由日本福岛核电站事故引发的关于我国核电发展的思考

本文首先对日本福岛核电站事故进行了多角度的分析,然后针对我国目前的核电浪潮,提出了加强安全监管缩影采取的措施。     

切尔诺贝利核电站事故与世界核事故

4月26日,苏联基辅市以北130公里处的切尔诺贝利核电站发生事故。据戈尔巴乔夫宣布,至5月14日已有8人在事故中死亡,另外还有292人在住院治疗中。事故中泄     

核电营运安全文化与考核

论文首先提出并论述了核电营运单位是核电安全文化的主体,是核电安全全面、法人负责者;接着阐明了核电营运安全文化的特性;最后指出了核电安全文化的考核,重点说明了以ＷＡＮＯ关于核电厂综合性能指标量化的考核．     

关于核电安全的争议

引言公众大多对核电站心存恐惧 ,是害怕１９８６年４月２８日发生在前苏联切尔诺贝利核电站那样的灾难性核事故重演。不过 ,核电的推动者指出 ,今天的核电站具有许多安全系统 ,类似切尔诺贝利核事故几乎不可能再次发生 ,因为在现代核电站反应堆外面 ,都包有一层切尔诺贝利核电站所没有的钢筋水泥外壳 ,以防止放射性物质进入环境。确实 ,１９７９年美国三哩岛核电站的反应堆芯熔化事故发生时 ,几乎所有的核辐射都被阻截在了这严严实实的安全壳里。对于现代核电站来说 ,安全壳还只是其奉行的“纵深防御”战略中的一环。除此之外 ,当今的核电站…     

福岛核事故冲击下的日本核电

福岛核事故后,福岛核电站遭到严重破坏,日本其它的核电站受其影响也进行了调整。福岛核事故暴露出了日本核电发展的很多问题,本文对此进行了探讨,并提出了五点启示。最后,对日本核电的发展前景进行了分析。     

矿山采空区顶板事故与安全管理

采矿业是一项古老的行业,为人类社会的发展做出了巨大的贡献。影响采空区顶板安全的因素众多且错综复杂,虽然可以采取综合安全技术措施,显著降低甚至消除采空区大型灾害事故的发生,但要完全消除采空区顶板安全隐患也有一定难度。本文对矿山采空区顶板事故与安全管理进行了探讨。     

浅谈企业安全文化建设与安全生产管理

文章简述了企业文化与安全管理的联系,强调了企业加强安全文化建设的重要意义,并提出了加强企业安全文化建设,实现企业安全生产管理的几点对策。     

煤矿采矿安全管理与事故防范

随着我国经济快速发展,建筑行业大规模建设,以及各领域的煤炭需求量每年呈现递增趋势。因此,煤矿业的发展得到快速进步,但针对我国面前煤矿业的现状来看,过分的注重产量而忽视了安全管理和事故防范工作,导致煤矿企业事故频频发生。全文从我国煤矿事故发生的原因,防范措施以及安全管理事故措施的重要意义三个方面论述,充分说明煤炭企业应该切实做好安全工作。     

放射源事故分析与安全管理对策

通过对我省近年来先后发生的几起放射源丢失、被盗事故进行综合分析,提出做好放射源安全管理的对策.     

机械事故安全分析

根据安全生产的基本要求,分析一般机械设备的事故原因及影响因素,提出安全管理的预防措施。     

核电厂严重事故序列选取准则探讨

严重事故的预防和缓解是新一代核电厂的重要安全问题。本文主要讨论核电厂严重事故研究和管理中确定严重事故主导事故序列时应考虑的准则问题,包括定性和定量准则以及准则相应的意义。以此为基础,本文整理形成一套推荐中国核电厂进行严重事故主导序列筛选时采用的准则,并以1000MW非能动先进压水堆(AP1000)标准设计为研究对象进行应用尝试。分析表明,严重事故选取准则应从定性和定量两方面阐述。从定性的角度,严重事故的选取应根据核电厂状态划分,在超设计基准事故范围内,选取可能导致堆芯损伤和安全壳旁路,并且在后果上具有包络性的事故序列。从定量的角度,应确定导致核电厂严重事故风险的绝对筛选值和相对筛选值,同时还要包络陡边效应,补充确定论分析和工程经验的成果结论。根据建议准则选取的AP1000严重事故主导序列与其概率安全分析报告中进行重点分析的严重事故序列基本吻合。     

基于浮动式核电站的严重事故源项分析评估技术体系研究

目前针对陆地核电站严重事故开展的源项分析不完全适用于浮动式核电站。以浮动核电站严重事故为研究领域,基于对国内外核电站、研究堆、船用堆源项分析方法和后果评价方法的相关研究,根据浮动核电站的特点,确定了严重事故源项分析计算软件和计算方法,构建出源项分析技术路线图,从而建立了基于浮动核电站严重事故的“MELCOR耦合FLUENT-MACCS”源项评估技术体系。为浮动式核电站的安全运行、安全审评及环境评价提供放射性源项方面的数据支持,为核应急决策提供进一步的理论基础。     

核电厂事故温度环境对压力变送器的影响分析

压力变送器广泛应用于核电厂压力、液位、流速等工艺参数的测量。大部分安装在安全壳内的压力变送器均经过了设计基准事故的鉴定,但超设计基准事故高温环境对其的影响仍未知。本文采用鉴定曲线包络法及仿真技术对其在设计基准事故和超设计基准事故下的工作情况进行了分析,给出了上述工况高温环境对其的影响,并通过分析结论,对该仪表耐高温性能的改进方向提出了建议。     

中国核电装备的国产化

 参考中国3大核电设备制造基地——东方电气集团公司、上海电气集团公司和哈尔滨电气集团公司,依据在建核电项目中核电装备的研发、制造等公开资料对目前核电装备的国产化进行了概要性描述。核电站的大型关键主设备包括核电站核岛的安全壳、反应堆、稳压器、蒸汽发生器、主循环泵,常规岛的汽轮机、冷凝器、除氧器、给水泵、汽水分离再热器等设备。对核电装备国产化整体现状的研究有助于对中国核电设备制造能力的认识,也指出了中国核电装备制造需要努力的方向。     

核电厂大破口事故建模与初始参数不确定性分析

以AP1000核电厂为原型,利用系统程序RELAP5建模模拟AP1000大破口失水事故,并与西屋公司大破口失水事故分析结果进行比较,另采用数学分析与灵敏度分析方法对电厂初始参数进行不确定性量化分析.比较结果显示:RELAP5和西屋公司的LBLOCA(large-break loss of coolant accident)计算结果有较好的一致性,而由数学分析和灵敏度分析处理电厂重要状态参数不确定性后,相对于保守的电厂参数包络LOCA(loss of coolant accident)分析,能额外提供30～50K的热工裕量.     

先进核电厂概率安全分析探讨

随着核电技术的不断发展与应用,概率安全分析技术已广泛应用于核电厂工程实践中.轻水堆核电厂的概率安全分析技术已发展得相当成熟,而先进核电厂的概率安全分析工作正在不断展开.本文试图对传统PSA技术应用于先进核电厂过程中可能遇到的问题进行探讨,首先从传统的轻水堆核电厂概率安全分析框架谈起,追溯其成因,然后基于先进核电厂的安全特性提出现有概率安全分析技术应用过程中遇到的问题,最后以高温气冷堆的概率安全分析为例提出先进核电厂概率安全分析的建议.     

我国海上浮动核电站的核安全问题及建议

介绍了国外民用核动力船舶的发展情况,探讨了我国发展海上浮动核电站研发过程中可能面临的法规和标准、核安全目标、核应急计划以及海洋环境条件等核安全问题,以及了我国海上浮动核电站发展过程中关键技术、设备生产、总体建造等环节的攻关情况;并提出了保证和提高海上浮动核电站核安全水平的若干建议.基于军转民路线,将我国成熟的舰艇核动力...     

两环路核电厂概率安全分析

秦山二期核电厂是两环路电功率为 ６００ ＭＷ的核电厂，而已进行过概率安全分析的广东大亚湾核电厂则为三环路９００ＭＷ核电厂。本文以去掉一个环路的９００ＭＷ三环路核电厂为参考电厂来进行两环路核电厂概率安全分析（ＰＳＡ）。分析结果指出：１）只要满足确定论安全审查，两环路核电厂的概率安全特性不亚于三环路核电厂的概率安全特性；２）参考的两环路核电厂堆熔频率为２．４２×１０－５／（堆年）；３）参考的两环路核电厂严重事故的支配性初因依次为失水事故（ＬＯＣＡ）和丧失热阱。本研究对两环路核电厂设计、建造和运行提供了有益的参考。     

基于STAMP模型的浮动核电站小破口事故安全分析

为防止浮动核电站小破口事故发展成严重事故,保证浮动核电站上的堆芯和人员安全,基于STAMP模型针对浮动核电站构建小破口事故控制结构模型,从安全控制角度对浮动核电站小破口事故进行安全分析。通过构建小破口事故STAMP控制与反馈模型,识别小破口事故的安全风险,找出潜在的不安全控制行为,总结分析发生小破口事故可能存在的失效原因,为系统有效改进提供参考意见。     

核电厂应急计划区划分中严重事故准则应用方式研究

作为技术准则,核电厂应急计划区的划分需要考虑严重事故序列.在中国相关的国家标准和核安全导则中,提出了对"大多数严重事故序列"和"最严重事故序列"的剂量准则.在实际应用中,对"大多数严重事故序列"和"最严重事故序列"准则的含义存在不同理解.以WASH1400压水堆严重事故PWR1-PWR7的源项数据作为参考,使用MACCS程序对其中的每个源项的后果和全部源项的加权后果进行计算分析,并将这两种不同计算方法的结果对应急计划区大小的影响进行了比较.研究结果表明,严重事故谱后果的加权结果基本反映了单个事故后果的评价结果,并在一定程度上能够反映应急计划代价的考虑,即以严重事故完整事故谱的加权结果作为确定应急计划区大小的技术准则,能够更好地体现风险缓解和代价之间的权衡原则.