简介:本文扼要阐述了放射性废物处理与处置标准在中放废液大体积浇注水泥固化工程中的应用,针对GB14569.1—93《低、中水平放射性废物固化体性能要求水泥固化体》和GB7023-86《放射性废物固化体长期浸出试验》放射性废物处理与处置标准在中放废液大体积浇注水泥固化工程应用中所存在的问题进行了探讨,并提出了建议。
简介:本文介绍国内主要商用核电堆型电厂反应堆厂房涂层的安全相关属性和管理策略,简述地坑过滤器堵塞风险的研究现状,指出当前所公开的管理导则忽略了安全壳内涂层劣化,可能在基准事故工况下生成大量碎片,提高地坑过滤器的堵塞风险。并且提出了安全壳内涂层的管理策略以控制地坑过滤器堵塞风险为目的,通过涂层在基准事故工况下的生成碎片与传输能力,以及滤网堵塞的临界碎片量,量化状态评估办法。根据碎片量逼近关系和碎片传输关系,决定维修时机和维修优先级。
简介:本文通过全面梳理与分析事故容错燃料(AccidentTolerantFuel,简称ATT)研发相关政策,指出现有政策以“制造强国战略”和“能源技术革命”为主线,事故容错燃料研发对于落实上述政策具有重大意义。文章最后还对政策的统筹协调、当前政策重点、近期和中远期规划以及产品应用给出了一些粗浅建议。
简介:本文介绍了现阶段我国核安全法规体系及与核安全有关的国家和企业核技术标准体系,具体分析了我国核安全相关标准的现状、政策,并提出了建议。
简介:现有后处理设施安全相关标准陈旧,缺项较多,不适应后处理发展的需要。文章首先论述了后处理设施的安全挑战,接着简述了总体安全要求,然后从预防核临界、辐射防护、辐射监测、工业安全以及应急准备与应急响应方面分析了后处理设施的重点安全要求与安全相关标准的需求,提出了制修订标准的建议。
简介:本文通过对石墨在高温气冷堆中的运行环境进行了分析,研究了在石墨堆内构件设计中的关键问题和在高温气冷堆单个模块及其未来发展中核级石墨的需求。从原料、成型及中子辐照等角度分析了核级石墨国产化研究方向。根据核级石墨目前的研发形势,进行了风险问题分析。
简介:利用溶胶法制备出不同粒度的聚乙烯醇(PVA)包覆下的硫化亚铁(FeS)纳米颗粒,探讨反应物浓度对产物的影响。对FeS进行了物性表征,同时进行了高压衍射相变的研究。
简介:
简介:描述了我国压水堆燃料制造设施1987~2005年安全相关事件的统计和分析。结果表明,事件主要包括与安全相关的系统和重要设备故障、导致密封屏障失效或损坏事件、可能导致临界的事件和其他事件,它们占事件总数的68.9%。对事件原因和事件后果作了统计分析。最后,为减少事件的发生提出了一些建议。
简介:本文针对压水堆核电厂安全壳功能设计中的分析方法、保守假设以及相应的安全要求等方面在审评中发现的一些问题进行了进一步探讨,以确保计算得到的事故后安全壳峰值压力是保守的,保证事故后安全壳的完整性。
简介:为了保证核电建设的质量符合安全相关要求,正确地划分设备和部件的安全相关性、等级至关重要。从可操作性的角度考虑,一份完善的分析方法说明文件在判定物项的分级要求时具有重要的指导意义。本文依据国内外的相关法规和导则,阐述了物项分级的原则与方法,并结合某转动机械设备的实例,给出了分析方法的应用过程和结果。
简介:本文根据作者核安全监管工作经验和参加对东方重机违规补焊事件的调查处理工作的经历,分析了核安全设备活动中人为与组织因素方面存在的主要问题,认为人为与组织因素已经成为制约核能与核技术利用事业健康发展的一个重要因素,并提出了核安全设备活动核安全监管一些必要措施.
简介:分别测定了纯煤样和浸渍煤样的小角X射线散射,基于GBC理论假设,采用相关函数法计算了原位担载于两种烟煤上FeSO4的粒径分布,考察了助剂Na2S和尿素的添加对其粒径分布的影响,计算结果与XRD表征结果相似,FeSO4在两种煤样上的最可几粒径为4nm左右,分布范围为0.5-8nm,助剂对FeSO4粒径分布的影响较小,它们的添加主要是改变了催化剂前驱体的活性组成。
放射性废物处理与处置标准在中放废液大体积浇注水泥固化工程中的应用探讨
安全相关涂层管理策略研究
事故容错燃料研发相关政策分析
核安全相关的标准及政策概述
核燃料后处理设施安全相关标准浅析
高温气冷堆核级石墨相关问题研究
FeS纳米颗粒的制备、表征及相关物性的研究
LB膜的界面相关及生长动力学
压水堆燃料元件制造设施安全相关事件的统计和分析
关于压水堆安全壳功能设计审评的相关问题的探讨
核电厂转动机械设备及部件安全相关性判定方法初探
核安全设备活动人为与组织因素相关问题的核安全监管
相关函数法计算原位担载型煤直接液化催化剂的粒径分布