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日本核电危机的演变历程及事故原因分析

能源技术经济 2011年第4期23卷 5-9页

作者：张树伟李昱国网能源研究院北京100052 华北电力大学电气与电子工程学院北京102206

跟踪日本大地震造成的核电事故发展,对福岛第一核电站事故的发展历程进行了回顾,对事故发展的直接原因进行了分析,同时就核电发展的技术路线进行了讨论,并且针对不同技术路线的抗灾能力进行了评价。

关键词：地震核电站事故演变启示

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对后福岛时代我国辐射环境监测的建议

核安全 2013年第A1期12卷 131-133页

作者：张瑜杨维耿环境保护部辐射环境监测技术中心杭州310012 国家环境保护部辐射环境监测重点实验室杭州310012 复旦大学放射医学研究所上海200032

概述了日本福岛核事故期间,日本和我国的辐射环境应急监测及结果,分析了我国在本次应急监测中暴露出的问题,提出对后福岛时代我国辐射环境监测的几点建议,主要包括完善辐射环境监测网络布点;完善核应急预案、监测方法和标准体系;提高省... 详细信息

概述了日本福岛核事故期间,日本和我国的辐射环境应急监测及结果,分析了我国在本次应急监测中暴露出的问题,提出对后福岛时代我国辐射环境监测的几点建议,主要包括完善辐射环境监测网络布点;完善核应急预案、监测方法和标准体系;提高省、市二级核应急响应能力;发展快速移动监测能力;完善信息汇总与发布系统。

关键词：后福岛时代辐射环境监测监测能力

CPR1000核电厂乏燃料水池严重事故监测系统选型及应用

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工程建设与设计 2019年第14期 271-272页

作者：徐颖赵浩于航中广核工程有限公司

根据日本福岛核事故反馈,CPR1000核电厂新增一套乏燃料水池严重事故监测系统,通过对各类液位计进行换型研究,最终选择导波雷达液位计和热扩散式液位计分别作为在运和在建核电厂换型仪表,应用证明监测系统整体运行情况良好。

关键词：福岛核事故 CPR1000 乏燃料水池液位计

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超设计基准压力下安全壳结构性能研究

工业建筑 2015年第9期45卷 13-16,63页

作者：孙锋潘蓉刘宇任国鹏王思昊环境保护部核与辐射安全中心北京100082

日本福岛严重核事故后,超设计基准事故日益受到关注,核电厂在发生超设计基准事故(或严重事故)后,最关键的是要确保安全壳的完整性。基于某核电厂安全壳结构,建立包含预应力钢束的混凝土安全壳结构三维有限元模型,施加内压荷载进行非线... 详细信息

日本福岛严重核事故后,超设计基准事故日益受到关注,核电厂在发生超设计基准事故(或严重事故)后,最关键的是要确保安全壳的完整性。基于某核电厂安全壳结构,建立包含预应力钢束的混凝土安全壳结构三维有限元模型,施加内压荷载进行非线性有限元分析,根据假定的破坏准则,给出了安全壳的极限承载能力,并与美国桑迪亚国家实验室的试验比较,初步分析了超压作用下安全壳整体结构及设备闸门局部区域的变形规律,安全壳超压破坏主要是由于设备闸门洞口附近的局部破坏所致。

关键词：预应力混凝土安全壳超设计压力设备闸门破坏准则

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全厂断电情景下M310核电厂缓解措施分析

原子能科学技术 2014年第8期48卷 1464-1472页

作者：周克峰郑继业冯进军石俊英俞尔俊环境保护部核与辐射安全中心北京100082

全厂断电(SBO)是可能导致核电厂严重事故的典型初因事件。为研究国内M310系列核电厂应对全厂断电事故的能力,并综合考虑福岛改进行动的要求,使用严重事故分析程序MELCOR开展SBO事故缓解能力分析。通过研究主泵轴封,汽动辅助给水,一、二... 详细信息

全厂断电(SBO)是可能导致核电厂严重事故的典型初因事件。为研究国内M310系列核电厂应对全厂断电事故的能力,并综合考虑福岛改进行动的要求,使用严重事故分析程序MELCOR开展SBO事故缓解能力分析。通过研究主泵轴封,汽动辅助给水,一、二回路补水等因素,并考虑设备可用性及可到达时间,给出了影响全厂断电事故进程的关键环节。分析结果表明,改进后的M310系列核电厂可有效缓解全厂断电事故,使反应堆冷却至可控状态,避免放射性物质向环境的大量释放。

关键词：福岛核事故全厂断电福岛改进项缓解措施可控冷却状态

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浅议福岛核事故后我国的辐射环境监测

环境监测管理与技术 2013年第5期25卷 7-10页

作者：张瑜杨维耿环境保护部辐射环境监测技术中心浙江杭州310012 复旦大学放射医学研究所上海200032

概述了日本福岛发生核事故后,日本及我国辐射环境应急监测及结果,分析了我国辐射应急监测中的问题,提出完善辐射环境监测网络,加强辐射自动监测站及开展针对性辐射监测能力建设,科学规范应急预案,提升快速监测技术,加强辐射监测全过程... 详细信息

概述了日本福岛发生核事故后,日本及我国辐射环境应急监测及结果,分析了我国辐射应急监测中的问题,提出完善辐射环境监测网络,加强辐射自动监测站及开展针对性辐射监测能力建设,科学规范应急预案,提升快速监测技术,加强辐射监测全过程质量管理体系建设的建议与方法。

关键词：福岛核事故辐射环境监测辐射监测网络

2011年3月日本福岛核电站核泄漏在海洋中的传输

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海洋学报 2012年第4期34卷 12-20页

作者：何晏春郜永祺王会军 JOHANNESSEN M Ola 于雷北京大学物理学院大气与海洋科学系北京100871 中国科学院大气物理研究所竺可桢南森国际研究中心北京100029 南森环境与遥感中心皮耶克尼斯气候研究中心

使用全球版本的迈阿密等密度海洋环流模式对2011年3月日本福岛核电站泄漏在海洋中的传输以及扩散进行了数值模拟。数值模式中核废料(示踪物)排放情景采取等通量连续排放,排放时间从3月25日开始,分别持续20d以及1a,两种情形分别积分20a... 详细信息

使用全球版本的迈阿密等密度海洋环流模式对2011年3月日本福岛核电站泄漏在海洋中的传输以及扩散进行了数值模拟。数值模式中核废料(示踪物)排放情景采取等通量连续排放,排放时间从3月25日开始,分别持续20d以及1a,两种情形分别积分20a。为了减少海洋环流年际变化带来的数值模拟的的不确定性,20a的模式积分分别用2010年、1991—2011年、1971—1991年以及1951—1971年4个不同时段的NCEP/NCAR逐日再分析资料作为大气强迫场,因此每种排放情形包含4个数值试验。模拟结果的分析表明,不同核废料排放情景及其在不同时段大气资料对海洋模式的驱动下,模拟的示踪物总体的传输扩散路径(包括表层以及次表层)、传输速率以及垂直扩展的范围没有显著的差异。集合平均数值模拟的结果显示:在两种排放情景下,日本福岛核泄漏在海洋的传输路径受北太平洋副热带涡旋洋流系统主导,其传输路径首先主要向东,到达东太平洋后,再向南向西扩散至西太平洋,可能在10～15a左右影响到我国东部沿海海域,且海洋次表层的传输信号比表层信号早5a左右。通过进一步分析模式积分过程中最大示踪物浓度随时间变化发现,在积分第20a(2031年3月),海洋表层和次表层浓度的最高值分别只有模式积分第一年浓度的0.1%和1%。在积分的20a里,排放的核废料主要滞留在北太平洋海域(超过86%±1.5%的核废料在积分结束时,滞留在北太平洋),而在积分的前10a(2021年之前),几乎所有的核废料滞留在北太平洋;在核废料的垂直分布上,主要集中在海洋表层至600m的深度,在积分的20a时间里,没有核废料信号扩散至1 000m以下的深度。数值模拟的结果也表明核废料浓度减弱的强度以及演变的时间特征主要受洋流系统的影响,与排放源的排放时间长短关系不大。值得指出的是,更加准确地评估一个真实的核泄漏事故对海洋环境所造成的可能影响,还需要考虑大气中的放射性物质的沉降以及海洋生态对核物质的响应。

关键词：核泄漏海洋环流模式示踪物北太平洋副热带涡旋

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海洋放射性核素富集检测方法的研究进展

核电子学与探测技术 2017年第12期37卷 1266-1274页

作者：伍璇杨宇赵顺平李晔单光存武汉理工大学资源与环境工程学院湖北武汉430070 北京航空航天大学化学学院北京100191 环境保护部辐射环境监测技术中心浙江杭州310012 北京航空航天大学仪器科学与光电工程学院北京100191

福岛核事故后,海洋放射性核素的富集检测开始受到人们的广泛关注。本文总结和评述了目前国内外对海洋主要放射性核素的富集检测方法及不同方法的检测限、精度和优缺点,并对未来的发展进行了展望。随着核电的快速发展,研制具有选择性的... 详细信息

福岛核事故后,海洋放射性核素的富集检测开始受到人们的广泛关注。本文总结和评述了目前国内外对海洋主要放射性核素的富集检测方法及不同方法的检测限、精度和优缺点,并对未来的发展进行了展望。随着核电的快速发展,研制具有选择性的体相纳米复合材料,并将富集装置与γ谱仪等检测装置连接,对放射性核素实现实时监测是未来的研究重点和发展方向。

关键词：核电厂放射性核素富集检测实时监测

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“华龙一号”应急给水系统热工水力分析

核科学与工程 2019年第6期39卷 885-893页

作者：盛美玲丘锦萌王小希刘妍于凤云华龙国际核电技术有限公司系统与布置所

福岛核电站事故后,同时随着国内外三代核电技术的发展,国内自主研发的“华龙一号”堆型成为国内核电发展的重要革新之路。应急给水系统为重要专设安全系统之一,在事故后缓解事故后果,将核电站带到安全状态起着至关重要的作用。通过单一... 详细信息

福岛核电站事故后,同时随着国内外三代核电技术的发展,国内自主研发的“华龙一号”堆型成为国内核电发展的重要革新之路。应急给水系统为重要专设安全系统之一,在事故后缓解事故后果,将核电站带到安全状态起着至关重要的作用。通过单一故障准则分析识别出“华龙一号”应急给水系统在事故缓解中最恶劣的运行工况,并通过FLOWMASTER热工水力软件对该系统方案的设计和运行工况进行了数值验证,对系统关键参数进行了敏感性分析。分析结论表明:“华龙一号”的应急给水系统方案满足三代核电机组的安全要求;限流孔板孔径和给水流量呈线性变化的关系,“华龙一号”机组适用的孔板孔径为17.0~20.0 mm;“华龙一号”机组适用的调节阀小档开度区间为30%~45%,以及在调节阀同步调节时的流量调节敏感区域为0~50%,不同步调节时的流量调节敏感区域为20%~60%。

关键词： “华龙一号” 应急给水系统单一故障准则热工水力分析孔板孔径小档开度