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第三届能源论坛

第三届能源论坛

  • 召开年:2015
  • 召开地:北京
  • 出版时间: 2015-05

主办单位:;中国工程院;;国家能源局;;

会议文集:第三届能源论坛论文集

会议论文
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  • 摘要:CAP1400是基于中国的核工业体系和装备制造能力,在国家重大科技专项及新型举国体制的推动下,再创新形成的具有自主知识产权的三代非能动先进压水堆核电型号.本文介绍了CAP1400的研发历程、总体设计要求、安全与性能指标、总体技术方案演变、电厂安全设计考虑,并重点陈述了CAP1400在安全性、经济性、先进性方面的设计改进和技术创新.CAP1400是极具国际竞争力的三代堆型,CAP1400的自主研发和技术创新极大地提升了我国核电研发和设计水平.
  • 摘要:浮动式核电站具有可移动,灵活布置,受地震、海啸影响更小,不占用陆地面积,受厂址条件影响小等特点,可有效支撑海上资源开发和海岛能源供应.本文以绥中361油田为目标厂址,提出了用于海上石油开采的浮动式核电站总体技术原则和初步方案的设想.通过论证分析研究,浮动式核电站可为海洋资源开发提供高效、经济、稳定的能源供给。本文所研究的ACP100S方案具有较高的安全性,可达到三代核电安全标准,其经济性也可满足海上石油开采的要求。
  • 摘要:以铅或铅合金(统称铅基材料)为冷却剂的反应堆具有良好的中子学、热工水力学和安全特性,已成为第四代先进核能系统、加速器驱动次临界核能系统(ADS)以及聚变堆的主要候选堆型之一.本文简要介绍了先进核能系统发展趋势和铅基反应堆在核能发展中的地位,重点对铅基反应堆的发展历史与现状、铅基反应堆的基本特性以及铅基反应堆未来的发展前景进行了总结.
  • 摘要:次临界能源包层在磁约束驱动的聚变-裂变混合能源系统中承担能量放大和中子增殖的核心功能.本工作给出了采用天然铀合金燃料、轻水作冷却兼慢化剂,内嵌压力管式的次临界能源包层设计方案.系统开展了包层物理性能、结构概念设计、热工水力性能和安全分析.同时,开展了包层相关热工水力实验对包层设计进行验证.
  • 摘要:自主燃料品牌建设工作对燃料设计技术和基础产业能力的提升、我国核电站长期的燃料自主供应保障能力建设、以及核电自主化与“走出去”战略实施均具有重要的意义。我国的自主燃料品牌建设工作与先进核电发达国家相比差距较为明显,无法与我国的核电大发展需求相适应。近几年,我国在自主燃料品牌建设工作上取得了积极进展,但仍有很长的路要走。下阶段应依托自主燃料研发为载体,深入推进研发工作,尽快形成具备工程应用条件的核心产品,同步带动燃料技术体系和基础产业能力的完善和升级;推动产业联盟建设,创新体制机制改革,真正建立以市场为驱动的可持续燃料研发机制;强化品牌保护和市场推广意识,为品牌形成和品牌走出去打好基础,推动自主燃料品牌建设工作走上可持续发展的轨道。
  • 摘要:本文介绍了国内第一套完全具有自主知识产权的核电关键设计软件"COSINE"软件包的研发实施情况,对COSINE的技术目标、技术路线、研发进展和取得的技术成果等方面进行了阐述.给出了核电软件的评价模型定义和开发方法,并对COSINE软件包在开发过程中不同阶段的技术成熟度和应遵循的研发阶段进行了解释.COSINE已具备压水堆核电厂堆芯物理-热工水力及系统安全分析的核心功能,取得的研发成果将在具备自主知识产权的CAP1400机组或其他压水堆机组上推广应用.
  • 摘要:从福岛核电厂事故后须加强场内应急决策支持研究的角度,介绍了严重事故进程模拟和应急决策支持系统研发的重要功能,并分析了严重事故进程模拟和应急决策支持系统的自主化研制进展.分析表明,目前已经完成了系统总体架构和主要功能模块设计,并进行了相应功能模块的开发和测试,初步实现了主要模块功能,为后续模块间的集成奠定了基础.
  • 摘要:本文针对CAP1400机组厂用电系统负荷增加,单台电动机容量增大,主泵连接方式变化等问题,首先分析了CAP1400机组厂用电系统的特点.通过应用ETAP软件进行建模仿真,对三个备选接线方案进行了技术和经济比较,认为在供电可靠性和经济性差距不大的情况下,从AP1000系列核电厂的设计可参照性和技术参数的裕度充分性考虑,选择方案1更为合理.
  • 摘要:严重事故管理导则(SAMG)主要用于核电厂堆芯损伤后,其以核电厂症状为导向,旨在维持裂变产物屏障,将核电厂带回至可控的稳定状态.国际上通用的压水堆WOG-SAMG是基于功率运行的,本文分析了国际上通用的压水堆功率运行WOG-SAMG不全面之处,介绍涵盖停堆低功率和乏燃料池严重事故管理的CAP1400 SAMG整体的开发流程及其主要框架特点.
  • 摘要:核能磁流体发电系统的发电效率可达50%以上,而其他核电转换方式最高30%;另外其启动快、功率密度大、可靠性高,在用作长时间、大功率电源的情况下,有着不可替代的性能优势.本文介绍了核能磁流体发电系统的原理及提高工作流体电导率的方法,以及国外在先进核能磁流体发电系统方面的研究进展,分析了各发电系统的优点与不足,并对其应用前景进行了展望.
  • 摘要:AP1000作为第三代先进的非能动型压水堆核电厂,整个核电站的建筑面积较以前的核电站有所减少,使得房间内部空间变狭窄,给施工带来困难,同时由于采用模块化施工和建安一体化施工,土建和安装专业深度交叉,传统的"先土建后安装"的两阶段组织模式已不适用于AP1000核电.为了合理组织现场土建与安装施工,找出各专业冲突问题,分析由于甲供物项滞后给工程带来的风险.提前利用BIM可视化技术模拟施工逻辑,发现问题,有效控制施工安排,减少返工,控制成本.本文利用AP1000三维数字模型,以西蒸汽发生器房间安装为例进行施工逻辑三维演示.在主泵晚到货影响后续大宗物项安装,拖延工期的情况下改变原有逻辑顺序.验证其可行性,进行碰撞检测,实现可视化施工逻辑交底.
  • 摘要:福岛核事故后,如何提高核电站预防和缓解严重事故的能力,特别是提高燃料元件在严重事故工况下的性能,有效降低事故后果,已成为核工业界关注的焦点.事故容错燃料(ATF)以新型先进包壳和芯块材料应用为显著特征,旨在设计出能够在反应堆冷却剂严重丧失工况下承受更长时间,并在正常和运行瞬态工况下能够维持或提升性能的先进燃料系统.本文从事故容错燃料的研究目标和要求出发,对其关键性能指标及评价标准进行了初步梳理和探讨,为后续相关研究提供参考.
  • 摘要:超临界事故、堆芯熔化事故和核燃料泄漏事故,已经困扰裂变反应堆几十年,极大的限制其广泛应用.现在这些难题仍然没有得到根本的解决.首次提出的熔盐贫铀堆,没有上述困扰,在科学原理和工作原理上、技术上、工程上都是可行的.且具有优异的性能:能实现用物理规律确保核临界安全,绝对不会发生超临界事故;其组成的核材料具有自调节平衡机制,能确保它处在临界态的稳定运行;新设计的堆芯结构使其正常运行时只需要用贫铀,不需要铀浓缩和裂变产物净化系统;在堆芯内就能实现整个铀钚循环链;还能实现贫铀的高燃耗和裂变产物的高嬗变.因此,它能实现用裂变核能充分满足人类长期能源需求的同时彻底解决核临界安全、铀资源不足和低碳发展的问题.这也是目前世界上唯一一款能使只烧贫铀成为现实的反应堆.它能为人类提供持续千年的安全、廉价、充足、清洁的能源和电力.还具有彻底改变当前世界能源供应格局的巨大潜力.
  • 摘要:经过几十年的发展,中国已经建立了完整的核燃料循环体系,并形成了集研发、设计、工程、建设、制造、运行、生产、服务等为一体的核燃料前端产业,铀转化、铀浓缩、核燃料元件等产品和服务不仅可以满足中国大陆地区的需求,还能进一步满足世界核电发展的需求.在国家"走出去"和"一带一路"战略的引导下,中国核燃料前端产业应当正视取得的成就和存在的不足,抓住历史机遇,携手核电共同增强中国的国际政治、经济影响力.
  • 摘要:借助引进AP1000核电技术的契机,我国快速推动了核反应堆用锆合金产业的发展.本文全面介绍了国内核级锆材产业(研发)平台建设情况,核级锆材制造关键技术取得的突破以及核级锆材国产化、自主化进展,并结合当前成果和产业特点,为后续工作和产业发展提出建议.
  • 摘要:以《核电发展中长期规划(2006-2020)》和我国核能发展形势为背景,介绍了国内核电燃料元件研制基地之一的中核北方元件研发生产能力.估算了2020年要满足核电运行装机容量5800万kW与在建3000万kW的总体规划,国内至少需要年产1570t铀的燃料元件和在建规模达到年产810t铀燃料元件的产能.对比分析了国内燃料元件的产能布局和需求,叙述了中核北方核燃料元件产能建设、技术装备创新规划和新一代核燃料研发思路,并表述了与国内同仁一道开拓进取,建设国际一流的核电燃料产业,为我国核能的中长期发展做好燃料供应保障的愿景.
  • 摘要:核电发展正进入一个新阶段—从高速增长向平稳增长过渡。核电技术装备产业也正面临新的转型。以“促转型、稳增长”的思维来认识当前产业发展特征,研判发展思路,厘清立身理念,加快产业转型,服务国家战略,立足长期稳定健康发展,这应该是当前核电技术装备集团的战略发展导向。
  • 摘要:本文介绍了东方电气从分包制造开始,通过技术改造、工艺开发、科研试验和管理提升,逐步形成大型核电汽轮发电机组批量化制造能力和自主设计开发能力的过程及取得的成果,并提出了大型核电汽轮发电机组技术开发工作的方向.
  • 摘要:系统调研了自1966年以来的环形燃料元件技术专利,主要包括环形燃料芯块制造、环形燃料棒制造、环形燃料组件、单包壳中空芯块制备技术等四部分.从技术专利的类别和权属进行了统计,对其数量随年代的变化进行了分析,展现出不同年代、不同国家对环形燃料元件的研发活动和深入程度;同时,详细调查了技术专利各自的优点,探讨了模压插棒烧结和梯形厚度还原烧结制备芯块的技术,对比了燃料棒结构设计、应用特点和第四代超临界水堆环形燃料组件技术,分析了国外研究成果如加装护套制备方法等单包壳中空芯块技术;并提出几点参考建议.开展本项技术专利分析工作,以期为研发环形燃料元件新技术和开展相关知识产权布局提供有益的借鉴.
  • 摘要:随着辐射技术在工业、医学和军事领域中的广泛应用,辐射装置的数量不断增加,辐射与健康成为了研究的热门课题.剂量计作为指示辐射的量度,它的发展变化对放射研究领域发挥着重要的作用.本文对近年来辐射剂量计的研制、电离辐射吸收剂量的测定方法进行了综述.介绍了电离辐射剂量计的最新研究成果,比较了化学剂量计、固体剂量计、电离型剂量测量等的特点和应用领域,特别是化学方法应用于剂量检测的最新进展.
  • 摘要:以炭黑为载体,乙二醇为分散剂,甲醛为还原剂进行浸渍-液相原位还原法合成Pt/C.采用聚四氟乙烯(PTFE)乳液对Pt/C进行疏水处理,获得了以不锈钢纤维毡为支撑的0.8wt% Pt/C/PTFE疏水催化剂.PMMA造孔剂对疏水催化剂进行造孔研究.基于氘元素的物料平衡和装填柱内的交换反应平衡关系,开展了交换流程的设计和数值模拟.结果表明,乙二醇和水(2∶1,体积比)为溶剂,Pt负载量低于20%的条件下,制备的铂纳米粒子平均粒径可以控制在2.4nm以下,且粒径分布窄,其零价态约为60%.晶粒生长易显露面为Pt(111);在PTFE成形处理温度(365°C)附近,PMMA发生分解(>85wt%)并释放大量气体,适合用于疏水催化剂的造孔.造孔前后的疏水催化剂透气率由11.39×102L·min-1·m-2提高到22.44×102L·min-1·m-2,比表面积由28.5m2·g-1增加到63.2m2·g-1.氢-水催化交换的柱效率提高20%~25%.效率提高主要归因于氢气和汽态水分子的反应物和交换产物在疏水催化剂内部能快速进出活性位点,加快了扩散迁移,减少了内扩散效应;当交换柱出口水中氘浓度改变时,其催化层有效高度将呈非线性规律变化;在气液比1、交换温度20~75°C条件下,在层装的交换柱内进行H2-HDO催化交换实验.在气液比1.53、交换温度70°C的条件下,交换催化层的理论塔板高度(HETP=34.2cm)要稍优于国外报道的值.随交换温度升高实验值的变化趋势与数值模拟结果一致,但计算值要稍高于实验值.数值模拟结果还表明,氢-水液相催化交换存在一个优化的交换温度,且随气液比改变而发生变化.交换性能随理论塔板数增多呈非线性增加.66.5~665Pa/级的压力降对交换性能没有显著影响.
  • 摘要:国内主要的商业核电技术主要以法国、美国和俄罗斯技术为主,因此商业核反应堆用核燃料的制造设备也主要是以进口设备为主.进口设备及零部件的采购周期、采购费用一直是困扰核燃料制造企业的难题,同时由于国内自主研发的核电技术的发展日益加快,而相应的自主化核燃料制造生产线的建设也将很快开始,作为国内自主设计的核燃料,其制造生产线必会以使用国内设备为主,因此核燃料制造设备的国产化是迫在眉睫的事.核燃料制造生产线主要涉及的制造工艺有焊接工艺、薄壁管材机械胀接工艺、芯块涂覆工艺、组件组装工艺、管材氧化工艺等,这些制造工艺和核燃料检测工艺组成了核燃料制造体系.国内核燃料制造的焊接工艺是涉及核燃料安全性能的关键工艺,压力电阻焊、钨极氦弧焊、激光焊、真空电子束焊、钎焊几种工艺广泛应用在核燃料制造工艺中,国内也针对这几种工艺在核燃料制造中的使用开展过较多的研究,并依此而成功研制过国产设备.核燃料制造工艺中真空加热、无损检测等设备在国内已有较深的研究基础,国内已有较高的设备研制水平.组件组装和电磁加热设备在国内其他领域都有着广泛的研究,其设备研制经验可以支撑核燃料制造相关设备的研制.真空溅射涂覆、机械胀接工艺虽在核燃料制造中开展的研究相对较少,但经过攻关国内也成功研制了该类型的设备.本文将根据已研制的国产设备的研制难点,研制过程中的经验,以及核燃料设备国产化的调研情况进行分析,探讨核燃料制造生产线设备国产化的可行性.
  • 摘要:通过对环形芯块图纸及技术条件进行分析,结合模具材质、生坯压制方式,根据已掌握的生产线粉末的基本性能和模具设计的经验,研究设计了环形芯块压制模具.以化工生产线正常生产的二氧化铀粉末为原料,首先对已设计的环形芯块压制模具的关键尺寸进行验证,验证结果显示优化后的环形芯块压制模具可以制备出几何尺寸满足图纸技术要求的产品.之后进行环形芯块生坯压制试验、烧结试验以及磨削和烘干试验.试验表明制粒后的二氧化铀粉末可以制备出密度合格、外观良好的环形生坯.选用合适的烧结参数可以制备出密度和化学计量比合格、外观良好的陶瓷环形芯块.选用合适的磨削参数可以制备出几何尺寸满足要求、粗糙度合格、无宏观缺陷的磨削芯块.选用合适的烘干参数,可以达到环形芯块内外表面同时烘干的技术要求.对成品芯块进行最终物理性能分析和化学检验,相关检验结果表明成品芯块的物理性能和化学性能均能满足技术指标的要求.最后将模具设计的关键技术参数和工艺试验得出的工艺参数应用于环形芯块工业生产线上,开展了环形芯块生产线的应用研究.最终研究表明;研究确定的环形芯块制备工艺可以制备出满足技术条件要求的环形芯块.
  • 摘要:针对该材料进行了相关的楔形熔深试板试验、代表性试样试验、管座实体焊接试验等,并且与AFA3G上管座单元件TIG焊接工艺做相应的比较,以此作为工艺改进研究的依据.AFA3G燃料组件上管座单元件由四块围板和一块框板、一块匹配板组焊而成,共有12条焊缝组成,材料采用的是法国进口的304L不锈钢.根据AFA3G上管座单元件材料及相关技术条件要求,采用MEDARD48型电子束焊机进行焊接,在管座实体试验中,通过采用不同的焊接参数进行焊接,根据不同焊接参数对焊缝编号,分别取样做宏观组织金相检测、抗晶间腐蚀倾向检测及拉伸力学性能检测等.通过对相关试验的结果分析整理后摸索出了符合技术条件要求的电子束焊接工艺参数,采用无坡口对接形式,手工组装点焊+电子束固定点焊+电子束焊接+微缺陷手工补焊的焊接方法.该工艺现已通过了相关的工艺合格性鉴定并应用于生产.
  • 摘要:通过分析核电蒸汽发生器管板的镍基GH690合金堆焊层裂纹发生位置和堆焊母材中不同氢含量,考察管板锻件中氢含量及异种材料晶体结构对氢的溶解度和扩散行为不同对堆焊后裂纹发生的原因规律.结果表明:裂纹产生的倾向随着基体母材材料中的氢含量的增加而逐渐增大;实践表明把氢含量控制在1×10-6以下以及焊接时尽量控制氢的吸入可以有效避免裂纹的产生;由于堆焊金属GH690合金是奥氏体面心结构,母材SA508Gr.3是体心立方结构,氢在面心立方结构中的溶解度大于体心立方,而其扩散系数则在体心立方结构中远大于面心立方,所以裂纹基本发生在堆焊层下部,这是裂纹常在母材中分布的原因.
  • 摘要:福岛核事故之后事故容错燃料(ATF)成为国际核燃料界新的研究方向,被称为核燃料技术革命性改进.本文详细介绍了SiC/SiC复合材料作为极具潜在价值的包壳候选材料,其最新的国际发展现状,以及所具备的优异的基本物理性能、高温力学性能、抗高温蒸汽氧化性能、耐辐照性能、经济性以及安全性等.本文还介绍了可用于制备SiC/SiC复合材料包壳管的三类技术:1.致密SiC陶瓷制备技术、2.纤维缠绕技术、3.纤维增强SiC复合材料制备技术.最后本文总结并展望了SiC/SiC复合材料应用于ATF包壳管的前景.
  • 摘要:本文根据高温气冷堆示范工程对辐照高温环境下电缆提出的要求,分析其显著老化机理,计算出交联聚乙烯、乙丙橡胶、硅橡胶和聚醚醚酮等电缆绝缘和护套材料的活化能及热寿命;分析了这些材料的耐辐照特性及寿命评定方法;从而总结出这些电缆材料的选用原则及确定电缆工作寿命的方法.
  • 摘要:经超声波、磁粉及渗透探伤检验的方法确定堆焊后16MND5锻件出口接管内壁次表面的裂纹具体位置,再采用裂纹深度检测、化学成分分析、现场硬度试验、现场金相及能谱分析等方法对内壁出现裂纹进行分析.结果表明:16MND5锻件内壁次表面下存在较多的夹杂物,是引起裂纹产生的主要原因,并提出建议.
  • 摘要:高温气冷堆核电站示范工程燃料元件生产线于2013年3月16日在内蒙古包头市,中核北方核燃料元件有限公司开工建设,项目预计2015年11月正式投入生产.该项目是高温气冷堆核电站示范工程的重要配套项目,目的是保障华能山东石岛湾高温气冷堆示范电站的燃料元件供应.生产线设计生产能力为年产30万个球形燃料元件,以丰度为5%以上的UF6为生产原料.生产线以清华大学核能与新能源技术研究院具有自主知识产权的高温气冷堆球形燃料元件制造技术作为依托,建设了一条包含化工转化、UO2核芯制备、包覆颗粒制备、球形燃料元件制备、基体石墨粉制备,以及废液处理和固体废物回收等工艺的完整生产线.其中化工转化、废液处理和固体废物回收工艺是由中核北方公司通过开展工艺试验研究,确定处理方案并应用于工程实践.UO2核芯制备工艺采用清华大学溶胶凝胶工艺技术,包覆颗粒制备工艺采用化学气相沉积技术,在流化床沉积炉中应用化学气相沉积的原理依次沉积疏松热解碳镀层、内致密热解碳镀层、碳化硅镀层和外致密热解碳镀层.球形燃料元件生产技术,通过基体石墨粉制备、包覆颗粒穿衣、芯球压制、燃料球压制、低温碳化等工艺制备出成品球形燃料元件.为了满足示范工程生产规模和自动化程度要求,对工艺设备进行了放大研究,并进一步开展工艺研究,优化工艺设计,利用先进技术提高了生产线自动化水平.通过开展批量化制备研究,为今后建设商用模块式高温气冷堆核电站需要的百万级数量球形燃料元件生产技术积累经验,提高我国核电技术自主化水平.
  • 摘要:以新设计跨间搅混格架为研究对象,利用显示动力学有限元分析方法,建立了MSMG动力学有限元模型,对动态屈曲过程进行了数值模拟研究,得到了冲击板以不同初速度冲击MSMG从初始状态直至发生屈曲的过程中最大位移与初速度变化曲线,提出了一种格架动态屈曲判定的方法,在对该方法合理性进行说明基础上确定了MSMG动态屈曲的临界载荷,给出了格架临界屈曲时位移云图和等效应力云图,并对格架屈曲失效原因进行了分析,对其结构设计和动态屈曲试验开展都有一定的理论指导意义.
  • 摘要:截至2014年底,国内唯一一条CANDU6型核燃料元件生产线已连续稳定运行12年,关键、重要设备均存在生产效率低、自动化程度低、重复性操作劳动强度大,人因失误造成质量缺陷等问题,难以适应现阶段工业生产线高效率、自动化、集成化和智能化的发展方向.为此,针对CANDU-6型核燃料生产线中棒束组装生产线上端塞焊接、焊后元件去焊瘤、元件称重、测长及涡流检测环节所面临的自动化程度低、重复性操作劳动强度大、焊接环境难以控制等诸多问题,以设备现有机械和电气系统为基础,开展了自动化加工系统的研究工作,达到提高棒束组装生产线自动化程度、清洁生产、减轻人员重复性劳动强度和避免人因失误造成质量缺陷的效果.自动化加工系统解决方案涉及机械系统和电气控制系统两方面,整体方案及各项功能组件均为中核北方核燃料元件有限公司重水堆元件厂自主设计,主要解决次组件自动上料,内外环元件的转运、旋转、连续焊接及各设备间信息交换等问题.为保证相关设备主要功能的完整性,在系统研制过程中,关键点和难点在于对操作人员手臂动作执行步骤的完全模拟并匹配端塞焊机及去焊瘤设备的整体动作和加工模式.通过ABB IRB 1410工业机器人的引入,并配以Devicenet现场总线通信系统及元件夹具,成功突破这一难题.自动化系统在试运行阶段,主要表现出重复上料造成产品报废、各功能组件协同工作差等问题,尤其是加工效率方面,无法满足本厂生产要求.通过对机器人夹具的修改,整体加工流程的改进和控制程序的优化,提高了设备的生产效率.目前,自动化加工系统已通过厂内各项鉴定并用于棒束组装生产线,各项功能稳定可靠,满足生产使用要求.
  • 摘要:本文开展了CANDU-6核燃料制造过程中的芯块自动装管技术研究,研究内容主要包括自动装管方案设计、自动装管机构机械设计和控制系统设计、调试及自动装管参数优化等.从现有的设备结构、工艺技术条件、生产效率等方面考虑,选择气缸自动装管.因原有空间比较狭窄,最终选择了气缸前端悬挂、后端支撑的安装方式.为了保证装管压力可控,设计了测力装置和推料手指,该测力装置能够将装管过程中的压力实时显示出来,并反馈到PLC中,根据压力设置值,有效控制推料气缸动作,推料手指模拟人手完成装管操作.为了使新增机构与原设备有效融合,又对原设备机构进行适当改进,包括增加料盘步进行程和增加限位装置等.根据设计的自动装管的工作流程,对PLC控制系统和程序进行了相应改进.研究后期又进行了设备调试和自动装管参数优化,自动装管设定推力低于35N,推料时间范围为2~3.5s.通过研究,将CANDU-6核燃料芯块装管方式由人工操作改为气缸自动推料操作,在循环过程中,当包壳管进入到装管工位时,气缸启动,推料手指缓慢匀速的将芯块推入包壳管内.其中在推料手指部位增加了压力感应及控制功能,在装管过程中,如果由于芯块或包壳管等原因导致推力过高,就会报警,设备停止动作,从而保证自动装管过程中压力可控.此项研究解决了燃料芯块手动装管劳动强度大、产品质量不易控制等问题.自动装管技术应用于生产后,有效规范了人员操作,提高了CANDU-6核燃料生产线的设备自动化水平,减少了人员与核物料的接触时间,效果较好.
  • 摘要:蒸汽发生器传热管与管板之间的强度连接主要通过液压胀来实现,胀接接头性能的好坏直接影响到整个蒸汽发生器的可靠性和完整性.本文从理论计算、数值分析以及试验等三方面对CAP1400蒸汽发生器液压胀管胀接接头的性能进行了研究.首先通过试验获取了传热管材料690合金的环向真应力-应变曲线以及管板材料的拉伸性能曲线,通过对比分析论证,确定了合适的有限元分析模型.然后通过理论计算和数值分析确定了CAP1400蒸汽发生器液压胀管所需的胀接压力.最后通过有限元分析获得了胀接压力.
  • 摘要:讨论了核安全认知中风险理念的重要性,对常见的一些争论点进行了讨论和分析.我国的核安全体系应向以风险为基本共识的体系发展,恰当认识核安全需要在风险理念和核事故后果双方面提高理性认知.核能的公众可接受性已成为我国核能发展不可回避的因素,开放、透明的态度是促进理性认知核安全的重要一环.
  • 摘要:本文简要概述高放废物分离-嬗变的概念、有分离-嬗变功能的燃料循环系统基本组成模式.本文依据我国核能发展技术路线图建议,结合快堆技术特性,提出基于快堆及其燃料循环系统,采取超铀循环方式,以控制核能系统中长寿命次锕系核素总量为目标的高放废物分离-嬗变策略.
  • 摘要:经验反馈是核电行业不可或缺的工作,是提高核安全的有效手段.实际上,核安全水平的提高不是一蹴而就的,它是建立在发现问题、总结经验、进行反馈、实施改进这样的循环基础之上的不断改进的过程,运行过程的经验反馈即是这一过程中最重要的一环.经验反馈工作的开展,可加强电厂核电技术、经验和事故情报的交流,大力促进核电厂运行经验的共享,为核电厂的安全可靠运行提供保障.IAEA把运行经验反馈作为核电厂运行安全的三大法宝之一,先后发布了一系列导则和技术文件,指导各国开展运行经验反馈工作;同时,IAEA会定期组织评审来发现核电厂经验反馈的不足,并通过复查来敦促改进经验反馈.本文首先介绍了国家核安全局运行核电厂经验反馈工作的发展历程和现状,然后对国家安全局运行核电厂经验反馈体系进行了重点讲述.运行核电厂经验反馈体系由国家核安全局负责建设,建设工作分三个阶段完成:第一阶段包括广泛开展调研、完成部分基础性工作程序和运行事件数据库系统;第二阶段主要完成体系运行所必须的各项工作程序,并建立核电厂运行安全性能指标系统和经验反馈信息平台;第三阶段包括完善和丰富经验反馈体系,进一步优化工作程序、增强系统功能,形成一套较为完备的、可有效应用于核电厂运行安全管理和核安全监管的运行核电厂经验反馈体系.运行核电厂经验反馈体系的架构包括文件体系、信息平台和经验反馈专家库三个方面的内容,其运转流程包括信息收集、筛选、评价、发布、跟踪等多个环节.运行核电厂经验反馈体系的关键技术包括事件分级方法、异常的重要性判定方法、事件调查启动准则、根本原因分析方法、事件趋势分析方法和先兆事件分析方法等.结合运行核电厂经验反馈体系的运转情况,文章在最后提出了改进体系的若干建议.
  • 摘要:鼓形滤网(以下简称"鼓网")是具有安全功能的非安全级设备,在核电厂中的作用是向凝汽器提供循环水和向各热交换器提供冷却水.本文分析了由于鼓网堵塞或闸板失效的原因导致鼓网失效的情况下,对机组运行的影响,二者的主要区别在于是否会联锁触发循环水泵的跳闸.参考经验反馈资料和模拟机分析计算结果表明:不同工况下的鼓网堵塞和闸板失效后果有明显区别,操纵员正确及时的响应可以大大减轻事故后果,在此分析的基础上本文给出了该类事故下的响应行动以供运行人员参考,并针对该类事故提出了技术改进建议:通过增加拦污栅和测压仪表以降低事故风险.
  • 摘要:采用化学浸渍法,以孔径10μm的不锈钢过滤板为基板,沉积了Pd纳米颗粒膜,制备出Pd不锈钢氢氧复合催化板.将催化板样品分别浸泡在接近安全壳实际工况的多种毒化气体中,检测其催化性能的变化,结果表明,分别在最高浓度80mg/m3的甲醛气体,30mg/m3的碘蒸气,50g/m3的BaSO4气溶胶中浸泡3h后,催化板的消氢时间均小于1min,消氢效率均大于90%,消氢性能未受明显影响.
  • 摘要:针对我国秦山一期核反应堆实际情况,利用蒙特卡罗程序建立了细化到燃料棒结构的全堆芯pin-by-pin模型进行中子输运计算,并对计算模型的可靠性进行了验证;基于堆本体结构部件的几何参数、材料参数及堆本体中子注量率分布,在假定功率运行史的情况下,利用燃耗计算程序计算了反应堆停堆后的中子活化产物作为堆本体退役源项的估算结果,并对源项产生的三维辐射场剂量分布情况进行了可视化建模与分析,模拟结果与理论分析一致.本研究是下一步建立我国秦山核电厂退役技术安全验证和虚拟仿真平台的关键性基础工作.
  • 摘要:本文介绍了中国核工业中原建设有限公司完成的中国原子能科学研究院部分核设施中放管网拆除施工中的安全管理和质量控制,总结了核设施施工过程中质量和安全管理的经验.
  • 摘要:直流超导量子干涉仪(dc SQUID)结合读出电路可以测量微弱磁场信号,设计合理可用的读出电路是基于dc SQUID的无损检测关键技术之一.在这项研究中,改善了磁通锁定环路(flux-locked loop,简称FLL),进行了基于dc SQUID直接读出FLL仿真,利用PSPICE可直观地仿真系统的动态特性,通过仿真研究了影响直接读出FLL性能的关键参数,这些参数包括偏置电流、结电容、结电阻和反馈电阻以及反馈回路对系统输出的影响,对于高性能的FLL设计具有很大的参考价值.
  • 摘要:为推动我国核燃料循环设施的事故分析方法不断发展完善,对国内外核燃料循环设施事故分析方法的应用现状进行了研究和比较,对不同事故分析方法进行了对比和分析,并结合我国工程实践对事故分析方法的发展提出了建议.研究表明,国外核燃料循环设施事故分析已逐渐使用概率风险评价方法,由此,我国核燃料循环设施领域逐渐引入概率风险评价方法可能成为事故分析的发展方向.ISA(综合安全分析)方法既参照确定论方法进行了单个(类)事件序列的情景假设和后果分析,又参照概率论方法进行了事件序列的概率估算,具有较好的适用性和可操作性,因此,我国核燃料循环设施领域可优先采用融合了确定论和概率论两种方法特点的ISA方法.
  • 摘要:通过集成弧长自动跟踪与控制技术、脉冲电流随电弧摆动同步技术的成套专用自动焊装备研制、焊接材料匹配性试验、焊接工艺参数开发、组装方法创新、焊接顺序优化等关键内容的研究,成功开发了核电站乏燃料池覆面安装自动焊新技术,代替传统手工焊技术进行覆面安装,提高了核级焊缝射线探伤合格率、焊接接头力学性能和抗应力腐蚀性能,乏燃料池覆面安装质量的可靠性大幅提升,为核安全提供了有效保障.
  • 摘要:按照"以核养核、滚动发展"的循环机制,采用分期投资的方式,充分应用原有运行核电站的配套资源,建设核电机群,能有效节约核电站的建设成本,缩短建设工期,提早投入运行发电,产生经济效益,故在核电建设后期或扩建施工过程中,为了确保已运行的核电设施在土石方爆破施工过程中能安全有效的运行,土石方爆破施工作业前,必须对爆破振动的危害做出预判,将爆破振动值控制在核电设施安全运行的振动安全阈值内.通过对爆破振动产生的原因及传播规律进行分析,从而总结出能有效降低爆破振动的减振措施,以控制爆破振动对已运行核电设施潜在危害的影响.
  • 摘要:国核CAP1400示范工程完成核岛底板钢筋绑扎后,为避免恶劣外部条件对核岛钢筋造成损害而对其进行保护.本文分析了钢筋锈蚀原理,辨识影响钢筋锈蚀的主要因素,并有针对性地采取措施,可对后续核电工程钢筋保护提供借鉴.
  • 摘要:核电站机组整体装机总量及其增长幅度的连年上扬,作为维持电厂安全稳定运行的核心内容,如何做好维修工作中的辐射防护工作,促使其与各专业配合,加强与电厂运行部室、防护科室之间的联系与配合,完善辐射防护工作,这不仅是对电厂运营管理及维修各方的核安全工作要求,也环境保护部门、行业协会提出的对服务与技术管理的新要求和新方向.
  • 摘要:中国的核电发展在福岛核事故以前,一直是政府主导的行为,少有公众的参与.福岛核事故后,公众对核电的接受度日益成为影响核电发展极为重要的因素.开展科学有效的公众沟通,是提高公众核电接受度的重要措施之一.自福岛核事故后,我国核电企业高度重视公众宣传与公众沟通工作,通过研究与实践,总结出了一些行之有效的公众沟通方式方法,并取得了良好的效果.各单位的公众沟通工作主要包括科普宣传、信息公开、公众参与、舆情应对等四方面的工作.鉴于各核电企业之间在核电公众沟通工作中高度相互依存,为了推动核电企业彼此相互学习,取长补短,共同提高公众沟通能力,实现良好的公众沟通与核电发展,中国核能行业协会从2013年起,在国家核安全局的支持下,在部分核电企业引入同行评估的方法,开展了公众沟通工作的同行评估,并取得一定效果.本文介绍了公众沟通同行评估工作的做法、通过同行评估所观察到的良好实践、需要关注的问题及协会下一个工作设想.尽管各集团、各企业及政府和协会针对核电公众沟通从各方面入手开展了很多工作,由于有效的公众沟通离不开政府的主导和支撑、需要核电安全有效运行作为根本保证、核电当地民众的风险与利益平衡需要制度保障、社会舆论与公众信心复杂多变等多种原因,核电的公众沟通仍然任重而道远.
  • 摘要:公众的核电认知与核电的沟通存在的差距,影响着核电可持续发展.在30多年的支持服务核电过程中,海盐公众与核电沟通融合共经历了五年阶段,实现了三大转变,探索出了一条地方与核电和谐发展,公众与核能沟通融合的海盐模式.本文总结了海盐开展公众与核电沟通融合的三点做法:(1)点面结合,扩大了解核电的基层群体;(2)注重沟通,筑实理解核电的基础内容;(3)共享成果,培育支持核电的基本队伍.
  • 摘要:福岛核事故之后,我国政府在涉核项目决策过程中逐渐把公众的态度放到了更高的层次,越来越重视公众的接受问题.公众对核电的认知和态度,以及核电与公众的沟通效果,正成为影响国家和企业决策的重要因素,核电企业发展面临巨大的舆论和公众压力.中国广核集团以"透明"为核心理念,积极进行公众沟通的探索与实践,在保障我国核电可持续发展方面发挥着重要而独特的作用.
  • 摘要:随着我国经济发展进入“新常态”,化石能源时代基本结束。在“新常态”下,解决日益严重的环境污染问题,兑现国际承诺,成为我国经济社会发展的重要任务。国际社会都在应对气候变化,其中一个重要的方法,就是发展核能。习总书记提出中国核电要走出去,是对国际经济形势和能源需求正确判断后作出的一个科学结论。我国积极发展核电的政策一直是明确的。目前,国家陆续批准开工了一批沿海核电项目,“华龙一号”自主三代核电项目落地福清,内陆核电论证进入尾声。有理由相信,经过中国工程院等权威独立机构科学、全面、客观的论证,我国广大内陆地区没有核电的历史行将结束,内陆核电必将破土动工。期待在社会各界的大力支持下,大力普及核电知识,切实化解公众疑虑,形成尊重科学、崇尚科学的良好氛围,为内陆核电快速重启鸣锣开道。
  • 摘要:核电作为一种安全、经济、清洁的能源,是可大规模发展的煤电替代能源,在中国大力发展核电有十分重要的现实意义.随着核电的不断发展,伴随着中国民主化进程的不断深入,公众参与已成为核电环境影响评价中的一个重要组成部分,居民对核电的接受度已成为许多国家发展核电面临的最主要的问题之一.作为福岛事件后新开发厂址之一,徐大堡核电厂址业主单位中核辽宁核电有限公司自成立以来,通过政府主导,逐步形成具有东北地方特色的核电科普文化,近年来,辽宁核电通过不断探索方法,创新实践,将核电公众沟通工作不断融入地方文化事业发展,取得了显著的成效.通过对辽宁核电公众沟通结合地方文化融合的实践进行总结,提炼经验,为新建核电厂开展公众沟通工作提供借鉴.
  • 摘要:论述了钱家店CO2+O2地浸采铀矿山建设环境友好型铀矿山过程中应用的工艺技术及应用情况,其中关键技术包括CO2的资源化利用技术、地下水无污染循环技术、溶浸范围的控制技术和工艺废水的减量化技术(沉淀母液的循环利用技术、转型废水的反渗透减容技术).通过工业性试验和生产取得了良好的效果,实现了吨金属减排CO2约17 t,表面放射性污染及氡及其子体浓度符合国家标准,使CO2+O2原地浸出采铀工艺真正成为了既绿色、环保安全,又节能减排的铀矿采冶技术.
  • 摘要:有效快速的核事故早期应急决策,是核电站发生核事故后最后一道必要的屏障,因此决策的快速性与有效性至关重要.本文先构造效用函数,求出决策者的乐观系数,将决策判断矩阵中的区间值与模糊值精确化;在此基础上建立了个体与群体的决策模型,以提高决策的有效性;同时根据排序结果,构造群体与个体之间一致性判断矩阵,并根据判断矩阵进行交互与修改,使专家内部快速达成一致;最后通过算例验证方法的可行性.
  • 摘要:核电公众沟通已成为影响我国核电事业发展的重要因素.辽宁红沿河核电有限公司自2013年以来在项目所在地——瓦房店市推出核电科普课,为期1个学期,共10课时,覆盖瓦房店市全部31所初中,取得了显著的效果.经过两年的运作,该课程的策划、实施、评估等整个流程日渐成熟,为核电科普课在更广范围推广积累了经验.
  • 摘要:近年来,随着我国经济社会的长足发展,公众的环境意识与安全意识显著提高.核能的公众接受问题已经成为影响我国核事业发展最主要的制约因素之一.做好核能的公众沟通,需要全社会的共同努力.作为由一大批科学技术专家组成的非营利性科技社团,全国学会也是做好公众沟通工作一支不可或缺的力量.本文主要分析了科技社团的在公众沟通方面的主要特点,概括了中国核学会成立35年来在核能公众沟通方面的实践和探索,希望能为行业开展公众沟通工作提供借鉴,更好地服务于我国核能发展.
  • 摘要:内陆核电厂受纳水体与我国现有运行和在建的沿海核电厂存在显著差异,内陆核电对周边水环境的影响问题受到公众的关注.本文介绍了我国内陆核电厂址受纳水体弥散条件及内陆核电废液处理技术,以湖南桃花江核电厂为实例,分析内陆核电厂正常运行工况和事故工况下对周边水环境的影响评价,结果表明:我国内陆核电厂址受纳水体弥散条件与国外总体相当,内陆核电厂在不同工况下均能确保周边水资源环境的安全.
  • 摘要:以国内拟采用CAP1000核电技术的某内陆核电厂址为例,采用一维简化解析解和二维数值模拟两种不同方法对事故工况下放射性核素在地下水中的迁移进行计算分析评价,并对两种方法进行对比分析.结果表明:(1)对于不被吸附滞留的长寿命核素,其迁移速度与地下水实际流速相同,由于地下水实际流速较小,只有在较长的时间内才能产生明显的迁移距离;(2)对于被吸附滞留的核素,迁移速度非常慢,在相当长的时间内核素滞留在初始污染区及其附近;(3)一维简化解析解模型比二维数值计算模型更为保守且计算更简单,在进行核电厂址此类问题分析评价时可首先采用一维简化解析解模型进行初步分析评价.
  • 摘要:在我国沿海核电项目重启与核电"走出去"国家战略实施的当下,核能公众接受性已成为我国能源战略实施与核能行业发展的关键问题之一.本研究利用问卷调查的方式在全国范围内收集了2000多份问卷,利用基本数理统计与结构方程模型方法,分析了我国核能公众接受性的现状以及其影响因素之间的关系.在文章的最后,利用心理学四大基本理论对核事故引发的公众核恐慌现象进行分析解释,阐述了核恐慌的深层次原因.
  • 摘要:生产军工核燃料的过程中会产生大量的放射性废物,为了保障环境安全,美国能源部(U.S.Department of Energy,DOE)负责对这些废物进行回收、固化和处置.这些军工放射性废物大多贮存在华盛顿州的Hanford场区和南加利福尼亚的Savannah河场区的地下储罐中,DOE将其划分为高放废物(HLW)和低放废物(LAW)两类.其中,HLW在两个场区内经过预处理后将以硼硅酸盐玻璃的形式进行固化以便后续的地质处置,而LAW经预处理为适于就地处置的废物形式进行固化.因此,军工放射性废物的预处理技术对于放射性废物大规模处理处置场区(Hanford和Savannah河)的设计和建造十分重要,DOE通过50多年的研究发现,预处理技术的关键在于固液分离、主要核素分离(137Cs、90Sr及超铀元素)和大量非放核素的洗脱和浸出去除.选择一种预处理技术需综合考虑科学和经济的因素,且须提前数年做好相关准备.本文以137Cs去除为例,重点介绍了DOE在Hanford和Savannah河场区开发和使用的包括沉淀法、选择性溶解法、结晶法、离子交换法(有无树脂再生)和溶剂萃取在内的预处理技术,通过分析其优劣,得出今后预处理技术的研发方向为:绿色、高效、二次废物量低、能耗低、药剂使用量小、工艺稳定及安全可靠,以期将放射性污染和辐射事故的概率降到最低.通过这篇综述,希望能让我国广大核废处理处置技术工作者借鉴美国同行的经验,开启解决我国核废疑难问题的思路,为研发适合我国国情的核废处理处置技术提供有益的帮助.
  • 摘要:介绍了国内外核设施退役市场的前景,阐明了智能工程机器人在核设施退役中的重要作用.同时介绍了核领域智能机器人国内外的发展现状,分析了国内智能工程机器人技术在核设施退役中的问题,最后探讨了国内工程机器人发展的关键技术和研究方向.
  • 摘要:随着数字化仪控系统在核电站的广泛应用,核安全级系统的信息安全问题越发受到重视.安全保密分析被标准要求作为核级软件验证与确认工作的任务之一.提出了一种基于核安全级系统软件开发全生命周期过程,结合规则检查分析和基于信息流的分析的安全保密分析方法.可操作性强,可确保分析结果的可追溯性和完整性,并在实际项目中得到应用.
  • 摘要:本文评论了针对国内大型磁约束托卡马克装置EAST和HL-2A上开展的高精度辐射参量诊断研究进展.面向等离子体物理研究和ITER装置辐射参量诊断技术发展的需求,针对国内大型托卡马克装置的辐射参数(Te<10keV,Ti<5keV)场,设计和发展了测量X能谱的滤波荧光谱仪、测量中子注量的In活化系统以及测量中子能谱的圆弧状飞行时问谱仪.其中,八通路滤波荧光谱仪已经完成了理论设计及谱仪的搭建工作;In活化系统已经完成了系统的搭建、刻度并在EAST中性束注入的放电条件下,获得了应用;圆弧状飞行时间谱仪已经完成了系统的设计、搭建、刻度并获得了谱仪的关键参数.
  • 摘要:针对大型Zr-4合金铸锭两火次锻造过程,运用Simufact-12.0软件进行数值仿真,结合金相显微观察,对比分析了不同加工温度对最终锻坯微观组织的影响规律.结果表明,较之β相区下的二火锻坯,高a相区下的棒坯内中外晶粒尺寸均要明显细小一些;同时,有限元数值模拟技术无论是对锻前的工艺设计,还是后期锻造组织的形成机理,均能起到很好的辅助分析作用,表现出较高的工程应用价值.
  • 摘要:本文通过XRD,SEM,EPMA等方法,研究分析了Fe-20Cr-30Ni-2Nb(at.%)及Fe-20Cr-30Ni-2Nb-0.03B(at.%)合金在时效处理后的显微组织,特别是在合金奥氏体晶界析出的Laves相Fe2Nb的析出行为.同时,探究了合金元素硼B的添加对Laves相Fe2Nb在晶界析出行为的影响,含硼合金时效后Laves相在晶界析出连续性更好,晶界覆盖率更高,观察到合金元素硼在晶界附近的偏聚行为,硼的偏聚促进了Laves相在晶界的析出,从而有利于改善合金的抗蠕变性能.
  • 摘要:分析了我国目前所具备的反应堆辐照平台生产钚-238的条件,介绍了传统固态靶件和液态靶件两种工艺路线,提出了具有优越前景的液态回路在线生产工艺路线新技术.最后简介了基于HFETR和在建新堆的钚-238生产研究进展和现有工作中面临的研究困难.
  • 摘要:随着先进核能技术的发展,核裂变和核聚变产生的巨大能量,能为人类提供清洁、高效的能源.世界核能正处于复苏阶段,第四代核反应堆技术设计理念的提出,使得核结构材料将在更高的辐照剂量下服役,因此,核结构材料的抗辐照损伤性能,已成为未来核能技术发展的关键.近年来,新型开发的多基元高熵合金在抗辐照性能方面,具有一定的独特性,因此,有必要对多基元高熵合金的抗辐照行为进行概述,展望其存抗辐照材料方面的应用前景.
  • 摘要:悬臂梁是常见的重要部件,它的性能好坏直接影响着整体性能.悬臂梁处于一定的流场当中,所受到的应力与其附近流场密切相关.应力大小直接影响着悬臂梁性能,可以通过计算或者测量应力大小,了解悬臂梁性能.悬臂梁应力过大,会使得悬臂梁容易变形,悬臂梁应力过小,会对其性能产生一定的影响.因此,需要对不同形状、尺寸悬臂梁以及不同来流情况下悬臂梁各部分应力进行计算,对相应悬臂梁所受等效作用力进行估算,根据计算结果可以对悬臂梁进行优化和改进,确定悬臂梁应力测定位置和方法.本文认为悬臂梁受力主要集中在悬臂梁头部,且切向受力很小,据此两点对悬臂梁应力分布进行了计算.本文采用了两种悬臂梁模型进行计算,计算结果显示,两种模型应力计算值有一定差别,采用圆柱体模型应力计算值增加约5%.假设悬臂梁所在平面的气体以一定速度运转[1],在悬臂梁径向长度和气流速度已知情况下,只要测得或者计算出悬臂梁头部所受的等效作用力就可以计算出悬臂梁各部分应力.本文根据估算结果取悬臂梁头部等效作用力值,从而计算悬臂梁各部分所受应力.由于悬臂梁柱体的长度相对于柱的横截面要大得多,根据Saint-Venant原理,这时,如果在端面上作用有两组静力等效的载荷,则在较远处所产生的应力近似相等.本文假设悬臂梁为符合上述条件的弹性柱体.实际悬臂梁形状比较复杂,在应力计算时需要简化,根据材料力学、弹性力学理论,将悬臂梁看作等圆截面柱体.如果将悬臂梁看作一个圆柱,则中性轴与悬臂梁轴线重合,如果将悬臂梁看作半圆弧柱体,中性轴将向下偏移.本文计算了这两种悬臂梁模型的应力分布,计算结果显示,悬臂梁应力最大部位在悬臂梁根部,在进行应力测量时可以将应变片粘贴在根部附近位置进行测量,测量最大应力.
  • 摘要:介绍了美国核电厂安全目标产生的过程和安全目标的主要内容,以及美国核管会在建立安全目标的过程中所考虑的事项;讨论了涉及核电厂安全目标建立的一些问题,指出安全目标的关键在于其必须具备可操作性.
  • 摘要:针对我国内陆核电建设中涉及水环境、水供给、防洪等水安全问题,从核电厂液态流出物及温排水对水环境的影响、核电厂用水与水供给、核电厂厂址防洪标准及防洪设计等方面开展研究;提出内陆核电建设需要进一步研究的水安全问题建议.
  • 摘要:进入新世纪以后,在"积极推进核电发展"的方针指导下,中国政府制定了《国家核电中长期发展规划(2005-2020年)》,我国核电进入了一个快速发展的阶段."安全第一、质量第一"是中国核电建设始终遵循的方针.为了适应新形势下我国核电建设的需要,促进核电工程建设管理水平的不断提高,确保核电工程建设质量,中国核能行业协会按照理事会的决定于2008年初开始筹划开展核电建设同行评估活动.国际上核电厂运行同行评估开展较为普遍,有成熟的经验可供参考,但尚无核电厂建设阶段同行评估的实践和经验.所以我国开展核电项目建设阶段同行评估具有一定的创新性,也具有相当难度.本文重点介绍核电工程建设同行评估的目标、宗旨、评估的业绩目标与准则的建立、评估管理办法与流程、评估实践以及我国当前核电建设中值得关注的一些重要问题.
  • 摘要:放射性废物安全处置是核能和核技术健康可持续发展的重要保障条件.随着我国核能的发展,放射性废物处置已成为公众关注的一个热点问题.本文描述了放射性废物处置的安全内涵和安全要求,归纳和分析了国际上放射性废物处置的安全体系和发展趋势.描述了我国放射性废物处置工作的现状,比较分析了存在的薄弱环节.建议参考国际最新安全标准,尽快组织安排我国放射性废物分类标准的修订、放射性废物处置安全全过程系统分析等标准规范的制定,建设适宜于我国国情的长寿命中放废物处置设施和加快高放废物地质处置地下实验室工程建设.
  • 摘要:本文从安全文化的发展、历史背景、管理体系等方面论述了安全文化与管理系统的关系及如何在管理系统中落实安全文化.
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