学科分类
/ 3
50 个结果
  • 简介:MELCOR程序是美国NRC在安全评审中使用的一体化系统分析程序,早期主要用于轻水堆严重事故分析。近年来,该程序逐渐用于高温气冷堆的石墨腐蚀、裂变产物行为和石墨粉尘等物理现象方面的研究。本文介绍了在最新版本的MELCOR2.1程序,针对高温气冷堆特点所进行的扩展和开发,以及MELCOR程序在高温气冷堆(HTGR)事故分析的计算流程。

  • 标签: MELCOR 2 1 高温气冷堆 超设计基准事故 新进展
  • 简介:介绍了核电厂蒸汽发生器设计应考虑的安全问题,包括传热管材料的选择、支撑板材料与结构设计、防振架材料与结构设计、管子与管板的连接和热工水力结构的改进设计。最后还介绍了ALWR—URD对蒸汽发生器设计的要求。

  • 标签: 蒸汽发生器 设计 安全 传热管材料 结构设计 安全问题
  • 简介:核电厂温排水对生态环境造成的负面影响(即热污染)日益引起社会的关注,本文分析了当前核电厂温排水热污染控制研究的现状及存在的不足。建议从水生态影响评价方法学、改进预测温排水扩散的数值模拟方法和物理模型试验的不足,以及对近海水温遥感测量方法的适应性调整等方面开展进一步研究,为核电厂热污染的控制和监管提供技术基础。

  • 标签: 温排水 热污染 生态影响 数值模拟 物理模型试验 遥感温度测量
  • 简介:本文以广东某核电厂设计基准风速的确定过程为例,通过对不确定因素的深入分析以及校核计算的验证,探讨了设计基准风速确定过程中值得注意的几个常见问题。根据法规对确定核电厂设计基准的相关要求,本文对核电厂设计基准风速确定过程不确定因素的处理提出了建议,并讨论了相应的取值原则。

  • 标签: 核电厂 设计基准风速 特大值 不确定因素
  • 简介:本文介绍了高压输变电工程的环境影响和防护标准,讨论了我国在高压输变电工程环境影响评价存在的一些问题,尤其是对防护标准的理解和使用的问题,并指出这些问题可能导致出非预期的负面结果。

  • 标签: 输变电工程 环境影响 防护标准
  • 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。

  • 标签: 核电安全分析 STAMP STPA 展望
  • 简介:国内某核电厂运行技术规范规定反应堆功率运行模式下“一回路系统压力维持在155±1bar.a”,但反应堆冷却剂系统正常压力调节可能导致一回路压力超出此范围。文中对一回路压力的调节原理进行了分析,列举了相关文件的技术要求,回顾了运行技术规范的发展历史,最终说明运行技术规范的内容不适当。最后,给出了运行技术规范关于一回路压力管理的建议。

  • 标签: 一回路压力 运行技术规范 期望值
  • 简介:水法后处理工艺过程涉及很多化学反应,反应条件和反应产物不同,需要关注的化学安全问题也不同。描述了后处理主工艺不同阶段的化学反应,分析了各阶段应关注的主要化学安全问题,为商用后处理厂的设计和事故分析提供参考。

  • 标签: 后处理 工艺 化学安全
  • 简介:电厂运行状态(POS)分析的目的是将核电厂低功率停堆运行这一连续的动态过程离散化,这是用事件树表示发展事故序列的必要条件。以某300MW参考核电厂的设计、运行经验、操作规程等基础做为参考,采用相关准则进行详细的POS分析,得到合理的POS,并根据该参考电厂实际运行情况计算得到每个POS的持续时间。这项工作为开展低功率及停堆工况PSA奠定了重要的基础,其分析方法和內容为国內开展此项工作提供了参考。

  • 标签: 低功率及停堆工况PSA 电厂运行状态分析 POS的持续时间
  • 简介:火灾概率安全评价(PSA)是评估核电厂风险并发现薄弱环节的有效工具,详细的火灾情景分析是其中一个重要环节。在火灾概率安全评价的火灾隔间定量筛选的过程,火灾隔间的分析通常较为保守,为使结果更贴近核电厂实际,有必要对风险重要的火灾隔间进行详细的火灾情景分析。通过确定特定的火灾情景,分析火灾的发展蔓延并评估火灾情景的发生频率,从而为最终的火灾风险定量化提供基础。本文探讨了详细火灾情景分析在火灾概率安全评价的应用,并以单一火灾隔间为例阐述分析方法,为核电厂火灾概率安全评价工作提供支持和参考。

  • 标签: 火灾概率安全评价 火灾隔间 火灾情景
  • 简介:简要探讨了我国地区监督站职责符合性监督和审评性监督问题,并结合核安全法规的价值理论,详细论述了地区监督站在核电厂特殊事件的作用.本文所指"特殊事件"是指除会导致核电厂事故应急的其他偏离核电厂正常运行的或大修管理的事件或事故,包括电厂执照运行事件.指出地区监督站应建立应对核电厂特殊事件的集体决策机制,以便正确理解和履行法规赋予的职责,有所为而有所不为,为核安全监管起到应有的作用.

  • 标签: 职责 价值 事实判断 特殊事件 监督
  • 简介:以稳压器模态分析校核为例,校核设计者的计算结果,为核安全审评提供依据。使用3种ANSYS单元对稳压器进行模态分析,比较结果的差异并作出总结。

  • 标签: 核安全 稳压器 模态分析 核电厂 审评
  • 简介:以秦山核电厂一期工程反应堆为例,运用基于蒙特卡罗方法的MCNP程序建立了模拟计算模型,构建出反应堆压力容器内堆芯组件成分及排布,利用MCNP程序的KCODE卡计算了反应堆可燃毒物棒数量和位置的变化对有效增值系数Keff值的影响。结果表明,在不考虑控制棒和化学补偿控制对反应堆Keff值影响的情况下,随着可燃毒物棒数量的增多,Keff值呈线性下降的趋势,当毒物棒的布局由密到疏时,Keff值由大变小,这与理论结果一致。

  • 标签: 核反应堆 可燃毒物控制棒 有效增值系数 MCNP
  • 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的核安全文化建设的培育和实践经验,总结了设计质量管理实施核安全文化的主要措施与经验,对存在的问题进行了分析,提出了改进建议。

  • 标签: 核电设计 质量管理 核安全文化
  • 简介: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的危害。本文简要总结了我国及其他国家工业γ射线探伤应用的辐射事故教训,分析事故发生原因,提出工业探伤放射源的管理建议以减少因放射源失控造成的辐射事故的发生。

  • 标签: 工业探伤 放射源 辐射事故
  • 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,得出了合理的分析结果,并发现了设计存在的优点和不足。

  • 标签: TRACE SNAP DLHGR 安全分析
  • 简介:对核电厂中发生的几起止回阀失效案例进行了分析,阐述了"基于概率风险分析目标对止回阀相关设计应用单一故障准则"的论点。

  • 标签: 单一故障准则 止回阀 事故 失效
  • 简介:重点研究了NUREG-1860推荐的F—C曲线,阐述了建立该曲线的考虑,详细说明了F—C曲线的频率和后果限值的确定方法,简要对比了下一代核电厂(NGNP)使用的F—C曲线和英国健康和安全委员会(HSE)推荐的F—C曲线,论述了如何使用F—c曲线确定许可基准事件(LBE)使其满足监管限值和监管要求,同时,给出了对我国风险指引型监管技术研究的建议。

  • 标签: F-C曲线 风险指引型监管 LBE 概率风险评价
  • 简介:核设施流出物监测和环境监测体系是核设施安全体系的重要组成部分,随着我国核电建设的不断发展,监测技术和能力也得到了长足的发展,但仍然存在一些问题。通过对低水平监测存在的问题的分析,并调研美国和欧盟对此问题的处理方法,给出我国解决监测探测限问题的思路和建议。

  • 标签: 核设施 流出物 环境 监测 探测限
  • 简介:描述了青海放射源被盗事故破损放射源的现场定值测量的方法,分析了测量存在的主要不确定度的大小,为该事故处理提供了重要的技术支持,对今后放射源丢失事故的处理特别是现场定值测量提出了建议.

  • 标签: 放射源 被盗 活度 现场定值测量