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  • 简介:1引言《计量法》发布、实施以来,标准物质,特别是国家一级标准物质和科研生产、乃至国民经济、世界范围的科技金融关系已越来越为人们接受并受重视。标准物质是一种具有计量学特征的标准量具,是国内外交往中必须共同遵循的统一量具。没有它就难以统一国内外的计量,就无法进行不同国家、不同地区的交

  • 标签: 计量法 标准量具 量值传递 科技金融 计量技术规范 质量纠纷
  • 简介:梳理了核电厂氢气风险分析技术的现状;讨论了CFD方法在核电厂氢气风险分析中的优势及局限;介绍了国际上针对CFD氢气风险分析方法开展的实验项目;以EPR核电厂为例说明了CFD方法在核电厂氢气风险分析中的应用。在以上基础上,展望了核电厂氢气风险分析CFD方法的发展方向。

  • 标签: CFD 严重事故 氢气风险
  • 简介:在核电厂的日常安全管理过程中,核安全管理人员会遇到大量的安全事项,正确、快速和有效地处理这些事件和异常是保证核电厂安全运行的关键。目前核电厂和核安全监管机构都应用分级分类管理的方式来处理这些核安全相关事项,这样做可以使得安全重要度高的事项能够得到足够的关注,保证核电厂的总体安全水平。这种分级分类管理方式的重要的一环是能够正确地确定安全事项的安全重要程度。随着以概率安全分析(PSA)为代表的风险指引型安全管理方法的广泛应用,核安全管理人员可以利用风险重要程度来确定安全相关事项的重要程度。本文主要讲述了目前广泛使用的核电厂异常重要性判定方法(SDP)在开发及核安全管理中的应用,以及其对未来我国核安全管理带来的影响。

  • 标签: 核电厂 运行事件 筛选 经验反馈
  • 简介:安全评价是核电厂运行安全管理中重要的工作内容。本文运用以概率论为基础的概率风险评价方法(PSA),在分析核电厂安全评价工作特点的基础上.介绍运用PSA方法进行核电厂安全评价的一般过程与方法.最后结合大亚湾核电厂应用PSA进行设备检修的实例,说明其具有可操作性与科学性。

  • 标签: 概率风险评价 核电厂 管理方法 安全评价工作 大亚湾 设备检修
  • 简介:近年来,不确定性分析方法在核电领域越来越受到重视,然而作为系统程序的计算分析工作具有计算量大、任务繁琐、分析参数复杂、容易发生人工错误等问题。因此,建立自动化或简化方法以提高效率和降低人为错误的措施将有助于不确定性分析方法应用和发展。本文对基于SNAP平台的DAKOTA-RELAP不确定性分析方法进行了详细的介绍,并通过对典型压水堆的大破口事故进行模拟,描述了DAKOTA-RELAP5不确定性分析方法在大破口事故中应用的特点。研究表明,这种不确定性分析方法能够有效的简化程序建模和数据处理的流程,并且能够方便的对计算结果进行处理分析,可较好地提高计算效率和准确度。

  • 标签: DAKOTA RELAP 不确定性分析 大破口事故
  • 简介:文章介绍了新建液闪绝对测量装置。该装置应用TDCR原理,对纯β放射性核素活度进行绝对测量。对装置电子学线路进行详细说明,描述了多路符合插件的原理,简要介绍了探测器结构。应用该装置对3H活度进行测量,测量结果的不确定度达到0.6%(k=1),三种统计模型的计算结果与放射源标称值均在0.9%以内符合,实现了系统在绝对测量中的应用

  • 标签: 液闪 TDCR 活度 不确定度
  • 简介:本文应用商用雨排水分析计算软件PCSWMM,建立双排水系统分析模型,模拟了某核设施厂址在极端降雨工况下的地下排水和地表径流过程。模拟结果显示,该核设施厂址在500年一遇降雨下的地表最大积水深度为0.13m,与推理公式法计算结果0.10m较吻合,较真实地反映出了实际防水淹能力,采用PCSWMM的双排水系统计算方法能较好地模拟最大积水深度结果。

  • 标签: PCSWMM 双排水系统 积水深度 核设施 防水淹
  • 简介:传统使用的失水事故分析模型和方法被公认是极度保守的,它带来不必要的过量裕度,限制了运行核电厂和新建核电厂的功率提高,并限制了运行的灵活性。最佳估算方法的发展和应用为消除这些不必要的限制提供了可能。本文介绍了压水堆失水事故最佳估算方法的进展;叙述了最佳估算方法及评价方法,特别是不确定性分析方法,介绍了目前已获使用的最佳估算程序。

  • 标签: 失水事故 最佳估算 不确定性分析 CSAU ASTRUM
  • 简介:阐述了安全文化评估的基本方法,结合大亚湾核电站的安全文化量化评估实践,探讨安全文化量化评估的方法

  • 标签: 安全文化 评估 指标
  • 简介:为了实现核电厂的基本安全目标,核岛系统设置了一系列安全功能,并配置了相应胡系统和设备.这设备的鉴定对于保障核电厂设备良好运行起着重要作用.探讨了设备鉴定的目的、功能要求的确定、设备鉴定的环境条件以及重要老化机理的确定,从而给出了核电厂安全重要设备环境鉴定实施方法.

  • 标签: 核电厂 安全 设备鉴定
  • 简介:对标准装置进行期间核查是及时发现标准装置是否保持校准状态的有效手段,采用平均值控制图和标准差控制图的方法对实验室标准装置现行期间核查方法进行改进,能及时发现现行核查方法所不能发现的问题,并以活塞式压力计标准装置为实例验证了改进后的控制图法较现行方法的优点.

  • 标签: 标准装置 期间核查 控制图 改进
  • 简介:本文应用FLUENT软件对APl000的非能动余热排出热交换器和换料水箱进行了数值模拟,分析了不同c型传热管数量和冷却剂入口温度对热交换器换热性能和换料水箱内热分层、自然循环现象的影响。分析表明,总体通流面积不变,随着传热管数量增加,热交换器出口温度变小,水箱水温整体提升,热分层现象显著,自然循环趋势明显;质量流量不变,随着冷却剂入口温度的增加,入口流速增加,热交换器出口温度变大,但降温幅度也变大,水箱平均水温升高,热分层范围扩大,自然循环流速加快。

  • 标签: 非能动余热排出热交换器 换料水箱 数值模拟 FLUENT C型传热管
  • 简介:与传统的误差分析方法相比,基于抽样的不确定性及敏感性分析具有较大的优势。本工作通过耦合DAKOTA程序和水膜蒸发试验数据分析程序,开发了水膜热态试验误差分析方法,计算得到了试验目标参数水膜蒸发换热乘子的不确定性范围,并且分析了试验测量参数的不确定性对蒸发换热乘子不确定性的影响。计算结果表明,水膜入口流量、入口风速以及平板表面温度是主要的不确定性来源。这为优化试验测量系统,减小试验误差提供了定量支持。该方法可以用于其他试验误差分析以及参数重要性分析。

  • 标签: sobol方法 试验误差分析 敏感性分析 水膜蒸发试验
  • 简介:不同退火温度处理后的纳米非晶态NiB和NiP合金催化剂XAFS和XRD的结果表明,在300℃温度退火后,纳米非晶态NiB合金晶化生成纳米晶Ni和晶态Ni3B中间态;纳米非晶态NiP合金直接晶化生成稳定的晶态Ni和Ni3P。在500℃温度退火后,NiB和NiP样品都晶化为金属Ni,但NiB样品中的Ni原子周围的局域结构与金属Ni箔的几乎相同,而NiP样品由于Ni原于受到元素P的影响,生成的晶态Ni的结构有较大的畸变,结构与金属Ni相差很大。

  • 标签: XAFS方法 纳米非晶态合金 NiB合金 NiP合金 结构 镍硼合金