涉核项目的“污名化”现象及对策研究

核电本身具有安全、清洁、高效的特点,但是由于核能的专业特殊性,以及部分公众核能相关知识的欠缺,导致涉核项目“风险的社会放大”,同时“邻避现象”加剧了涉核项目易被“污名化”这一现象。笔者分析了核安全和辐射防护学科中的一些基础数据,对比核能风险与其他风险,提出了扩大多层次的核科普教育领域,完善核科普教育形式,建立长期的核科普教育机制,合理调整涉核项目利益分配以及强化信息公开平台能力建设等建议。     

核与辐射安全监管信息化顶层设计研究

核与辐射安全监管信息化的顶层设计与规划是一项事关我国核与辐射安全监管事业大局的重大任务和挑战,对提高我国核与辐射安全监管技术水平具有十分重要的意义.本文分析了我国核与辐射安全监管信息化的现状和存在的问题,提出了顶层设计的目标原则,并对顶层设计的具体内容进行了研究和探讨,为我国核与辐射安全监管信息化建设的有序开展提供了参考.     

图书征订

正为适应我国核电快速发展需要,加强核电公众沟通工作,有效规避邻避事件发生,国家核安全局组织生态环境部核与辐射安全中心组织编制了《核与辐射安全科普系列丛书》和《核与辐射安全科普趣味系列丛书》。为有效提升公众的核电认知度,推动核与辐射安全科普进校园、进社区等活动的开展,欢迎各有关单位和企业征订。     

涉核谣言传播的定量化研究

随着科学技术的发展,核能行业及相关安全性问题愈发受到公众的瞩目。近年来,涉核谣言频繁产生且传播迅速,有些还导致了群体性事件,不仅影响了核能发展,也带来许多社会不稳定因素。本文通过统计实验与理论模型相结合的方法,定量研究了群众对涉核谣言的传播意愿以及不同辟谣方式的效果,帮助政府和涉核企业更有效地应对涉核谣言的传播。     

科学传播模式在我国核与辐射安全科普工作中的应用

开展科学传播理论在核与辐射安全科普工作中的应用研究,将有助于提升我国核与辐射安全的科普工作水平。阐述了科学传播的定义,介绍了科学传播模式的衍变过程,分析了我国目前核与辐射安全科普的现状,探讨了适宜我国核与辐射安全领域的科学传播模式及其应用。     

从江门反核事件看涉核舆情的预防与消解

2011年日本福岛核泄漏事故给日本的经济社会发展带来了致命打击,更为严重的是,这场突如其来的灾难在全世界范围内引发了新一轮的反核浪潮。各国在建涉核项目纷纷下马,新增项目举步维艰。在"闻核色变"的背景下,涉核项目的上马动辄会引发群体事件。以江门反核事件的发展进程为主线,深入剖析涉核舆情的特点和舆情产生的深层次原因,进而提出在新媒体时代涉核舆情的预防与消解措施。     

涉核公众沟通中专家知识与公众知识"琴瑟和鸣"效应研究

在涉核领域,专家与公众知识体系的建立基础差异较大,导致双方的沟通无法同频.但是在互联网迅速发展的今天,源自于生活、通俗易懂的公众知识在涉核公众沟通中占据着不可忽视的地位,甚至在与专家知识产生冲突时占据上风.本文从专家知识与公众知识的融合角度入手,围绕专家知识与公众知识在公众沟通层面的交流障碍,探究二者的融合方式,继而为...     

第三届中国核学会北方省市区"核科技、核应用、核经济"论坛

为了加强核技术的应用推广、核科普宣传、交流核科研成果与核科技工作及管理经验，受北方省市区“三核”论坛秘书组的委托，第三届中国核学会北方省市区“核科技、核应用、核经济（三核）”论坛由山西省核学会具体承办。会议将于2006年7、8月份在山西省太原市举行。     

NUSTER-100电功率串级控制方法研究

热管冷却反应堆（简称热管堆）采用固态堆设计理念,通过热管非能动方式导出堆芯热量,具有结构简单紧凑、安全性高、噪音低、工作时间长的优势。本文以100 kW静默式热管堆（NUSTER-100）为研究对象,基于MATLAB/Simulink平台搭建了非线性动态模型,根据微扰理论获得了传递函数模型。基于动态特性分析,提出电功率串级控制方法,其中内环为核功率调节,外环为电功率控制。以反应性与核功率、核功率与电功率之间的传递函数为基础,设计了电功率串级控制系统,并采用增益调度解决其非线性问题。采用典型工况进行控制性能仿真验证,仿真结果表明,所设计的串级控制系统满足控制性能要求,可以实现反应堆的安全可靠运行。     

科普宣传在核电建设中的作用

核电发展,科普先行。江苏核电有限公司自成立以来,始终把普及核电科普知识、让公众了解核电、亲近核电、宣传核电作为一项重要工作来抓,坚持以＂普及核电知识,正确引导公众,服务田湾建设、促进企业发展＂为中心,按照＂贴近社会、贴近群众、贴近生活＂的原则,逐步强化＂走出去、请进来＂的核电科普宣传形式,深度挖掘核电科普资源,创新核电科普教育方式,持续推进公司科普宣传教育工作健康发展,得到了社会各界的肯定和好评。如今,公司已形成人人＂争当核电科普使者＂的良好氛围,内外核电科普宣传和教育工作因此取得了较好的成果,为田湾核电又好又快、安全发展营造了良好的社会环境。     

CFETR集成设计平台的核热耦合模块开发

正在研发的中国聚变工程实验堆(China Fusion Engineering Test Reactor,CFETR)集成设计平台包括物理设计平台和工程设计平台,工程设计平台采用模块化方式,包括磁体、真空室、偏滤器、中子学等模块。模块设计中涉及用计算流体动力学(Computational Fluid Dynamics,CFD)软件来对堆内部件开展热工水力分析,CFD的热源项包括中子学计算产生的核热,而中子学分析软件(如Monte Carlo N particle transport code,MCNP)核热输出结果文件存在CFD软件无法直接读取等问题。因此,基于网格-网格插值和点-点插值法,开发了中子学与CFD核热耦合模块,提供两种途径实现高精度的三维核热耦合。使用CFX软件,以CFETR的一种氦冷陶瓷包层(Helium Cooled Ceramic Breeder blanket,HCCB)中增殖单元模块为对象,进行了热工水力分析,计算结果表明了核热耦合模块功能的可靠性。     

涉核容器顶盖自动焊接装置设计

涉核容器装载内容物具有强放射性,在其贮存及运输前需对顶盖与容器体进行密封性焊接,为确保焊接质量、提高工作效率、降低工作受照剂量,研制了基于熔化极气体保护焊和日本OTC FD-B4L机器人系统的自动焊接装置。该焊接装置系统稳定性高、安全性好,依靠远程编程控制可以实现在复杂曲面上进行自动焊接工作。     

基于电子地图的核电厂环境监测车软件设计

介绍了基于电子地图和GIS平台的环境监测车软件的设计。采用Visual C++和ArcEngine二次开发平台,设计了一种基于电子地图的环境监测车系统软件MESMobileCar。该软件已经在2017年成功应用于国内多个核电厂及某涉核场所,达到了应用目标。     

基于DSP的核信号处理方法研究

研究用全数字化手段处理和分析核信号过程中的重要算法和关键实现技术是相当重要的。通过仿真和电路设计试验,分析了数字核信号的移动积分、正交多项式半高斯波形拟合算法和峰值寻找算法,使用环形存储器实现了信号触发后的不同记录方式,使用Dither法改善ADC的微分非线性,以及多级流水线结构设计可以减少系统死时间等。这些工作是下一步设计高性能通用核信号分析谱仪和用全数字化手段实现大型核仪器探测器模块电子学的基础。     

核电厂压水堆超温保护定值ΔT干扰探析

核电厂压水堆超温保护定值ΔT主要功能为防止发生偏离泡核沸腾,实现燃料包壳保护。本文描述核电厂ΔT定值信号波动大的故障,并通过对超温保护定值各个因变量的敏感度分析和仿真,对干扰源和被干扰对象进行定位。同时对波动现象及其原因采用排除分析法,确定电缆布局的设计缺陷为故障原因。之后给出了解决方案,并通过现场工程实施进行了验证,证明本方法的有效性和可行性。     

便携式核数据测量分析仪的太阳能光伏电源设计

目前常见的便携式核数据测量分析仪电源供应为单一的蓄电池供电方式,这不仅影响测量仪器的长时间连续正常工作,而且增加了系统的成本和体积。为此,以X荧光分析仪为例,提出了一种实用的由太阳能光伏电池和锂电池联合供电的便携式核测量仪器电源设计方案。介绍了系统组成及各部分对电源的指标要求,给出了锂电池充放电控制电路,设计了以SG1525为核心的PWM电源供电电路。实践表明,该方案满足设计要求,对于便携式核数据测量分析仪的电源设计具有实际应用意义。     

核安保文化体系的构成及评价方法研究

核安保文化是保障核安保工作高质量的隐形机制,是核电企业安全运行的坚实后盾。为确保核安全,做好核安保工作,对国内外关于核安保文化及其评价的研究文献进行了梳理,在对核安保及核安保文化的内涵、关系及研究进展进行概述的基础上,分析了安保文化与安全文化的差异,探讨了核安保文化的理论模型、构成指标及评价方法,提出核安保文化评价对象的"3级组织体系"。最后给出未来核安保文化研究的思路和方向。     

英国官方对原子能管理局的放射性废物管理提出批评

[欧洲核学会《核新闻网》1994年3月3日报道] 英国报刊对一份批评英国原子能管理局(UKAEA)处理放射性废物方面的工作的官方报告作了大量新闻报道。英国以外的新闻媒介对此政府监察部门的报告很感兴趣,且已为反核者所利用。 鉴于这种情况,AEA技术部对这一批评作了如下回答。 这篇批评报告是由保健安全委员会的核设施安全咨询委员会(ACSNI)发表的,涉     

阵列探测器层析γ扫描自适应检测软件设计

层析伽马扫描(TGS)是一种先进的核废物桶无损检测技术,通过γ探测器对核废物桶进行扫描,可准确地实现核废物桶内放射性核素的定性、定量和定位分析。然而,在未知桶内介质情况下,传统固定探测时间的扫描方式可能导致能谱计数不足,限制了对废物桶的检测效率和准确性。针对该问题,提出一种基于特征峰净峰面积实时反馈的核废物包装体自适应扫描方法,并设计实现了阵列探测器层析γ扫描自适应检测软件系统。软件基于WPF平台和MVVM开发框架,使用西门子S7-1200可编程逻辑控制器设计自动检测流程,实现对扫描过程的自动精准控制。实验测试中,使用137 Cs放射源对桶内三种不同介质进行透射检测和图像重建,同时对软件功能进行了验证。结果表明,提出的方法可准确重建出桶内介质空间位置分布,有效提高了核废物桶的检测效率,为核废物桶快速扫描提供了新思路。     

RTDP方法在大型先进压水堆热工设计中的应用初步研究

偏离泡核沸腾（DNB）设计基准是反应堆热工水力设计中的重要基准之一,为评价该设计基准是否满足热工水力设计要求,首先需确定堆芯偏离泡核沸腾比（DNBR）设计限值。本工作详细论述了使用统计学方法确定运行参数及核设计参数等不确定性的RTDP原理,并应用该方法和堆芯子通道分析程序对大型先进压水堆DNBR设计限值及含汽率限值进行计算并给出结论,为DNBR设计基准的验证提供了关键判据。