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乌卡环境下核电安全风险综合体探析——基于我国核电产业链视角
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作者 王占永 王月立 +1 位作者 杜峰 蒋颜蔓 《核安全》 2024年第6期11-20,共10页
本文聚焦产业化运行的核电产业链载体,从权变视角探讨在国内外乌卡(VUCA)环境时代,核安全、生态安全、网络安全、公众接受度、产业组织等形成的复杂系统以及中国核电安全监管的权变战略。基于统计数据与系统动力学方法探析影响核电安全... 本文聚焦产业化运行的核电产业链载体,从权变视角探讨在国内外乌卡(VUCA)环境时代,核安全、生态安全、网络安全、公众接受度、产业组织等形成的复杂系统以及中国核电安全监管的权变战略。基于统计数据与系统动力学方法探析影响核电安全的因素,从完善产业政策,提高生态效益和公众接受度、国产化率,保障核安全的角度,提出统筹核电产业可持续发展与有效核安全的对策建议。 展开更多
关键词 核电产业链 系统动力学 乌卡时代 核电安全风险综合体
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我国辐射环境监测标准体系现状和制修订建议
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作者 韩善彪 张艳霞 +5 位作者 全葳 陈英豪 李锦 喻正伟 柳加成 王天一 《核安全》 2024年第4期8-18,共11页
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... 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。 展开更多
关键词 监测标准 辐射环境 制修订
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同行评估在核设施辐射环境管理中的应用研究
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作者 米宇豪 廖运璇 孙长江 《核安全》 2024年第4期1-7,共7页
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... 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。 展开更多
关键词 辐射环境管理 核设施 同行评估
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伴生放射性矿开发利用辐射环境安全监管法规体系的现状 被引量:15
4
作者 吕彩霞 谢树军 +3 位作者 廖运璇 陶威锭 商照荣 滕柯延 《中国矿业》 2021年第8期36-40,共5页
伴生矿开发利用会使得天然放射性核素通过废气、废液及固体废物等途径进入环境。随着伴生矿开发利用类别和规模的增大,其造成的环境辐射污染也日益增加。“十三五”规划对伴生矿监管提出了要求,明确了伴生矿监管的重要性。本文梳理了从... 伴生矿开发利用会使得天然放射性核素通过废气、废液及固体废物等途径进入环境。随着伴生矿开发利用类别和规模的增大,其造成的环境辐射污染也日益增加。“十三五”规划对伴生矿监管提出了要求,明确了伴生矿监管的重要性。本文梳理了从上层法律到参考性监管文件的伴生矿现有法规标准体系,并总结了现状。当前伴生矿辐射环境安全法规标准体系的问题包括体系不完善、适用性不足和法规标准间存在不自恰等。结合监管关注的要点,参考其他行业的标准体系,对伴生矿监管需求进行了研究分析,提出了完善伴生矿开发利用行业法规标准体系的针对性建议,给出了一套完整的适用于伴生矿的法规标准体系,进一步加强对伴生矿开发利用企业的监管,保障辐射环境安全。 展开更多
关键词 伴生矿 辐射环境管理 法规标准体系 安全监管 开发利用
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停堆地震载荷下某型核级屏蔽泵及部件的应力及疲劳分析方法研究
5
作者 陈一伟 周秋鸿 +3 位作者 石红 李海涛 卫东 王岩 《核安全》 2025年第1期92-95,共4页
鉴于目前核级泵多数采用有限元或者经验法计算的方法来计算设备在停堆地震载荷下的应力,应力分析方法的准确与否直接关系到核电站最终的运行安全。本文针对某型号核级屏蔽泵在停堆地震载荷下的整体及部件进行应力分析,根据RCC-M及技术... 鉴于目前核级泵多数采用有限元或者经验法计算的方法来计算设备在停堆地震载荷下的应力,应力分析方法的准确与否直接关系到核电站最终的运行安全。本文针对某型号核级屏蔽泵在停堆地震载荷下的整体及部件进行应力分析,根据RCC-M及技术规格书应力评价规范,对泵组结构完整性进行评判。同时,本文依据标准及行业经验提出了转轴静强度、疲劳强度及连接法兰的经验校核方法,分析结果为核级泵的应力分析提供了参考,对其他核级设备的抗震分析也有一定的借鉴意义。 展开更多
关键词 应力分析 疲劳强度
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基于运行事件的核电厂安全状况评价方法研究及应用
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作者 郑丽馨 许友龙 +3 位作者 邹象 侯秦脉 焦峰 张浩 《核安全》 2025年第1期10-18,共9页
核电厂运行事件一直是监管当局关注的重点,对其进行评价在某种程度上能够反映核电厂的安全水平。然而,一些利益相关者直接用事件数量来度量核电厂的安全水平,这种处理方式缺乏足够的科学性、严谨性。本文建立了一套基于运行事件的核电... 核电厂运行事件一直是监管当局关注的重点,对其进行评价在某种程度上能够反映核电厂的安全水平。然而,一些利益相关者直接用事件数量来度量核电厂的安全水平,这种处理方式缺乏足够的科学性、严谨性。本文建立了一套基于运行事件的核电厂安全状况评价方法,并应用该方法对我国核电机组的安全状况进行评价,以期识别出核电厂运行管理方面的薄弱环节,为监管机构把握各机组的安全状况、合理分配监管资源提供支持,同时也可帮助营运单位提升运行管理弱项,促进核电厂安全管理水平提升。 展开更多
关键词 核电厂 运行事件 安全状况评价
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国和一号关键核安全技术研发
7
作者 郑明光 汤搏 +7 位作者 严锦泉 史国宝 常华健 曹克美 匡波 余凡 王国栋 张琨 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第S02期355-361,共7页
基于当前各类能源技术基础和核电技术发展水平判断,核能是社会清洁低碳转型与可持续发展的重要支撑,高安全高可靠性的大型先进压水堆核电机组是未来30年内的主力机型。本文围绕大型先进压水堆核电站国家科技重大专项所面临的重大挑战,... 基于当前各类能源技术基础和核电技术发展水平判断,核能是社会清洁低碳转型与可持续发展的重要支撑,高安全高可靠性的大型先进压水堆核电机组是未来30年内的主力机型。本文围绕大型先进压水堆核电站国家科技重大专项所面临的重大挑战,主要阐述了通过解决“高功率核燃料冷却难”“超高温熔融物滞留难”和“高温高压高放射性包容难”三大关键技术难题,来保证从设计上消除大规模放射性释放可能性或进一步降低核电批量化建设的核安全风险。 展开更多
关键词 国和一号 非能动安全 大型先进压水堆 高余热导出 熔融物堆内滞留 放射性包容
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“华龙一号”严重事故下安全壳环境条件研究 被引量:4
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作者 王贺南 常愿 +1 位作者 石雪垚 丁超 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2020年第4期637-644,共8页
为确保有效缓解严重事故,需要对用于缓解和监测严重事故进程的重要设备、仪表在严重事故环境下的可用性进行评估。严重事故环境条件是严重事故下设备、仪表可用性评估的关键性输入条件。本文针对“华龙一号”核电机组,建立了严重事故分... 为确保有效缓解严重事故,需要对用于缓解和监测严重事故进程的重要设备、仪表在严重事故环境下的可用性进行评估。严重事故环境条件是严重事故下设备、仪表可用性评估的关键性输入条件。本文针对“华龙一号”核电机组,建立了严重事故分析模型。根据确定论、概率论和工程判断相结合的方法筛选了典型事故序列,运用一体化分析程序计算得到了“华龙一号”严重事故后热工环境条件,分析研究了内层安全壳热阱和严重事故缓解措施对安全壳热工环境条件的影响,为设备、仪表在严重事故环境下的可用性评估提供重要的参考依据。 展开更多
关键词 “华龙一号” 严重事故 环境条件
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我国核与辐射安全现状研究与探讨 被引量:4
9
作者 于大鹏 梁晔 +2 位作者 徐晓娟 许龙飞 张玥 《核安全》 2022年第4期12-18,共7页
本文概括性总结了我国近年来核与辐射领域的发展现状,重点概述了我国核电厂和研究堆的建设和运营情况,总结了核与辐射安全监管方面的历史和现状,汇总了我国核安全领域的法规体系,对我国核工业的发展,尤其是近十年的成就和成功经验进行... 本文概括性总结了我国近年来核与辐射领域的发展现状,重点概述了我国核电厂和研究堆的建设和运营情况,总结了核与辐射安全监管方面的历史和现状,汇总了我国核安全领域的法规体系,对我国核工业的发展,尤其是近十年的成就和成功经验进行客观性的总结概括,为我国接下来在核与辐射安全领域的发展提出建议。 展开更多
关键词 核电厂 研究堆 核安全 核与辐射 法律法规 监管
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关于我国无人系统辐射环境监测技术发展的思考 被引量:5
10
作者 刘玮 李飞 +2 位作者 张伟 韩善彪 袁之伦 《核安全》 2022年第5期1-6,共6页
辐射环境监测作为国家生态环境监测的重要组成部分,是加强核与辐射安全监管的重要技术支撑,也是提高核安全独立监管权威性和有效性的重要手段。无人系统技术在辐射环境监测领域有着重要的应用。本文综述了国内外无人系统技术、无人系统... 辐射环境监测作为国家生态环境监测的重要组成部分,是加强核与辐射安全监管的重要技术支撑,也是提高核安全独立监管权威性和有效性的重要手段。无人系统技术在辐射环境监测领域有着重要的应用。本文综述了国内外无人系统技术、无人系统辐射环境监测技术的发展现状,指出我国生态环保领域无人系统辐射环境监测中存在的问题。针对我国无人系统辐射监测事业发展现状,从行业规划设计和技术论证、基础条件建设、跨行业合作、军民融合、技术规范和配套标准编制五个方面提出建议,旨在为我国无人系统辐射环境监测技术的发展提供参考。 展开更多
关键词 无人系统 辐射监测 环保 监管
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安全壳过滤排放系统内部氢气风险研究 被引量:1
11
作者 周喆 蔡盟利 丁超 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2022年第1期192-198,共7页
安全壳过滤排放系统(CFVS)用于严重事故情况下排出安全壳内大气以防止安全壳超压失效。其排放气体中的水蒸气在经过CFVS的管道和容器时会发生冷凝,导致氢气和氧气浓度上升,有可能引发氢气燃烧或爆炸。为了评估“华龙一号”(HPR1000)核电... 安全壳过滤排放系统(CFVS)用于严重事故情况下排出安全壳内大气以防止安全壳超压失效。其排放气体中的水蒸气在经过CFVS的管道和容器时会发生冷凝,导致氢气和氧气浓度上升,有可能引发氢气燃烧或爆炸。为了评估“华龙一号”(HPR1000)核电站CFVS内的氢气风险,建立了反应堆与安全壳模型和详细的CFVS模型,选取典型的严重事故序列对事故后CFVS开启以及混合气体进入CFVS的浓度变化过程进行了计算,并根据夏皮罗图对CFVS内的氢气风险进行判断。计算考虑了堆腔注水冷却系统(CIS)有效和失效情况下不同的安全壳大气组分进入CFVS后的浓度变化,结果显示CFVS开启时前者的氢气大部分被复合,后者的氧气则被复合反应消耗,因此2种情况下都不会发生燃烧或爆炸。计算还分析了在安全壳内布置氢气复合器以及在CFVS中实施氮气覆盖这两种缓解措施的作用,计算表明不考虑缓解措施时,CFVS内的气体组分在夏皮罗图中进入了快燃或燃爆区。研究表明HPR1000在采用了上述的缓解措施情况下,其CFVS系统内部不会发生氢气爆燃风险。 展开更多
关键词 “华龙一号” 过滤排放系统 氢气风险 夏皮罗图
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某地区环境空气中氡辐射水平监测与分析
12
作者 张文芊 周丽彬 +2 位作者 许俊 肖鹏 喻正伟 《核电子学与探测技术》 CAS 北大核心 2021年第2期189-193,共5页
为得到某地区环境空气中氡浓度水平监测数据,针对新区规划范围布设31个点位,采用氡钍分析仪进行监测,在相同点位分别测量室内外环境空气中氡浓度。监测结果表明:某地区全区范围内室内氡全年均值为29.3 Bq/m^(3),远低于我国对室内氡浓度... 为得到某地区环境空气中氡浓度水平监测数据,针对新区规划范围布设31个点位,采用氡钍分析仪进行监测,在相同点位分别测量室内外环境空气中氡浓度。监测结果表明:某地区全区范围内室内氡全年均值为29.3 Bq/m^(3),远低于我国对室内氡浓度控制标准,且位于室内氡浓度世界均值以下。室外氡全年均值为10.9 Bq/m^(3),环境空气中氡浓度水平第二季度和第三季度明显低于第一季度和第四季度,当环境扩散条件良好时,能够有效降低环境空气中氡浓度水平。 展开更多
关键词 氡钍分析仪 辐射环境监测
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氢气爆炸事故下溶液堆系统结构安全评估
13
作者 李柄锦 熊夫睿 +3 位作者 袁志豪 王新军 孙英学 刘锐 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第S01期87-95,共9页
溶液堆在运行过程中持续产生氢气,存在氢气爆炸风险。氢气爆炸事故下放射性包容边界的结构安全问题受到设计方和安全审查方的高度关注。本文建立了从氢气爆炸载荷模拟到结构力学响应分析的化-热-力耦合完整分析流程,以我国正在研发的医... 溶液堆在运行过程中持续产生氢气,存在氢气爆炸风险。氢气爆炸事故下放射性包容边界的结构安全问题受到设计方和安全审查方的高度关注。本文建立了从氢气爆炸载荷模拟到结构力学响应分析的化-热-力耦合完整分析流程,以我国正在研发的医用同位素试验堆为对象开展了氢气爆炸事故下的结构安全评估。基于计算流体动力学方法和燃烧模型建立了氢气爆炸数值模拟控制方程,针对溶液堆系统结构特点分别开展了容器和管道结构中氢气爆炸试验验证计算;以溶液堆系统为对象建立了实尺寸数值计算模型,开展了不同点火位置下氢气爆炸载荷环境模拟;进一步地,开展了氢气爆炸热力载荷作用下结构力学响应分析和评价。结果表明:所建立的氢气爆炸数值模拟方法能够较好地模拟氢气爆炸载荷特征,适用于溶液堆系统;当溶液堆系统内部发生氢气爆炸时,放射性包容边界内部会产生明显的超压和高温,在管道端头点火导致的氢气爆炸危害性更大;在氢气爆炸热力载荷作用下,溶液堆能够保证结构安全。本文研究思路和成果为保障溶液堆系统结构安全提供技术支撑。 展开更多
关键词 溶液堆 氢气爆炸 计算流体动力学 安全评估
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关于国控大气辐射环境自动监测站处置的分析和建议 被引量:1
14
作者 丁雪峰 王海鹏 全葳 《核安全》 2023年第3期1-5,共5页
截至目前,我国已完成建设501个国控大气辐射环境自动监测站(以下简称自动站),圆满完成“十三五”规划目标。但部分自动站已运行近16年,超出了自动站运行时间的预期,部分设备仪器存在老化、故障频繁、技术性能落后等问题,自动站面临报废... 截至目前,我国已完成建设501个国控大气辐射环境自动监测站(以下简称自动站),圆满完成“十三五”规划目标。但部分自动站已运行近16年,超出了自动站运行时间的预期,部分设备仪器存在老化、故障频繁、技术性能落后等问题,自动站面临报废处置情形。本文尝试从权属划分、处置标准、审批流程、处置方法等方面对自动站运行提出分析和建议。 展开更多
关键词 国控 辐射 自动站 处置
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核与辐射安全科普展厅建设现状分析及对策建议 被引量:1
15
作者 王桂敏 张瀛 +3 位作者 戴文博 刘瑞桓 于大鹏 李杨 《核安全》 2020年第6期80-85,共6页
随着我国核电事业的快速发展,核与辐射安全科普已成为政府科学决策、公众行使自身权利和核能产业稳健发展的客观需求。科普展厅作为公众了解和学习核与辐射安全知识、开展公众科学传播、交流与对话的重要场所[1],更具直观性、参与性和... 随着我国核电事业的快速发展,核与辐射安全科普已成为政府科学决策、公众行使自身权利和核能产业稳健发展的客观需求。科普展厅作为公众了解和学习核与辐射安全知识、开展公众科学传播、交流与对话的重要场所[1],更具直观性、参与性和亲和力。结合网络及实地调研情况,本文对国内核与辐射安全科普展厅进行了汇总梳理,分析存在问题,并对未来我国核与辐射科普展厅的建设提出建议。 展开更多
关键词 核与辐射安全 科普展厅 网络及实地调研
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低背压条件下非能动泄压和再循环阀内部流动特性研究
16
作者 韩冬傲 王岩 +1 位作者 张伟 张星亮 《汽轮机技术》 北大核心 2024年第5期332-335,341,400,共6页
为了获得低背压条件下非能动自动泄压阀内部流动特性。计算中使用计算流体动力学(CFD)方法建立了主阀的流道模型,得到了不同工况下各部位的单相以及两相流场分布,获得了主阀的阻力特性,为阀门的设计提供支持。
关键词 自动卸压系统 卸压阀 再循环阀 阻力特性
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非能动安全壳冷却系统空气混合对流换热试验研究
17
作者 杨鹏 王国栋 +3 位作者 李万总 黄思洋 周明慧 刘宇 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第4期771-782,共12页
为论证大型非能动核电厂空气导流板优化方案的可行性,搭建了安全壳冷却能力验证试验台架(COCOVET)。本文选取COCOVET空气冷却试验工况,采用粒子图像测速(PIV)手段将非能动安全壳冷却系统(PCS)环腔的空气流动可视化,通过对比试验数据和... 为论证大型非能动核电厂空气导流板优化方案的可行性,搭建了安全壳冷却能力验证试验台架(COCOVET)。本文选取COCOVET空气冷却试验工况,采用粒子图像测速(PIV)手段将非能动安全壳冷却系统(PCS)环腔的空气流动可视化,通过对比试验数据和程序模拟结果,研究PCS环腔空气强迫对流和自然对流并存的混合对流换热现象,论证导流板优化方案可行性。研究结果表明:PCS环腔下降段空气到达导流板尾部区域后,大部分空气折流180°进入上升段,沿导流板向上流动,少量空气沿冷却面继续向下流动。在无导流板区域,加热面传热方式以偏自然对流类型为主,加热面热流密度沿高度方向基本不变。在有导流板区域,PCS环腔上升段存在明显的入口效应,加热面热流密度呈现迅速增加后降低的趋势。安全壳安全分析程序计算值和试验值符合良好,适用于模拟空气混合对流换热过程。研究结果验证了大型非能动核电厂导流板优化方案可行性,也丰富了空气混合对流换热研究内容。 展开更多
关键词 空气导流板 非能动安全壳冷却系统 空气混合对流换热 程序适用性
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局部区域减薄条件下核级压力容器筒壁安全性分析与评价
18
作者 张敬 余毅 +2 位作者 孙兴见 赵令收 李洋 《核安全》 2023年第1期76-80,共5页
针对核级压力容器局部区域壁厚尺寸小于设计壁厚尺寸的问题,本文分析了ASME规范的相关要求,对核1级压力容器壁厚局部区域减薄的安全性进行了总结和分析,并基于蒸汽发生器二次侧人孔旁的筒壁螺纹孔,评估了某第三代压水堆压力容器局部区... 针对核级压力容器局部区域壁厚尺寸小于设计壁厚尺寸的问题,本文分析了ASME规范的相关要求,对核1级压力容器壁厚局部区域减薄的安全性进行了总结和分析,并基于蒸汽发生器二次侧人孔旁的筒壁螺纹孔,评估了某第三代压水堆压力容器局部区域壁厚尺寸小于设计壁厚的情况,以期为核安全监督和审评工作提供参考和依据。 展开更多
关键词 核级压力容器 局部区域减薄 安全性分析与评价 核安全监督
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核电厂辐射安全风险管控分析与建议
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作者 彭慧 周启甫 +1 位作者 王晓涛 周晓剑 《辐射防护通讯》 2023年第3期3-6,共4页
核电厂在建造、运行和换料大修期间需要使用大量的放射源和射线装置等辐射源进行探伤、检测活动。核电厂放射源和射线装置的管理使用单位众多、工作环境复杂且辐射防护条件受限,其辐射安全风险不容忽视。在现状分析讨论基础上提出了对... 核电厂在建造、运行和换料大修期间需要使用大量的放射源和射线装置等辐射源进行探伤、检测活动。核电厂放射源和射线装置的管理使用单位众多、工作环境复杂且辐射防护条件受限,其辐射安全风险不容忽视。在现状分析讨论基础上提出了对高风险源实施全过程管控、创新核电厂辐射安全许可证发证模式等建议。 展开更多
关键词 核电厂 辐射风险 放射源 射线装置
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水压试验在承压设备安全评价中的作用与利弊分析
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作者 王庆 初起宝 +3 位作者 房永刚 张福海 高晨 王臣 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第8期1655-1661,共7页
依据RSE-M标准实施在役检查的机组,投运后反应堆冷却剂系统约10年应进行1次系统水压试验,试验压力为反应堆压力容器设计压力的1.2倍。本文采用断裂力学方法分析了1.2倍设计压力水压试验能检出的极限缺陷尺寸。分析结果表明,1.2倍设计压... 依据RSE-M标准实施在役检查的机组,投运后反应堆冷却剂系统约10年应进行1次系统水压试验,试验压力为反应堆压力容器设计压力的1.2倍。本文采用断裂力学方法分析了1.2倍设计压力水压试验能检出的极限缺陷尺寸。分析结果表明,1.2倍设计压力定期水压试验对缺陷的高检验能力与设备载荷维持设计安全系数不可兼得。基于长期运行经验,在实施恰当无损检查前提下,RSE-M标准1.2倍设计压力定期水压试验在核安全一级设备承压能力定期评价中的作用极其有限,却降低了压力容器的运行安全系数,增加了设备疲劳损伤和裂纹扩展的风险。综合考虑定期水压试验实施的利弊,建议取消10年周期的1.2倍设计压力定期水压试验,以试验周期更短的密封试验取代。 展开更多
关键词 定期水压试验 无损检查 安全系数
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