高校核技术及应用学科科研项目的辐射安全管理

该文在总结国内高校辐射安全管理现状的基础上,指出高校现有基于辐射设备、场所和人员的辐射安全管理模式已不能适用于核技术及应用类科研项目的辐射安全管理需要。通过借鉴国外高校辐射安全管理经验,并结合我国辐射安全监管要求和核技术及应用类科研项目特点,提出:在辐射安全行政管理中强化专业技术的运用,建立多部门协调联动辐射安全管理机制;在科研项目立项阶段开展事前安全准入审查机制,全过程参与环评和环保验收等事中事后辐射安全管理,可以有效提高高校核技术及应用类科研项目辐射安全管理水平。

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

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。

核电厂数字化仪控系统软件共因故障相关核安全标准研究

本文分析了我国核安全法规导则、国际原子能机构相关安全标准和技术文件、美国核管会相关安全审评标准中应对核电厂数字化仪控系统软件共因故障的安全要求和技术见解,并结合我国核电厂运行事件和仪控系统设计中反映的问题,从考虑范围、可靠性评价和纵深防御设计等方面对完善我国相关核安全标准提出了建议。

核电厂安全仪控系统D3设计发展历程研究

核电厂仪控系统除了满足总的纵深防御目标,确保各种工况下监测、控制和保护功能的完整、可靠执行外,其中的安全仪控系统还需要考虑纵深防御和多样性(D3)设计,以应对软件共因故障等问题。为了更好地把握仪控系统共因故障的应对方法和规律、明确D3设计的发展趋势和方向,研究和总结了核电厂安全仪控系统D3设计的发展历程,分析了各阶段D3设计及其分析评价的要点。指出了软件共因故障应对方法从强调通过多样性增强核电厂纵深防御到构建仪控系统自身纵深防御的发展趋势,以及其可能存在的问题。核电厂安全仪控系统只有从消除、缓解和包络等方面全面构筑针对自身故障的纵深防御,才能在满足D3设计要求基础上更加有效地应对软件共因故障带来的潜在安全风险。

核电仪控设备辐射抗扰度试验研究

随着科技的不断发展,越来越多的精密仪器被应用于核电站,尤其是5G技术的使用。这对辐射抗扰度提出了更高要求。为规范核电仪控设备辐射抗扰度试验程序,通过对比分析相应标准,以及核电站现场电磁环境检测经验,对辐射抗扰度试验的不同配置情况进行了差异性分析。针对不同的试验场景,给出了相应试验方案的建议。对于某些特殊设备,创新性地通过简化设备在电场中的模型,再通过理论计算出电场对设备的影响量,并结合实际情况给出了相应的试验整改方案。该研究为仪控设备的辐射抗扰度试验方案及程序提供指导。针对试验中可能出现的问题,从理论层面给出了对应的整改对策,为实现智慧核电的目标提供了有力支撑。

深入践行习近平法治思想 推进核与辐射安全法规体系建设

核工业是高科技战略产业。核与辐射安全是国家安全的重要基石,是生态文明建设的重要组成部分。本文以习近平法治思想为指引,以良法促善治为目标,通过研究习近平法治思想中关于立法工作的指导原则,吸收生态文明法治建设良好经验,进一步探讨践行中国核安全观、推进核与辐射安全法规体系建设的路径。

基于模糊层次分析法的核安全设备持证单位量化评价研究

本文从民用核安全设备持证单位监督管理角度出发,综合考虑核安全法律法规及国家核安全局各项监管要求,结合监督实践活动,采用模糊层次分析法(FAHP)对持证单位核安全监督管理量化评价的指标和方法进行了研究。通过构建包含6个准则,近80个次级指标的动态评价体系,建立量化评价数学模型。此外,以具体持证单位为例,对其连续3年的监督记录进行了量化分析,得出量化评价结论,识别其存在的薄弱环节,并提出监管建议。该评价方法对实现精准监督、科学决策、依法行政起到了积极作用。

优化核级阀门变更审查流程,提高核安全治理精细化水平

核安全"十三五"规划稳步推进,实施总体进展良好,"十四五"时期将迎来核安全治理体系和治理能力现代化建设的关键阶段。随着核电国产化和小堆需求的兴起,民用核安全设备监管也面临新的挑战。阀门作为核电应用最为广泛的通用机械设备,数量多,种类杂,在系统中执行着各种不同的控制功能。本文针对核级阀门的监管现状,结合民用核安全设备设计制造许可证的应用和监督实践经验,围绕证书的优化整合,从工程经验和技术分析等方面讨论了各项参数的必要性,并就优化变更审查流程提出建议。

HAF003核安全质量保证体系运行效能综合评价研究

核电设备设计和制造单位在《民用核安全设备设计制造安装和无损检验监督管理规定》(HAF601)取证后,须按照《核电厂质量保证安全规定》(HAF003)建立质量保证体系,本文主要阐述如何对核电持证单位的HAF003体系运行情况进行评价。首先,将HAF003运行系统视为灰色系统,基于HAF003体系的12个管理要素选择35个评价指标,并以此为基础构建评价模型;其次,通过组合数加权法(COWA)对模型中各指标进行赋权;最后,通过问卷方式确定该系统中各灰类分布的状态,在传统三角白化权函数的基础上,构建正态分布白化权函数并运用于灰色聚类分析中。将上述方法应用于某核电设备持证单位HAF003体系中运行并评价,根据得分结果指出该持证单位在HAF003体系运行过程中的薄弱点,提出改进建议。该研究方法既为灰色聚类法理论提供了新思路,又为HAF003体系运行情况评价提供了新方法。

热管段液位静态特性分析及工程测量监督优化

在核安全电气设备的监督检查过程中,对安全级分布式控制系统的反应堆保护和监测功能进行独立验证时,发现在核电机组正常运行情况下,热管段中测量液位的核级差压式液位计存在持续向安全显示单元发出超量程质量码报警信号的问题。从法规合规性、仪表精度和测量系统整体可用性的角度,通过密闭式差压液位计测量分析、通道不确定度计算,分析了热管段液位在正常运行和停堆工况下的静态特性及精度符合性。根据设备特点提出了满足工程应用需求的纠正措施,以及应对仪表超量程问题的解决方案。

基于产业链和系统动力学的我国核电产业可持续发展影响因素探析

本文将我国核电产业作为研究对象,通过梳理产业链结构与数据,借鉴已有研究基础进行因果分析、绘制流图,运用Visenm PLE软件构建核电产业的系统动力学模型,将核安全、铀资源、社会政策、经济、生态环境五个子系统进行产业安全分析。核电产业的发电量、电源投资、核电设备平均利用小时数、在建及商运机组的统计区间为1995~2017年,利用SPSS软件分析SD模型数学方程式,在此基础上进行系统动力学仿真分析我国核电产业链在国内外电力市场的竞争优势与挑战,结合安全高效发展核电的现有产业政策提出我国核电产业可持续发展的政策建议。

中国核电产业研究综述及建议

经历三次核事故,由于气候政策与经济发展水平不同,世界核电产业呈现多样化选择趋势,本文从核安全、经济、铀资源、生态环境、公众接受度等五个维度对相关文献梳理辨析核电产业面临的共同挑战,发现已有研究在分析核电产业生存发展时关注一个或者几个维度,很少从产业安全角度综合考虑前述五个维度的可持续发展。坚持安全、高效发展核电是我国能源政策转变必要选项,核安全和产业安全更是核电可持续发展保障。因此,本文提出要从系统思维角度综合考量不同维度之间的因果关系及延迟反馈特性,结合情景分析构建我国核电产业系统动力学模型,同时设计体现核电产业的产业安全特性指标测量产业安全程度,为优化核电产业链配置,提升监管及核电产业商业运营水平提出政策建议。

双因素身份认证在DCS工程师站的应用研究

计算机技术和网络技术的发展,促进了控制系统产品的更新,数字化控制系统(DCS)逐渐替代模拟系统,但是数字化系统的广泛应用同时也带来了更多信息安全的问题,身份认证便是其中之一。身份认证作为整个信息安全体系的基础,越来越引起人们的高度重视,基于智能卡、口令和生物特征组合的多因素身份认证技术成为当前研究的热点[1]。针对核电厂安全级DCS工程师站的身份认证进行分析,对工程师站进行全生命周期的危害分析,提出适用于核电厂安全级DCS工程师站的身份认证方式。

核电厂控制系统软件共因故障应对及评价

根据HAF 102—2016的总体要求,借鉴美国核管会发布的核电厂数字化仪控系统纵深防御和多样性评价导则NUREG 0800 BTP 7-19第8版中的主要观点,提出了核电厂控制系统等安全影响重要性较低仪控系统的软件共因故障的应对策略,以及相应的评价方法和准则。

COP 26减碳目标下核电发展的必要性与可行性研究

COP 26提出的全球减碳目标对世界能源体系的低碳化做出了更高的要求。虽然2020年以来世界能源消耗量总体降低,但这也有疫情制约经济发展而导致能源需求下降的因素。为在满足我国经济社会高速发展能源需求的同时,实现含碳温室气体排放的降低,必须尽快改变我国现有相对落后的能源体系。基于COP 26框架下能源结构谋求低碳化发展的大背景,通过分析核电特性与我国能源结构短缺的互补与契合、核电经济性在当今社会发展条件下的优势以及国际上核电的总体进展,有针对性地论证了现阶段我国核电发展的必要性与可行性,并分析了其在我国能源低碳化进程中的作用。

后福岛时代我国公众对核电发展支持度的研究

核能作为一种清洁高效的能源,与常规化石能源相比,可以在满足我国能源需求的同时缓解碳排放压力。长期以来,受涉核项目科技含量高、保密性强等因素影响,我国公众对核能的认识普遍不足。在后福岛时代涉核事件敏感性增加、公众支持度降低的大背景下,笔者通过社会调查分析,并结合对我国能源领域相关数据的研究,针对性的提出了拓宽核安全文化内涵、强化核安全文化大众化普及、提升特定时代背景下的核电支持度等建议。

反应堆压力容器接管安全端焊缝疑似缺陷成因分析

接管安全端是反应堆压力边界的重要组成部分.某项目反应堆压力容器接管安全端焊缝射线检验时底片出现疑似影像,经过其他无损检验方法验证、焊接见证件焊缝解剖件金相检验,以及对焊接见证件进行补充理化性能试验,排除了该疑似影像为超标缺陷的可能性.其成因是由于堆焊隔离层与安全端焊缝两者焊接方向和冷却条件不一致,隔离层金属与对接焊缝金属生长方向差异明显所致.

基于巴西圆盘试验的国产石墨拉伸强度及特性研究

拉伸强度是石墨构件设计和结构完整性评价的一个重要参数,为研究国产石墨的拉伸强度及试样尺寸、石墨颗粒粒径、微观组织等对拉伸强度的影响,本文选用3种典型国产石墨,即粗颗粒、细颗粒和超细颗粒石墨,对每种石墨的4种不同尺寸规格的试样在拉伸试样机上开展巴西圆盘试验,采用高速相机捕捉劈裂破坏过程,使用扫描电镜观测断口形貌。对比分析了裂纹的扩展过程及破坏形式,测得了拉伸强度并分析了其分布特点,研究了试样尺寸、石墨颗粒粒径、微观组织等对拉伸强度的影响。结果表明:石墨劈裂试验过程满足巴西圆盘试验有效性的要求,试样尺寸越大,石墨颗粒粒径越大,越易产生二次裂纹和局部压缩破坏;通常石墨拉伸强度随试样尺寸的增大而增大,但试样尺寸较小时要综合考虑试样尺寸和颗粒粒径的影响,且材料密度越小尺寸效应越明显;石墨拉伸强度随颗粒粒径的增大呈下降趋势,表现出显著的颗粒粒径效应;石墨拉伸强度具有较大的分散性,其与石墨颗粒粒径表现出明显的相关性,细颗粒石墨拉伸强度的均匀性较粗颗粒石墨好得多,同时超细颗粒石墨明显优于细颗粒石墨;石墨的微观组织对拉伸强度有显著影响,粗颗粒石墨有较多较大的原生孔隙等缺陷,其拉伸强度最小,细颗粒石墨次之,超细颗粒石墨最大。