。
  • 基于抽样的不确定性及敏感性分析的方法在核电厂水膜蒸发试验误差分析中的应用 免费阅读 下载全文
  • 与传统的误差分析方法相比,基于抽样的不确定性及敏感性分析具有较大的优势。本工作通过耦合DAKOTA程序和水膜蒸发试验数据分析程序,开发了水膜热态试验误差分析方法,计算得到了试验目标参数水膜蒸发换热乘子的不确定性范围,并且分析了试验测量参数的不确定性对蒸发换热乘子不确定性的影响。计算结果表明,水膜入口流量、入口风速以及平板表面温度是主要的不确定性来源。这为优化试验测量系统,减小试验误差提供了定量支持。该方法可以用于其他试验误差分析以及参数重要性分析。
  • AP1000堆芯核设计中一个应当注意的问题 免费阅读 下载全文
  • AP1000核电厂作为我国引进的第三代核电技术已在我国多地开建,其设计中的很多先进技术与理念也成为核电行业学习研究的方向之一。但由于诸多原因,其他非承转单位在对AP1000设计的研究与学习过程中,会遇到一些与以往不同的问题,往往会引起技术消化困难。本文通过对AP1000堆芯核设计的审查,发现了一个功率分布畸变的问题,通过校算与研讨分析,给出了AP1000堆芯核设计报告中硼降曲线与堆芯功率分布计算工况的非常规处理方式。
  • [特别报道]
    承前启后 锐意进取 努力实现核与辐射安全监管体系和监管能力现代化——在2015年度核与辐射安全监管年终工作总结会议上的讲话(李干杰)
    [监督管理]
    关于对核电厂内乏燃料干法贮存系统核安全监管要求的研究(王崇翔;侯伟)
    [辐射安全]
    地浸采铀设施氡的辐射照射及其控制措施(张学礼;徐乐昌)
    高放废液贮存安全分析(龙琳;田英男;尤伟;薛娜)
    [核电厂实践]
    基于PCSWMM双排水系统计算方法在某核设施厂址防洪能力评估分析中的应用(路雨;赵雷;纪忠华;王璐;胡勐乾)
    严重事故工况高温环境下爆破阀药筒驱动装置可用性研究(包堂堂;周强强;顾春辉;张志超;乐秀辉)
    核电厂丧失厂外电源对汽轮机事故停机的影响评价(喻娜;陈宏霞;张晓华;吴鹏;张丹)
    [国际瞭望]
    关于加强我国核安全监管机构与国际组织合作的建议——经合组织核能署专篇(栾海燕;曾超;殷德健;封祎)
    [研究与探讨]
    环境风对大型非能动核电厂风的中立特性影响的数值分析研究(潘新新;黄镜宇;向文娟;宋春景)
    ACPR1000堆型核电厂多样化驱动系统产品方案设计(石桂连;王纪坤;韩宾;谢逸钦;李刚)
    DAKOTA-RELAP不确定性分析方法在大破口事故中的应用(高新力;靖剑平;温爽;孙微;王昆鹏)
    关于提高活性炭除碘性能的浸渍剂的几点讨论(张计荣;李永国;韩丽红;吴波;张群;梁飞;乔太飞;张昭辰)
    CAP1400安全设计与实际消除大量放射性释放(严锦泉;史国宝;林诚格;詹文辉;田林)
    基于抽样的不确定性及敏感性分析的方法在核电厂水膜蒸发试验误差分析中的应用(扈本学;王喆;王国栋;王章立;倪陈宵;张今朝;杨萍)
    AP1000堆芯核设计中一个应当注意的问题(李海钰;胡雨;赵华阳)
    《核安全》封面

    主管单位:国家环保局

    主办单位:国家环保总局核安全中心

    主  编:陈金元

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