福建近岸海域海水中~(137)Cs活度浓度分析

随着宁德核电和福清核电首台机组投产,核电逐步发展成为福建省中远期的主力能源之一,由此,近岸海域的放射性水平受到民众关注。分布在海水中的多种裂变产物中,137Cs占有特殊地位,其半衰期长,对海水生物和人类的潜在危害深远。该研究选取了福建近岸海域7个地点海水进行调查,对这些海水进行137Cs的放射性水平检测,结果表明,7个地点海水的137Cs平均活度在1.33~1.89 m Bq/L之间,远低于海水水质标准中137Cs环境容许标准(0.7Bq/L),7个地点海水137Cs活度浓度均在环境正常水平。     

Modeling of Operators’ Workload in a Nuclear Power Plant

Accidents in a nuclear power plant are coped with by operators in the main control room （MCR）. An analysis of the workload of operators in a MCR after the happening of initiating events is helpful to the alleviation of human errors and to the promotion of training efficiency. This paper establishes a framework of how man is located in a man-ma- chine interface of a nuclear power plant （NPP） as well as a simulation of the man-machine scenario in accidents in NPPs, including the simulation of the operators＇ task and cognitive work and the establishment of task analysis. On the basis of the above, a model of the dynamic changes of the operators＇ tasks is constructed and a computation of operators＇ workload is conducted.     

CANDU6重水堆核电厂压缩机深度检修研究

简要介绍重水堆生产系统各类压缩机的部分运行参数范围说明、报警值或采用的通用技术标准等参数,分析在一定情况下存在与电厂系统实际运行情况不匹配、无法反映出设备的运行趋势变化、无法在设备故障前进行干预判断等问题。提出了采用设置设备检查参数范围、设备运行参数检查记录、设备运行参数干预数值等措施的建议,以达到提前对设备异常状态进行故障前提前干预、快速查找处理缺陷的目的。     

核电厂建(构)筑物变形监测信息管理系统设计研究

为解决海量变形监测数据处理繁琐,存储成果单一(纸质)、自动化程度低、全要素展示不完备等问题,文中主要探讨了核电厂建(构)筑物变形监测信息管理系统的预测算法模型、数据库建设与功能模块,通过系统数据统计分析功能对文档、图像、监测数据等资料进行管理,绘制出水平位移与垂直位移随时间变化折线图,对建(构)筑物的变形进行二维可视化,绘制点位分布图、沉降等值线图等.利用获取的原始监测数据对各个建构筑物的变形情况进行预警分析及发展趋势进行预测,输出各种变形监测数据报表.实现了核电厂建(构)筑物变形监测数据的智能化、自动化、可视化的管理、分析与预测.     

基于密度峰值聚类的高斯混合模型核电运行工况划分

核电厂运行数据记录了核电厂的运行状态,对核电数据进行处理分析从而完成准确的工况划分是实现核电厂运行状态监测的重要基础。为提高核电厂的运行工况划分准确性,本文提出了基于密度峰值聚类的高斯混合模型对核电厂的运行工况进行划分。首先,采用PCA（主成分分析）算法进行数据降维,然后利用密度峰值聚类算法中的决策图确定工况个数,最后利用高斯混合模型完成工况划分。基于真实的核电厂运行数据开展工况划分实验。实验结果表明,本文提出的方法能合理有效地划分出核电运行工况,其三类工况的划分准确率分别达到了99.29%、100%、97.57%,且错误率仅为1.25%。     

蒸气发生器瞬态特性分析的数学模型

充分考虑蒸气发生器热工水力和结构特点，从基本的质量、动量、能量守恒方程和基本的传热、传质、流动规律出发，推导出用以求解核电厂蒸气发生器稳态运行及扰动和事故工况下各参数瞬态变化规律的数学方程，并和与之配套的传热系数关系式、阻力系数关系式、物性求解方程等一起，构成了核电厂蒸气发生器瞬态特性分析数学模型，此模型与经核电厂试验验证的Ｋｅｒｌｉｎ计算模型结果一致。     

压水堆核电厂常规岛管道振动分析及处理

本文首先分析压水堆核电厂管道振动原因,然后探讨测量管道振动应遵守的规程规范,最后根据相关原因,分别针对因管系过柔、水锤汽锤、逻辑设置、节流件选型、偏离额定工况等造成的振动给出处理建议。     

发展核电 安全第一

<正>自从1 95 1年1 2月美国实验增殖堆1号(EBR—1)首次利用核能发电以来,核电已有60多年历史。60多年来,世界上出现过3次大的核电事故,分别发生在美国的三英里岛(又称三哩岛)、前苏联的切尔诺贝利和日本的福岛。其中,切尔诺贝利事故的后果最严重,福岛事故对我们的影响最大。前两次事故,主要是由设计和操作失误等人为因素造成;而福岛事故     

核电厂汽轮机的无损检测

不管是火电厂还是在核电厂,都是利用汽轮机来驱动发电机运行的,由此可见汽轮机检测在保证电厂正常运行方面的重要性。文章介绍了核电厂机组大修期间汽轮机的无损检测工作,参照国内外相关标准和电厂程序对汽轮机转子、气缸、轴瓦、阀门、螺栓的无损检测工作做了说明,希望能够为相关领域的工作人员提供借鉴。     

福岛核灾难的惨痛教训

2011年3月31日英国《自然》杂志发表社论,对3月11日袭击日本的9.0级大地震及引发海啸而导致的直接后果——核灾难——进行了分析,包括《自然》杂志网站在不断更新、分析这场地震为何破坏力如此强大,以及日本政府为应对核灾难所面临的艰巨挑战和核危机对日本研究界带来的影响。