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RSS2015年 第2卷 第4期
2015, 2(4): 18-21.
doi: 10.16516/j.gedi.issn2095-8676.2015.04.001
摘要:
从减排、能源结构调整、环境保护角度分析核电在我国能源结构和我国科技体系中的定位及核电发展的必要性，根据我国运行核电厂的实际情况和自主设计的先进核电厂特性说明核电的安全性，同时根据运行核电厂放射性排放数据论述核电厂对环境和公众不造成任何有害的影响，并对核燃料循环、核废物对策和处理措施进行了论述。预测核电中长期发展情景，通过评估核电及配套核燃料产业能力，以及装备及相关行业发展情况，表明我国工业基础能够支撑核电的规模化发展；并反过来，核电将促进相关行业大发展，提高其技术水平，高科技含量，发展成高端产业，有利于我国经济转型。
2015, 2(4): 22-27.
doi: 10.16516/j.gedi.issn2095-8676.2015.04.002
摘要:
通过对岛屿核电厂址的大容量电力送出、核应急、极端气象条件下安全运行、综合效益等四个关键性问题分析，提出了开发岛屿核电的可能性，以及如何解决上述关键性问题的可能方案，得出了岛屿核电开发不仅可能，而且在经济上也具有一定竞争力的观点。旨在抛砖引玉，以促进我国对岛屿核电的开发工作。
2015, 2(4): 28-33.
doi: 10.16516/j.gedi.issn2095-8676.2015.04.003
摘要:
核能作为清洁绿色能源，是发展低碳经济的必然选择，在发展核电的同时更要重视其安全性；今后我国核电选址将是沿海、内陆并举，核电规划应符合总体国家安全，选址要与自然生态、城市规划和环境相协调，遵循审慎决策原则。厂址的安全性是保证核电厂安全运行的前提条件，随着厂址资源的日益稀缺，选址阶段需要关注的问题愈发复杂，除了考虑地质水文气象、水资源等自然条件，人口密度分布、大气水体弥散条件、公众参与和核事故应急响应等也是影响厂址成立的主要因素，需要做深入探讨。结合国情不断地完善我国的核安全法规标准体系和核监管体系，从而保证核电厂从选址、设计、建造、运行和退役整个过程都是安全可靠经济的。
2015, 2(4): 34-36.
doi: 10.16516/j.gedi.issn2095-8676.2015.04.004
摘要:
随着间歇式电源装机占比的提高以及研究实践的不断深入，间歇式电源的容量价值已被广泛认可。首先论述了间歇式电源纳入电力平衡的重要意义，介绍了国外关于容量可信度的理论研究与实际应用情况，分析了我国将间歇式电源纳入电力平衡的基础理论条件和实践，并提出了在“十三五”电力规划中的具体实施建议。
2015, 2(4): 37-42.
doi: 10.16516/j.gedi.issn2095-8676.2015.04.005
摘要:
描述了一种评价CANDU6机组严重事故工况下堆芯损伤状态的方法。该方法不依赖于对冷却剂系统、反应堆厂房流体的取样分析结果，而是基于在线实时参数，能快速评价堆芯状态。同时给出了评价方法的具体实施思路，借助于信号分析技术，实时评价堆芯损伤状态。该方法可以作为CANDU6机组堆芯损伤状态评价的技术基础。
2015, 2(4): 43-46.
doi: 10.16516/j.gedi.issn2095-8676.2015.04.006
摘要:
安全壳做为核电厂的最后一道安全屏障，事故后起着包容放射性产物，保护公众和环境免受辐射危害的重要作用。采用一体化严重事故分析程序建立了二代改进型核电厂田湾5 & 6号机组的模型，考虑了不同的安全壳压力控制系统，对典型事故序列下安全壳内压力变化进行了分析，给出了严重事故后的安全壳压力控制手段。研究结果对二代改进型核电厂严重事故缓解提供了参考。
2015, 2(4): 47-52.
doi: 10.16516/j.gedi.issn2095-8676.2015.04.007
摘要:
以RELAP5-3KEYMASTER仿真系统为平台，模拟了一体化小型堆(SMR)在发生主蒸汽管道双端断裂(MSLB)事故的瞬态。对事故发生后系统自动响应行为和依据事故规程(EOPs)进行人为干预这两种情况分别进行了计算，对比并研究了事故后主要参数的变化趋势，并分析其原因，提出了应用于事故规程开发和验证的事件序列以及操纵员的干预措施。
2015, 2(4): 53-56.
doi: 10.16516/j.gedi.issn2095-8676.2015.04.008
摘要:
以M 310＋型核电厂为例，计算分析了设计基准事故以及严重事故后安全壳内压力、温度环境条件。对核电厂设计基准事故和严重事故分析分别采用了法国的安全壳热工水力计算分析程序PAREO和一体化严重事故分析程序MAAP。计算分析给出了设计基准事故和严重事故下安全壳压力、大气温度和露点温度的峰值随时间变化曲线。计算结果表明设计基准事故和严重事故后，安全壳压力峰值工况均以MSLB为始发事故；设计基准事故后安全壳压力峰值为0.511 8 MPa，严重事故后安全壳压力峰值为0.602 MPa。
2015, 2(4): 57-61.
doi: 10.16516/j.gedi.issn2095-8676.2015.04.009
摘要:
利用某厂址全年逐时的气象观测数据，通过Calpuff模式模拟计算了不同事故工况下核电厂放射性流出物对周边水资源可能造成的污染情况。计算表明：利用真实的风向、降水等气象条件模拟计算结果更加合理，选址假想事故和IC释放类工况造成的水库沉积核素浓度远低于GB 18871-2002规定的食品通用行动水平。尽管采用了更真实的气象条件，BP释放类造成的核素沉积浓度仍高于国标中规定的食品通用行动水平，因此在设计上应避免此类严重事故的发生。
2015, 2(4): 62-65,87.
doi: 10.16516/j.gedi.issn2095-8676.2015.04.010
摘要:
以某核电堆型核岛主蒸汽系统为研究对象，研究主蒸汽隔离阀快关引起的汽锤现象。采用PIPENET软件进行建模和计算，给出管系中不同管段的最大载荷及出现时间。结果表明关阀瞬间的载荷最大，并且主蒸汽隔离阀后的载荷比隔离阀前的载荷大，主要是因为隔离阀前设置了卸压装置。同时对卸压装置的开启和流量特性进行了模拟。此外，分析了卸压管线的变化以及主蒸汽管道增加支管的情况对汽锤的影响。以上研究结果可应用于系统设计和管道力学应力计算分析，优化管道的布置，对提高主蒸汽系统和电厂的安全性具有重要的意义。
2015, 2(4): 66-69,87.
doi: 10.16516/j.gedi.issn2095-8676.2015.04.011
摘要:
先进压水堆核电厂普遍设有非能动安全系统以导出事故后安全壳内部热量，俄罗斯AES-2006型反应堆采用了开式自然循环回路的非能动安全壳冷却系统(PCS)，对该类PCS系统作用下的安全壳内部大气流动与传热行为进行了数值模拟研究。研究结果表明，PCS系统下部的安全壳区域存在着由于冷凝作用产生的气体流动，PCS系统以上的安全壳区域的气体流动相对滞止；水蒸汽质量和温度在高度方向上呈层状分布，水平方向上则分布均匀；在计算时间段内，PCS系统的冷凝速率维持在了一个相对恒定的数值。本文的研究有助于国内自主先进压水堆PCS系统的研发设计。
2015, 2(4): 70-73.
doi: 10.16516/j.gedi.issn2095-8676.2015.04.012
摘要:
日本福岛核电站事故引发全球关于核电安全性的关注，核电是否能继续发展为世界提供清洁能源，其安全性成了一个重要的因素。为了解决能源发展困境和核电安全性的问题，拥有非能动安全性、高热效率等优势的第四代反应堆逐渐进入大众的视野；同时，具有安全、灵活、可靠、经济性好等特点的小型堆也应运而生。文章着重介绍第四代反应堆和小型堆的发展对核电领域带来的技术升级。
2015, 2(4): 74-80.
doi: 10.16516/j.gedi.issn2095-8676.2015.04.013
摘要:
百万核电机组的主变压器通常由3台500 kV单相变压器构成，单相接地故障是其主要故障型式之一，零序电流差动保护是针对单相接地故障的主保护。目前可供选用的零序电流差动保护装置的保护原理主要是比例制动式差动保护，在技术细节上仍存差异，保护整定计算方法不同，对电流互感器的配置适应性也不同。针对两类不同的零序电流差动保护原理，并分析其适应的不同情况，提出核电厂主变压器零序电流差动保护设计方案及其保护整定计算方法。
2015, 2(4): 81-87.
doi: 10.16516/j.gedi.issn2095-8676.2015.04.014
摘要:
针对放射废水中三种典型核素去除开展了沉淀絮凝-吸附的实验研究。根据模拟放射性废水的核素的特点，对比不同沉淀剂、絮凝剂和吸附剂对三种核素的去除效果，并开展了铯离子的吸附动力学和竞争离子的影响实验。结果表明，以碳酸钠为沉淀剂可以去除93.2%的锶离子，以聚合硫酸铁为絮凝剂可去除98%以上的锶离子和钴离子，以自制的焦磷钒酸锆为吸附剂可去除99%的铯离子，并且自制的焦磷钒酸锆吸附剂对铯离子具有快速吸附和高效选择的特点。该沉淀絮凝-吸附工艺对钴、锶、铯三种模拟核素的去除率可接近100%，产生的二次废物少，可为核电站放射性废水处理的设计提供技术参考。
2015, 2(4): 88-92.
doi: 10.16516/j.gedi.issn2095-8676.2015.04.015
摘要:
对电缆桥架有限元模型中螺栓连接的复杂结构进行了简化处理，基于实测数据对电缆桥架有限元模型进行了修正。应用ANSYS有限元分析软件对电缆桥架结构进行模态分析，提取了X、Y向整体振型的第1阶模态频率。为验证模型，设计了白噪声激励试验，利用随机子空间法进行模态识别，得到结构的实测频率。采用虚拟材料弹性模量对螺栓参数进行修正。修正前有限元模型模态频率与实测频率的相对误差X向为1.3%、Y向为26.7%，修正后有限元模型模态频率与实测频率的相对误差X向为0.04%、Y向为2.2%。采用修正后的电缆桥架模型进时程分析，并对模拟结果与实测结果进行了比较，结果表明修正后的有限元模型模拟结果与实测结果吻合较好，能更真实地反映结构动力特征。
2015, 2(4): 93-95.
doi: 10.16516/j.gedi.issn2095-8676.2015.04.016
摘要:
通过分析国内已建核电厂消防稳压装置存在的问题，研究和改进了百万千瓦级核电厂消防稳压装置的工艺控制流程、设备选型、气压储水罐计算等，有效解决了百万千万级核电厂初期消防储水量大的技术难题，降低了工程成本，增加了系统安全性，能够适用于安全可靠性要求非常严格的百万千万级核电厂消防系统。
2015, 2(4): 96-101.
doi: 10.16516/j.gedi.issn2095-8676.2015.04.017
摘要:
遵循先进核电厂纵深防御、持续改进的基本原则，探讨常规岛含油废水处理系统改进方法，提出采用非能动部件的重力式含油废水处理系统，无污泥副产物，运行安全可靠，降低了潜在放射性污染的风险，保障环境安全。
2015, 2(4): 102-106.
doi: 10.16516/j.gedi.issn2095-8676.2015.04.018
摘要:
PCS储水箱是AP系列核电站非能动安全壳冷却系统的重要组成部分。水体和水箱的耦合作用会影响结构的整体性能，并可能造成水箱破坏，因此有必要在考虑流固耦合前提下对储水箱进行振动分析。首先给出了研究水体晃动的理论模型，得到了储水量分别为60%、70%、80%时水箱的1阶固有频率。之后运用有限元软件ANSYS对空水箱模型及含三种不同储水量的水箱模型进行了模态分析，研究了储水量对结构振动特性的影响，并将数值仿真结果与理论计算结果进行了对比。最后，对空箱及含60%储水量的水箱模型进行了地震反应谱分析，结果显示水体由于固有频率低，在地震载荷下易被激起，在设计中必须加以考虑。
2015, 2(4): 107-110,115.
doi: 10.16516/j.gedi.issn2095-8676.2015.04.019
摘要:
常规岛作为核电站的三大组成部分之一，其建筑结构设计水平直接关系到整个核电站的优劣，结合近二十年的核电站常规岛厂房设计经验，阐述了常规岛屋盖结构、屋面和外墙面、地下结构防水和厂房结构型式比较等方面的设计经验及需注意的问题，可供广大核电站设计和建设人员在工作中参考和借鉴。
2015, 2(4): 111-115.
doi: 10.16516/j.gedi.issn2095-8676.2015.04.020
摘要:
为了确保工作人员安全的情况下同时保障常规岛主厂房内的贵重设备在大震情况下不至于遭受到较大的损失，常规岛主厂房的抗震设计要求应该采用更高标准，因此文章采用基于结构变形的抗震设计方法。针对常规岛主厂房的变形特点，在小震，中震和大震作用下，通过有限元软件SAP 2000进行静力弹塑性分析和动力时程分析。用SAP2000对常规岛主厂房整体结构进行建模时，设置了整体建模参数和结构分析系数，并按照《建筑抗震设计规范》要求选取了3条实际地震波和2条人工波，进行静力弹塑性分析和动力时程分析后获取了常规岛主厂房在不同地震水准作用下整体层间位移角。分析结果表明，常规岛主厂房结构整体在小震、中震以及大震作用下，不论是横向地震作用还是纵向地震作用下的层间位移角平均值远小于设定的整体层间位移角限值，符合预期设定变形目标要求。
2015, 2(4): 116-122,127.
doi: 10.16516/j.gedi.issn2095-8676.2015.04.021
摘要:
以某核岛地基沉降为例，介绍了核岛沉降计算所依据的核电标准、数值模型、参数取值、计算方法和评价标准，计算表明：地基在卸载和再加载条件下的非线性、地基岩土力学特性的空间变异性、地基地下水位变化的影响以及地基岩土力学参数因开挖、排水和回填而受扰动的几何尺寸和蠕变效应是核岛区地基沉降的影响因素，采用三维有限元法预测的地基沉降值与实际监测资料规律一致，可供类似工程参考。
2015, 2(4): 123-127.
doi: 10.16516/j.gedi.issn2095-8676.2015.04.022
摘要:
当机器制造厂家提供不平衡荷载时，我国《动力机器基础设计规范》(GB 50040—1996)和德国DIN 4024-1规范都规定应在强迫振动计算时采用不平衡荷载，若厂家未提供则可依据厂家提供的转子重量计算各轴承点处的不平衡荷载，在实际设计过程中发现，采用这些荷载并根据厂家提供的参考外型建模计算得出的基座振动位移或均方根速度往往会大大超出规范允许的限值。介绍了一个核电厂汽机基础设计实例，论述了当振动计算超标时，在进行基座结构设计时应采取的调整措施。
2015, 2(4): 128-131.
doi: 10.16516/j.gedi.issn2095-8676.2015.04.023
摘要:
一般核电厂重要厂房的内部布置在原型设计的总体方案中已经标准化，包括常规岛厂房的内部分层和重要设备的布置。厂房竖向标高指在电厂设计初期确定厂房的底层相对于厂址总平面零米标高的相对高度。核电厂循环水量大，循环水泵是常规岛侧最大的能耗用户，凝汽器水室标高的变化，对循环水泵的能耗非常敏感。结合工程实践和国内外对常规岛厂房竖向布置的研究成果，通过整体上下调整常规岛厂房标高以充分利用虹吸可利用高度的布置方法，需要考虑凝汽器水室底部排水，厂房起吊跨的净空高度，厂房与厂外总平面的交通等问题等，定性地分析了需要考虑的影响因素，为各新建厂址常规岛厂房竖向标高定位提供参考。
2015, 2(4): 132-137.
doi: 10.16516/j.gedi.issn2095-8676.2015.04.024
摘要:
通过Hermite插值积分理论列出积分平均值与边界条件的关系，进而建立板型燃料芯体及其左右包壳的导热方程，利用Fortran科学计算语言对所建立的数学模型编译求解程序。将求解程序加入到反应堆热工水力实时仿真程序THEATRe中进行不对称冷却问题的计算，并对THEATRe程序的输入卡进行修改。通过计算中国先进研究堆(CARR)的标准燃料组件和跟随体燃料组件的稳态温度分布，与现有参考结果进行对比验证求解程序的正确性。最后模拟分析板型燃料组件流道堵塞事故。
2015, 2(4): 138-141.
doi: 10.16516/j.gedi.issn2095-8676.2015.04.025
摘要:
混合澄清槽是乏燃料后处理生产过程中的一种广泛应用的萃取分离设备。从临界安全的角度首先对混合澄清槽的相态、混合状态、相口和浓度分布进行了敏感性分析，然后分析研究了混合澄清槽的尺寸对临界安全的影响，并给出了使Pu浓度在较大范围内变化时仍具有足够临界安全裕量的尺寸限值，为混合澄清槽的设计优化提供了参考。
2015, 2(4): 142-146.
doi: 10.16516/j.gedi.issn2095-8676.2015.04.026
摘要:
在核电厂选址、建造和运行阶段均需要分析核电厂周围的人口分布特征，并对未来人口变化趋势进行预测，以评估核电厂寿期内的人口分布和可能的变化情况，并作为厂址周围公众剂量评价和实施应急计划可行性论证的基础。核电厂周围的人口预测基于现有人口分布情况，结合相关省市的实际人口增长情况和人口预测资料，通常选用马尔萨斯人口预测模式进行分析和预测。由于我国人口的变化受到地域、政策、经济等多种因素的影响，预测参数存在很多的不确定性，并且有些核电厂评价区域还存在跨行政区的情况，因此在实际工作中会遇到很多问题和困难，本文给出了一些处理方法。相关的分析和预期人口估算方法可以为核电厂周围人口分布预测提供有益的参考。
2015, 2(4): 147-150.
doi: 10.16516/j.gedi.issn2095-8676.2015.04.027
摘要:
介绍了水生生物辐射影响评价软件ERICA程序的计算原理及评价准则，分析了程序新版本ERICA1.2与上一版本ERICA1.0相比的主要变化，并以我国某压水堆核电厂厂址为例，分别采用程序ERICA 1.0版和1.2版分析该电厂正常运行工况下液态流出物排放对厂址附近水生生物的辐射影响。结果表明，使用程序的两个版本计算该电厂两台机组正常运行时的液态流出物对厂址附近水生生物的影响都是可接受的，厂址附近水生生物是安全的。
2015, 2(4): 151-154,101.
doi: 10.16516/j.gedi.issn2095-8676.2015.04.028
摘要:
对ERICA程序及其计算参数进行了简要介绍，推荐了水生生态系统和陆生生态系统的不同生态系统类型以及滨海厂址和内陆厂址的不同厂址类型中计算参数的选取方法，研究成果对后续核电厂的生物辐射影响评价工作具有借鉴意义。
2015, 2(4): 155-158.
doi: 10.16516/j.gedi.issn2095-8676.2015.04.029
摘要:
日本福岛核事故后，为确保核电安全发展，我国提出按全球最高安全要求新建核电项目。国际原子能机构2012年最新出版的核安全要求SSR-2/1《核电厂安全：设计》(Safety of Nuclear Power Plants: Design)是国际权威的、先进的核电厂设计安全要求文件。研究SSR-2/1可用于指导我国核电厂的安全设计，提升其安全水平。介绍了SSR-2/1的升版过程，具体分析SSR-2/1与其上一版本NS-R-1(2000年)在格式和内容方面的变化。对设计安全要求提高的部分，从设计安全性、寿期内电厂设计完整性、基本安全功能增加乏池排热功能、设计扩展工况与严重事故、场外服务最大延长时间以及场址上的若干机组同时发生事故等六个方面，结合福岛核事故后的经验教训进行重点分析和评价。
2015, 2(4): 159-162.
doi: 10.16516/j.gedi.issn2095-8676.2015.04.030
摘要:
核电厂厂址选址阶段需要从应急角度考察厂址条件，为后续应急计划的有效实施打下良好的基础。我国之前的核动力厂厂址无论是滨海还是内陆均位于大陆之上，而鉴于海岛厂址地理环境条件的特殊性，为确保核电厂的纵深防御最后环节——应急响应的有效性，保护公众和环境，并借鉴其他核动力厂在应急审查中出现的问题，对海岛核电厂址应急撤离能力进行分析，从而为应急决策提供技术支持。以某拟建海岛核电厂址为例，基于目前的厂址条件，分别对通过跨海大桥撤离和轮船撤离进行了评估和模拟。
2015, 2(4): 163-169,101.
doi: 10.16516/j.gedi.issn2095-8676.2015.04.031
摘要:
将前期理论研究形成的风险分类清单、风险量化评估的模型、风险动态跟踪管理的方法和流程开发形成了一套适用于国际工程承包企业的风险数据库和评估管理系统。本文对此系统的的设计和分析工作及主要功能模块进行了详细介绍。利用此系统，企业可以积累风险数据，作为后续投标或拟建工程风险识别时的核查清单；可以完成对拟建工程进行风险定性和定量评估的一整套程序，输出风险分析报告以辅助领导进行投标决策；可以对在建工程进行风险监控，根据监控周期输出相应的风险监控报告以辅助项目管理者进行风险管理和监控。
2015, 2(4): 170-175,46.
doi: 10.16516/j.gedi.issn2095-8676.2015.04.032
摘要:
从发展核电运行服务体系建设的迫切需求出发，详细分析了国内外及上海核电运行服务体系现状及特点，提出了上海核电运行服务体系建设思路、保障措施和政策建议，为拓展上海核电运行服务体系建设提供了方向和途径。
