简介：风险沟通是风险应对与风险管理的重要理念,在协调核能安全与社会公众的关系中尤为重要。本文针对相关核安全风险沟通案例,参考国内外学者的文献,厘清了风险沟通的理论发展脉络,梳理了近年来民用核设施风险沟通模型的研究成果：在此基础上进一步结合政府导向型风险沟通模型,在技术风险和感知风险两个领域中,研究了民用核设施的风险沟通模型：提出了包括风险信息的导向和专家与政府的信任建设等若干建议,并对风险社会背景下该领域研究方向进行了有益的探索。

简介：应用RELAP5—3D程序对西安交通大学的临界流实验模型进行了计算。由于RELAP5-3D程序没有考虑入口效应，在计算孔板及短管道时结果存在较大偏差。且程序采用均相热平衡声速，在低过冷度计算时结果偏低。另外过冷喷放系数对于长管道临界流计算结果的精确性有比较大的影响，需要根据经验选择合适的喷放系数。

简介：核设施放射性流出物数据是核安全监管和应急管理的重要依据之一。XML技术是实现统一流出物数据交换规范的有效工具,有利于数据的汇总、统计和分析,强化对流出物监管的时效性。本文首先介绍了XML概念、流出物数据建模方法的选择,然后着重介绍了流出物模型建立的过程,最后展示了建立的模型以及应用情况。

简介：研究了冷凝回流在压水堆中破口失水事故中的作用。使用CATHARE程序．进行了主回路冷段5．0～25．0cm的中破口失水事故分析．采用了不使用冷凝回流模型和使用冷凝回流模型两种方法。使用冷凝回流模型最多可使峰值燃料包壳温度降低约300℃。

简介：分析了核电厂人因失误动态影响因素和人因失误特性,并结合人的生理、心理因素分析了核电厂人因失误的分布规律。最后以现在运行的核电厂为依据,提出了核电厂人因失误动态作用模型。该模型可以更好地总结人因失误经验,使得人因研究成果在核电厂得到更直接的应用,更有效地减少人因失误。

简介：数字化控制是核电发展的必然趋势，核电厂数字化控制系统（DigitalControlSystem，DCS）的应用在提高核电厂系统控制能力的同时也增加了系统的复杂性，以事件链模型为基础的传统安全分析技术面临挑战。为提高核电厂DCS的安全性能，需要关注安全工程领域的新研究成果，将其引入到核电安全领域并加以研究。本文介绍一种新的基于系统理论的事故模型和过程（Systems-TheoreticAccidentModelingandProcesses，STAMP）安全模型，对比分析了其与传统安全模型的优缺点，说明了基于STAMP的风险分析（STAMP-BasedHazardAnalysis,STPA）技术的基本步骤，并根据STAMP在国内外的应用情况，对STAMP在我国核电领域的发展前景进行了展望。

简介：加速器驱动次临界系统利用散裂反应产生外源中子驱动次临界堆运行，具有次临界固有安全性，同时具备能谱硬、嬗变能力强等特点，被国际公认为核废料处理的最有效手段。ADS系统中外中子源由质子柬流轰击散裂靶产生，束流的瞬态变化将直接引起次临界堆堆芯功率的波动，从而影响整个ADS系统的安全运行。本文在调研分析国际现有的ADS束流瞬态分析模型的基础上。提出一种新型的ADS束流瞬态分析模型。基于通用CFD程序FLUENT，通过用户自定义功能（UOF）将中子动力学模型（PKM）和燃料棒瞬态热分析模型（PTM）集成进入FLUENT软件中，完成FLUENT—ADS束流瞬态分析模型开发。采用OECD／NEA发布的ADS失束事故国际基准例题进行模型验证，关键校验参数与发布结果吻合较好，最大计算误差为5．2％，与国际同类功能的计算程序相当，模型具有一定的可信度，可满足ADS柬流瞬态特性初步分析研究要求。

简介：在从美国三哩岛事故到日本福岛核事故的30多年时间里,世界各国研究人员一直在对核能公众接受性进行研究。本文对核能公众接受性的研究方法进行了梳理,分别对核能公众接受性研究方法的理论基础——社会调查方法、结构方程模型,以及现有的不同阶段核能公众接受性研究方法与其心理学本质进行了介绍和评析,按照研究深度及起始时间综合考虑,将现有研究方法分为3个阶段,并指出了这些研究方法对当下研究工作的意义,总结并展望了核能公众接受性研究方法的发展趋势。

简介：本文针对中国大陆核电厂1996—2015年期间发生的执照运行事件进行二次分析与评价，针对人因事件的根本原因因素进行标准化分类，统计分析事件中潜藏的不利趋势，剖析趋势中存在的共因因素，结合核电厂管理实际情况针对性地提出了核电厂尤其是新建核电厂人因管理工作的提升方向及措施。

简介：安全性和可靠性对于核电厂这样的大型复杂系统非常重要。而随着新技术在系统中的应用以及分析人员对失误机制的认识加深,人对系统安全的影响得到了更多的关注。在核电领域,人员可靠性分析（HRA）是概率安全分析（PSA/PRA）模型中的重要部分,经历了从仅研究行为结果,到关注认知模型和情境影响的发展过程。本文介绍了几种典型的和新开发的人员可靠性分析方法,并总结了这些方法的特点。在此基础上探讨了核电领域中人员可靠性分析方法的应用情况,最后对人员可靠性分析方法的发展趋势进行了展望。

简介：我国在核能发展的政策制定、规划研究等方面基本采用专家座谈会的方法进行研究,本文采用德尔菲法对我国未来核能发展趋势进行判断.本文对德尔菲法做了适当改进,包括邀请专家集中打分、事先设计好调查因素并在数据处理时增加了专家权威程度权重因子进行数据矫正.改进后的德尔菲法继承了其匿名性、反馈性、趋同性的主要优点,避免了改进前耗时长和调查问卷回收率低等缺点.共邀请20位有代表性的权威专家通过四轮调查之后,专家意见逐渐趋同,确定了28个影响我国核能发展的主要因素,并成功判断出14个为“十三五”期间促进我国核能发展的正面因素和14个阻碍我国“十三五”期间核能发展的负面因素.得出了“十三五”期间,我国核能发展将达到或略好于预定目标的结论,并总结了德尔菲法在我国核能发展的复杂情况下成功应用的三个关键.

简介：本文以失去交流电源事故作为计算条件,对AP1000核电厂堆芯节块模型的敏感性进行了研究.利用现有AP1000核电厂的资料建立了堆芯节块划分模型并修改了堆芯节块划分,经计算并与安全分析报告进行对比,验证了推芯节块划分模型的正确性.在获得验证的模型的基础上,通过修改堆芯节块划分,进行了模型敏感性分析.分析结果表明：堆芯节块数目的变化对事故计算的结果有较大影响,随着堆芯节块数目的减少,核电厂反应堆冷却剂系统（ReactorCoolingSystem,以下简称RCS）系统压力的下降速度降低;温度升高;堆芯补水箱（CoreMakeupTank,以下简称CMT）系统投入时间延迟非能动余热排出系统（PassiveResidualHeatRemoval,以下简称PRHR）提前工作;CMT和PRHR的最大流量显著增加.

简介：对秦山第三核电厂在2007～2009年3年中所发生的运行事件加以分析和统计,特别是使用了原因和因素图法分析典型事件的原因,并结合经验反馈分析该电厂的运行情况趋势。