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308 个结果
  • 简介:为对我国核电厂选址、水资源论证及用水指标提供参考,本文调研了美国核电厂冷却方式、取水量和相关水资源问题,分析了美国在核电厂取水等方面的法规标准要求。美国核电厂水资源条件有较大差别,近年来部分地区已开始逐步淘汰直流循环冷却方式。分析了不同冷却类型核电厂取水水平,直流循环冷却方式和自然通风冷却方式取水水平分别约为4.8xl0-2m3·S-1·MW-1和1.2x10.-3m3·S-1·MW-1。

  • 标签: 美国 核电厂 取水水平 水资源条件
  • 简介:对于蒸汽发生器传热管破裂事故,现有的分析主要是计算对于环境释放量,并分析至一、二回路压力平衡,而未对冷却至安全停堆状态进行研究。SGTR长期分析采用CATHARE程序以原有瞬态分析为基础,将分析拓展至安全停堆状态,并额外地考虑丧失厂外电和一些非安全级系统不可用情况下事故处理策略。分析结果表明:对于我国CPRl000系列堆型,与SGTR短期阶段不同,在事故长期阶段分析对事故缓解必须考虑非安全级系统或设备投入,这就与设计基准事故分析保守性要求不符。本文为此对我国CPRl000系列核电厂提出管理建议。

  • 标签: SGTR 事故分析 长期阶段
  • 简介:我国在核能发展政策制定、规划研究等方面基本采用专家座谈会方法进行研究,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.改进后德尔菲法继承了其匿名性、反馈性、趋同性主要优点,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正面因素和14个阻碍我国“十三五”期间核能发展负面因素.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复杂情况下成功应用三个关键.

  • 标签: 德尔菲法 改进 匿名 问卷 判断
  • 简介:核空气净化系统用于保护工作人员和公众免受空气中含有的放射性粒子和放射性气体危害。高效空气过滤器(HEPA)作为核空气净化系统核心部件,是污染空间和环境之间最后一道屏障,需要严格测试以保证系统有效性。本文梳理了民用核燃料循环设施(铀纯化/转化、铀浓缩、铀燃料元件制造、后处理)运行过程中放射性有害物质特点,针对典型核空气净化系统研究了HEPA特性与检测方法,分析了HEPA验收试验与监督试验存在问题,对审评和监督提出了相应建议。

  • 标签: 核燃料循环设施 高效空气过滤器 试验要求
  • 简介:硼中子俘获治疗装置核心是一台强流质子加速器,在加速及打靶过程,产生中子和γ射线会在加速器屏蔽体和中子测量室内形成较高辐射剂量,假如人员误入正在产生脉冲辐射高辐射区,将会造成严重的人身伤害事故。本文设计了一种针对该装置辐射安全联锁系统,综合使用PLC、门禁系统和联锁钥匙,结合各自优点,实现一个安全性能高、稳定性好、操作简便安全控制系统,避免人员误入或误留在高辐射区而受到照射,保证工作人员的人身安全。本文介绍了该系统架构、主要设备、工作流程和核心联锁信号。

  • 标签: 硼中子俘获治疗 PLC 联锁 辐射
  • 简介:对灰色系统理论在核动力领域内应用进行了探讨与分析。结合相关学者研究成果阐述了该理论在核动力参数状态监测、故障诊断及预测控制等方面的应用:并将灰色聚类算法用于蒸汽发生器故障分析,实现了典型故障准确诊断;采用灰色预测控制思想对稳压器压力控制方式进行了优化,可有效改善控制品质。基于相关研究成果及本人所开展工作最后就该理论在核动力领域进一步应用提出了几点建议。

  • 标签: 灰色系统理论 参数预测 故障诊断
  • 简介:龙卷风是在核电厂选址、设计和安全评价需要考虑重要外部自然事件,对于可能发生龙卷风厂址区域,应对设计基准龙卷风进行评价。本文针对我国7个滨海厂址,按照核安全导则HAD101/10龙卷风风险度评价方法,计算了7个厂址设计基准龙卷风风速,并定量分析了设计基准龙卷风风速对拟合样本区间和高强度样本评级敏感性。结果表明,高强度级别的龙卷风累积频数分布是否满足对数线性规律决定了设计基准龙卷风风速计算结果稳定性。对于计算结果不确定性较大厂址,本文给出了评价应关注问题和采取对策。

  • 标签: 设计基准龙卷风风速 累积频数分布 拟合强度区间 富士达评级 敏感性
  • 简介:对于核设施,国家实行许可证制度。根据核安全法规要求,在许可证申请阶段,营运单位须组织开展事故分析工作,论证核电厂安全性。与之类似,核动力船舶在船舶入级与核动力装置执照申请阶段,也须开展事故分析。本文对两类民用核设施事故分析范围和内容开展研究,并比较分析其主要差异项,相关结论可作为浮动核电厂事故分析论证及标准规范建立参考。

  • 标签: 核电厂 核动力船舶 事故分析
  • 简介:基于竖向地震动在核动力厂抗震分析及其在设备抗震试验鉴定重要性,本文总结了中国核电工程引用法规在竖向地震动方面的规定,依据各个法规内容解读可能确定竖向地震动,从而确定了4种相应竖向地震反应谱。最后,结合中国核动力厂地震安全性评价要求以及压水堆M310、EPR、AP1000和CAP1400等机组竖向地震动设计实际情况,说明竖向地震动选取应区分近场、远场地震影响,中国现用法规和规范仍需进一步完善竖向地震动选取规定。本研究结果可为我国核动力厂抗震设计和核安全审评提供参考。

  • 标签: 核动力厂结构 设备抗震鉴定 竖向地震动 水平向地震动
  • 简介:文章简要介绍了全国核与辐射安全监管信息系统前期规划建设情况,包括基本建设内容、系统总体架构、以及工作中发现影响和制约工作开展主要问题,并提出了建议。

  • 标签: 核安全 信息系统 辐射安全 监管
  • 简介:结合IAEA文件No.NS-R-1《核动力厂安全:设计》(SafetyofNuclearPowerPlants:Design)一些下层导则,总结了新版HAF102《核动力厂设计安全规定》在安全要求上一些新变化,认为其主要是针对新一代核电厂设计安全要求。

  • 标签: 中国 核电厂设计 核电厂安全 国家核安全局 反应堆安全
  • 简介:压力管卧式重水反应堆(CANDU6)具有相互独立冷却剂系统和慢化剂系统。慢化剂系统将堆芯高能裂变中子慢化到能维持持续裂变所需热中子水平,并将慢化中子过程中产生热量带出。在反应堆大修期间,需要对再循环冷却水系统(RCW)进行检修,则需要并投入其备用系统,但是RCW备用系统仅对反应堆冷却剂系统进行冷却,不提供慢化剂系统热交换器冷却水。所以在RCW备用系统投入情况下,慢化剂系统丧失冷却。为判断在此情况下慢化剂温度变化情况,本文对CANDU6大修期间慢化剂系统丧失冷却情况下温度变化进行分析并与试验结果进行比较,评估是否会由于温度过高而导致系统失效。

  • 标签: 慢化剂系统 热负荷 换热系数 温升
  • 简介:探讨了核安全一些基本问题,概要描述了近期国际上核安全观念变化,提出了合理确定核电厂安全水平应该考虑一些因素和我国目前应采用核电发展路线.

  • 标签: 核安全 核电厂 安全水平
  • 简介:通过对AP1000技术与传统压水堆物项安全分级、抗震分类、规范等级和质量保证分级4种分级方法、依据、参考标准和适用范围等进行比较分析,得出AP1000各种分级既保证安全,又经济合理,而且提出AP1000技术国产化过程,应制定符合国情质量保证分级方法和相应质量保证要求。

  • 标签: 安全分级 抗震分类 规范等级 质量保证分级
  • 简介:本文基于WGOTHIC程序对非能动安全壳冷却系统(PassiveContainmentCoolingSystem,简称PCS)原型及其整体性能试验台架进行建模,分析了基准工况和恶劣工况下安全壳内压力变化和传热特性变化过程。结果表明:恶劣工况下PCS系统冷却能力受到了一定限制,使安全壳在事故初期冷却降压速率略有下降,但从长期来看仍可有效实现安全壳降温降压。事故后安全壳内热阱吸热速率迅速下降,通过安全壳内壁面冷凝吸收热量比例逐渐增大,最终通过安全壳壳体壁面“冷凝—导热—蒸发”通道载出能量速率和事故破口输入能量速率将达到平衡。

  • 标签: 非能动安全壳 比例分析 传热特性 整体试验台架
  • 简介:本文介绍了核电厂电气二次系统技术发展趋势及其面,临网络安全威胁问题;分析了国家能源局对核电厂电气二次系统安全防护部署强制性技术监管要求;通过解析核电厂电气二次系统设备现状,研究出一种可实际部署在核电厂电气二次系统信息安全监管平台方案,并进一步探讨了该方案后续发展趋势。

  • 标签: 前置机 堡垒机 信息安全监管平台 主动安全 被动安全
  • 简介:通过分析高温气冷堆反应堆压力容器内壁非开口浅表性缺陷易漏检原因、对比设计文件及检验和验收标准检验规则不同处,制定防止漏检措施并进行有效验证,验证发现核1级厚板超声波检验除标准要求直射法检验外,需增加斜射法检验才能达到良好检验效果。

  • 标签: 高温气冷堆反应堆 压力容器 浅表性缺陷 检验规则
  • 简介:以秦山第二核电厂1、2号机组和田湾核电厂1、2号机组为例,对国内已运行压水堆核电厂在调试阶段进行安全壳喷淋试验时所采用两种方式进行了比较分析,总结出两种喷淋试验方法各自优缺点,可为国内新建核电机组安全壳喷淋系统调试试验提供借鉴。

  • 标签: 安全壳喷淋系统 调试试验 压水堆核电厂
  • 简介:简要描述了美国核电厂运行技术规格书发展过程,对近期跟踪几项美国西屋压水堆核电厂运行技术规格书修改做了简要介绍,并对修改内容进行了探讨。

  • 标签: 西屋压水堆 运行技术规格书 修改