浅析核电厂规划限制区的设置和监管

根据我国现行法律法规及有关规定,从安全管理（应急准备和预防外部人为事件）和经济发展的角度,分析了核电厂规划限制区的划分和设置,指出核电厂规划限制区监管的现状和不足,提出了完善法律法规建设、设立核电厂规划限制区发展基金以便动态管理和补偿等建议。     

小型堆非居住区和规划限制区计算模型对比分析

为明确小型堆非居住区和规划限制区的计算方法，选择合适的计算模型，减少审评过程中存在的问题，本研究首先介绍了小型堆的定义，并比较了我国和国际上对小型堆定义的差别。同时说明了我国对小型堆非居住区和规划限制区设置的剂量准则和计算要求。并基于美国NRC发布的RG4.28草案，对比分析了其推荐的现实模型ARCON96与保守模型PAVAN之间的差别。ARCON96模型相比于PAVAN模型能够很好地考虑静风和尾流的影响，更真实地模拟了设施近距离的扩散情景，可有效的缩小非居住区和规划限制区的范围，进而提升小型堆的经济性。     

核电厂区域防恐规划综述

分析了针对核电厂的恐怖袭击的主要方式、特点及危害,提出了核电厂区域防恐规划的建议措施,包括:精心规划厂区内人流和道路交通;严格控制核电厂内重要区域的出入口;充分考虑厂区内建(构)筑物的周围环境关系。通过对核电厂区域的合理规划可有效降低恐怖袭击的风险。     

小型堆选址相关标准的适用性讨论

小型堆由于具有良好的安全性能而日益受到国内外关注。小型堆的设计目标是尽可能地靠近用户，但是其选址相关标准的制定尚处于起步阶段。本文采用假设的小型堆选址假想事故对内陆厂址和滨海厂址的非居住区和规划限制区半径进行粗略估算，并对现行标准中关于确定非居住区、规划限制区、应急计划区半径，以及放射性三废排放要求的具体规定是否适用提出了讨论。     

内陆核电厂发展状况与安全监管探讨

对国际上内陆核电厂的发展状况进行了分析,详细介绍了我国内陆核电厂厂址的特点和评价情况,进而对国内首批内陆核电项目的审查情况和监管要求进行了全面的论述。在总结沿海核电厂建设实践和审评经验的基础上,结合我国发展内陆核电厂的实际情况,研究并提出了建设内陆核电厂的审评重点和监管要求。     

福岛居民的辐射剂量未因福岛事故而明显上升

正【世界核新闻网站2014年2月25日报道】美国国家科学院《国家科学院论文集》(PNAS)网站于2014年2月刊登了一篇题为《福岛第一核电厂限制区周边居民当前与未来的辐射剂量率》的研究论文。这篇论文称,福岛辖区内大多数居民并没有因为此次事故而受到与天然本底辐射水平相比有明显增加的辐射剂量。     

核电厂前期厂址选择的思路

从建设经济性、技术可行性、安全可靠性和环境相容性4个方面分析了核电厂前期选址的主要特征指标,并以红沿河核电厂为例,详细分析了核电厂安全、环境、社会经济和应急4个方面的特征指标以及量化评分情况。这种厂址特征指标选取和量化比较的分析思路,可以为核电厂前期的厂址比选提供有效的辅助。     

秦山核电操作人员取照考核情况及管理建议

近年来,核电厂操作人员人才培养的逐步完善为各核电厂的安全稳定运行发展做出了重大贡献,但核电厂操作人员取照考核的通过率呈现出明显的波动状态,核电厂操作人员的个人素质及能力将直接影响到核电厂的运行安全。论文通过分析2015—2019年中核运行取照考核的情况,对取照考核相关问题进行探讨,寻找影响核电厂操作人员考核成绩的因素,并最终结合2015—2019年操作人员取照考核情况以及电厂实际情况对操作员和高级操作员取照候选人及核电厂人力资源、运行、培训部门提出相应建议。     

核电厂数字化人-机界面监视转移路径预测方法及其应用

核电厂操纵员在监视核电厂数字化人-机界面参数信息时,某些时刻难以判断下一个最可能的监视目标,从而导致监视延迟或转移失误的情况。为更好研监视路径预测问题,提出基于马尔可夫过程的监视过程预测路径规划方法,包括监视过程预测路径模型、监视过程预测路径规划算法、转移路径成功率算法。基于提出的方法,对核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故操纵员监视转移行为进行分析,以数字化人-机界面作为t时刻监视任务的信息源节点,可以准确预测到下一个监视目标的转移路径,提高操纵员监视绩效并成功地降低监视失误风险。     

核电厂退役标准体系建设需求分析

核电的发展必须考虑将来的退役需求和标准体系建设。文章调研了世界主流核电厂退役的法规标准体系、我国现行的核电厂退役政策及标准体系情况;分析了核电厂退役过程中的主要活动,从而明晰核电厂退役所需的标准要求;在此基础上,提出了我国核电厂退役的结构化标准体系框架及标准建设的关注要素。本文研究成果可供我国核电厂退役标准体系建设进行参考和应用。     

关于确定秦山核电厂（一期工程）烟羽应急计划区大小的建议

本文按照国际上划分应急计划区的一般原则,参考美国建立烟羽应急计划区的具体准则和方法,结合我国国情和秦山核电厂厂址的环境特征与事故释放特征,在对假想事故释放的预期剂量和相应的干预水平进行比较后,建议将秦山核电厂(一期工程)的烟羽应急计划区分为内区和外区。内区半径为3—5km,制定有撤离计划;外区半径为7—10km,一般不考虑采取撤离措施。     

徐大堡核电厂应急工作准备

本文就徐大堡核电厂建造至首次装料阶段的应急准备工作进行讨论,主要包括应急计划区测算、应急指挥中心的建设、场内应急计划编写、应急组织建立等内容,重点介绍了首次装料前的应急工作计划和开展工作的基本思路。     

田湾核电站核应急环境监测车及车载系统

核应急期间的辐射环境监测是核应急工作的重要组成部分。福岛核事故后,田湾核电站根据国家提出的安全改进要求,为确保核事故情况下能迅速有效地开展场外应急辐射监测,对核应急监测车及车载系统进行了升级,升级后的车载系统主要功能有实时数据采集、数据趋势分析、车辆实时轨迹跟踪、应急计划区展示、车载谱仪、微波数据传送等功能。文章介绍田湾核电站核应急环境监测车及车载系统的基本功能。     

核电站严重事故后果概率安全评价方法研究

核电站严重事故后果概率安全评价(PSA)是采用概率论的方法对核电站放射性后果进行分析,并定量给出放射性物质对核电站周围公众的健康效应影响。以国内某压水堆核电站为参考厂址,建立合适的场外后果分析模型。采用分层抽样方法对参考厂址1a的气象数据进行抽样,源项和释放特征等数据取自二级PSA的研究结果。利用事故后果评价程序对核电站严重事故后果进行计算,并用概率论方法对结果进行评估。通过计算将各事故和事故谱的场外个人剂量表示为CCDF曲线和总频率-剂量曲线,再用概率论方法得到不同距离处个人剂量超过指定剂量的条件概率;也可用此方法对确定烟羽应急计划区的安全准则中所描述的"大多数严重事故序列"进行量化。     

海上浮动核电站应急撤离分析

核事故应急撤离是核应急响应的重要组成部分, 目的在于快速有效地将可能受到事故影响的人员转移至安全地区。本文根据海上浮动核电站的运行场址与运行特点, 对海上浮动核电站应急响应特征进行分析, 给出了浮动核电站应急等级划分和应急计划区范围。结合陆地核电站场区撤离与海洋平台撤离疏散方法, 制定了海上浮动核电站应急撤离情景与撤离分析假设。对浮动核电站人员撤离的分析结果表明, 浮动核电站人员撤离满足客船撤离要求, 及海上浮动核电站应急撤离的时间要求。关键词: 海上浮动核电站; 核应急; 应急计划区;应急响应; 应急撤离     

跨省核事故应急联动协调问题分析与对策

随着核电事业的快速发展,我国已出现应急计划区跨越两个或多个省份的核电厂址,但在跨省核事故应急联动协调方面缺乏相关经验。针对这一状况,本文结合我国核事故应急管理及突发事件处理要求,分析应急计划区跨省可能会对核事故应急联动协调所带来的问题,并针对这些问题提出相应的解决对策。     

COCOSYS code validation against measured data during unintended single main safety valve opening at Ignalina NPP

The analysis of an unintended main safety valve opening at Ignalina NPP was performed with COCOSYS code in order to assess its capability in simulation of the transient processes that occur inside Accident Localisation System of Ignalina NPP. COCOSYS has several user-selected options, e.g. zone model (EQUIL._MOD, NONEQUILIB), water flow model (BAL_DRAIN, DRAIN_BOT), etc for nodalisation development. The influence of a zone model selection, a water overflow model selection and efficiency of heat exchanger in Condenser Tray Cooling System was investigated and presented in the paper. The performed analysis supported introduction of new water overflow model in COCOSYS code and showed that COCOSYS code can be applied for the analysis of Accident Localisation System of Ignalina NPP.     

Role of NPPs in the Russian Electricity Industry Taking into Account Carbon Emissions Limits

Atomic Energy - The development of nuclear energy Russia to 2050 is examined in keeping with the recommendations of various strategic planning documents. The technological factors of making NPP...