学科分类
/ 16
307 个结果
  • 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中检验规则不同处,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:本文结合上海核工程研究设计院核电设计质量管理工作,介绍了设计质量管理中核安全文化建设培育和实践经验,总结了设计质量管理中实施核安全文化主要措施与经验,对存在问题进行了分析,提出了改进建议。

  • 标签: 核电设计 质量管理 核安全文化
  • 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
  • 简介:调查了世界主要有核国家《原子能法》,分析了其立法目的和主要内容,发现这些国家该法基本内容和立法目的有所差别。通过对比分析,认为各国《原子能法》大致可分为3类,对我国《原子能法》制定工作提出了5条建议。

  • 标签: 原子能 立法 原子能法
  • 简介:IAEA文件No.NS-R-1-2000和我国HAF102将核电厂工况(状态)划分为正常运行、预计运行事件、设计基准事故、严重事故。美国RG1.70和我国EJ/T312将核电厂工况划分为正常运行、中等频率事故、稀有事故、极限事故。本文引述了相关文件给出各工况(状态)发生频率,分析并提供了这两种工况(状态)划分方法之间对照关系。

  • 标签: 纵深防御 核电厂工况 预计运行事件 设计基准事故 严重事故
  • 简介:本文利用Gasflow程序对非能动压水堆发生假想严重事故后。安全壳内氢气流动、分布和积聚行为进行了计算和分析,对安全壳内各房间氢气风险进行了评价并给出了降低氢气燃烧风险建议。计算结果表明,在发生大破口事故中,安全壳内氢气浓度较高区域为破损蒸汽发生器隔间,内置换料水箱隔间和上部隔间,需要设置消氢系统来降低隔间内氢气浓度。

  • 标签: 氢气行为 安全壳 Gasflow程序
  • 简介:本文在论证常规厂房在SSE作用下保持结构完整性前提下,对于常规厂房按照民用规范设计方法,进行SSE作用下保持完整性校核计算提出一个简单思路。

  • 标签: 常规厂房 SSE 民用规范 结构完整性
  • 简介:工业γ射线探伤放射源相比其他核技术利用行业用放射源,由于其体积小、重量轻、便于携带等特点,在管理不善情况下,更容易发生事故并产生较大危害。本文简要总结了我国及其他国家工业γ射线探伤应用中辐射事故教训,分析事故发生原因,提出工业探伤放射源管理建议以减少因放射源失控造成辐射事故发生。

  • 标签: 工业探伤 放射源 辐射事故
  • 简介:AP1000核电厂作为我国引进第三代核电技术已在我国多地开建,其设计中很多先进技术与理念也成为核电行业学习研究方向之一。但由于诸多原因,其他非承转单位在对AP1000设计研究与学习过程中,会遇到一些与以往不同问题,往往会引起技术消化困难。本文通过对AP1000堆芯核设计审查,发现了一个功率分布畸变问题,通过校算与研讨分析,给出了AP1000堆芯核设计报告中硼降曲线与堆芯功率分布计算工况非常规处理方式。

  • 标签: AP1000 堆芯 核设计 功率分布
  • 简介:日本福岛核事故已过去一年,核事故造成影响依然在延续,专家和学者对福岛核事故从管理、技术、文化及应急响应等角度进行了探讨和深入研究,各国监管部门进行核安全综合检查和相关压力测试,核设施纵深防御概念在延伸和拓展,从福岛核事故再次审视核安全政府、法律和监管框架,对于风险社会下核安全水平提升意义重大而深远。

  • 标签: 核安全 福岛核事故 政府、法律和监管框架
  • 简介:利用NRC安全分析软件TRACE程序以及辅助建模工具SNAP程序,建立了深水池式低温供热堆(Deep-poolLow-temperatureHeatGeneratingReactor,DLHGR)模型,进行了稳态和瞬态分析,得出了合理分析结果,并发现了设计中存在优点和不足。

  • 标签: TRACE SNAP DLHGR 安全分析
  • 简介:简要介绍了日本美滨核电厂3号机组蒸汽泄漏事故和事故原因分析,以及中国核电厂二回路运行现状和对二回路流动加速腐蚀研究现状,提出了中国应从中吸取教训并提出了建议措施。

  • 标签: 日本 美滨核电厂 蒸汽泄漏 事故
  • 简介:研究堆与核动力堆使用目的不同,决定了其在系统设计和固有安全性方面有较大不同。针对国内某研究堆一回路冷却剂泄漏事件审评,根据该堆设计特点,阐述了审评者关注问题及技术观点,并分析了研究堆与核动力堆在事件审评方面的差异。

  • 标签: 研究堆 一回路冷却剂系统 核事件分级
  • 简介:为防止田湾核电站3号、4号机组安全设施驱动系统(ESFAS)自动和手动触发信号由于软件故障没有生成,设置一套数字化安全设施驱动多样性系统(或称为手动安全驱动系统,简称MASS)提供TXS软件之外手动操作手段,在计算机化保护系统失效后执行安全功能。MASS采用一套独立处于计算机系统以外多样化硬件系统实现,从主控室发出ESFAS手动触发信号经MASS后与计算机系统形成ESFAS驱动信号经"或"逻辑处理后传送至驱动控制装置(PAC),从而可有效避免由于计算机软件共因故障而导致ESFAS不可操控。

  • 标签: 软件共因故障 TXS MASS ESFAS
  • 简介:介绍了日本核电厂新安全要求出台背景和内容概要,分析了新安全要求现阶段存在问题和需要改进方向。将日本核电厂新安全要求中内容和特点加以总结,为我国提高核安全监管水平提供借鉴和参考。

  • 标签: 福岛核事故 核电厂 新安全要求
  • 简介:目前我国部分核电厂正在开展核电厂运行许可证延续论证工作。在延续论证过程中,需要首先确定审查或论证基准文件作为安全论证基准。本文调研了国际上核电厂运行许可证延续论证体系中安全论证基准内容,并依据我国核安全监管部门相关技术政策要求,提出了我国核电厂运行许可证延续安全论证基准的确定流程、方法及具体内容建议,以期为未来我国核电厂提交运行许可证有效期限延续申请中采用适用且有效基准文件方面提供帮助。

  • 标签: 核电厂 运行许可证有效期限延续 安全论证基准 执照更新 长周期运行 当前执照基准
  • 简介:本文分析了在核电厂选址过程中应考虑核事故应急响应条件。指出这些条件也是决定厂址是否实际可取重要因素。

  • 标签: 核电厂 选址 核事故 应急响应
  • 简介:核电厂安全壳建造过程中大量采用预应力技术,预应力在设计基准内压下分布状况、损失规律直接影响到安全壳结构耐久性。介绍了某核电厂安全壳结构和预应力系统布置情况和预应力损失分析过程,以闸门洞口附近水平预应力钢柬为例进行了预应力损失计算,同时计算了5年打压试验时安全壳结构有效预应力。基于以上分析,利用ANSYS程序建立预应力混凝土安全壳有限元模型进行结构计算,对设计基准内压下有效预应力作用进行了总结。结果表明,预应力系统承担了打压试验下大部分设计内压,安全壳整体结构是安全,这些结论与安全壳预应力系统设计理念一致,可供工程设计人员参考。

  • 标签: ANSYS 安全壳 预应力 设备闸门 设计基准内压
  • 简介:美国核管会(U.S.NuclearRegulatoryCommission,简称NRC)在对非能动核电厂AP600和AP1000进行安全审查过程中,提出对非安全系统监管(RegulatoryTreatmentofNon-SafetySystem,简称RTNSS)安全要求,这是NRC对非能动核电厂监管重要特点之一。本文介绍了NRC提出RTNSS历程、监管要求和实施程序,并研究了我国非能动核电厂非安全相关构筑物、系统和部件监管方面可能存在问题,最后对于RTNSS相关安全要求与我国最新发布核安全法规一致性,作了评估说明。

  • 标签: 核电厂 非能动安全 监管 非安全相关系统监管