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  • 简介:从两个方面探讨金属拉伸试验试样有效,一是要避免试样所具有的被测性能指标的“真值”明显地高于其所代表实际产品所具有的被测性能指标的“真值”,二是要避免试样所具有的被测性能指标的“真值”明显地低于其所代表实际产品所具有的被测性能指标的“真值”。结合核安全审评和监督过程中遇到实际问题,从不同角度解读法规条文。以理论分析为基础,并考虑到现实可操作,对今后相关核安全审评提出建议。

  • 标签: 金属拉伸试验 试样 有效性 金属材料 民用核设施
  • 简介:放射后果评价模式验证和确认是目前开发评价模式中亟待解决关键问题,本文介绍了模式验证和确认实用方法,并针对模式验证和确认中难点提出几点建议。

  • 标签: 验证和确认 核事故应急 后果评价
  • 简介:本文建议检测实验室除了达到GB/T15481-2005《检测实验室和校准实验室能力通用要求》要求外,还应进一步加强实验室管理者作用及开展5S管理和QC小组等其他质量管理活动,从而达到提高实验室管理体系有效运行目的。

  • 标签: 检测实验室 管理体系
  • 简介:本文介绍了核设施通风系统碘吸附器现场试验三种方法:放射甲基碘法、氟利昂法和环己烷法,并对这三种方法进行了比较,研究认为这三种方法均可以用于碘吸附器有效评价试验,但各有利弊,应根据各通风系统设计特点和现场实际情况来决定使用方法。

  • 标签: 碘吸附器 试验方法 放射性甲基碘法 氟利昂法 环己烷法
  • 简介:国家核安全局于2017年8月发布了《改进核电厂维修有效技术政策(试行)》,鼓励核电厂逐步开展相关维修活动优化研究,并建立维修有效和风险管理体系。本文通过对维修规则技术进行研究并对技术政策条款进行解读,使核电厂营运单位更充分地理解和执行技术政策,以推进风险指引型维修规则体系建立和实施。

  • 标签: 维修有效性 技术政策 风险指引
  • 简介:CPR1000核电厂维修冷停堆工况下如发生全厂失电,汽动辅助给水泵等不依赖动力电源设备不再可用,将增加了堆芯损坏风险。设计可利用乏燃料水池和一回路之间水位差可实现向堆芯重力补水。本文对影响乏燃料水池重力补水效率现象进行了分析,并进行建模计算。结果表明,在维修冷停堆工况下,在安全壳未打开条件下,安全壳内压力升高是降低重力补水效率主要因素;在最不利工况下,从乏燃料水池通过重力向一回路补水确保至少在2.7小时内堆芯不会裸露。

  • 标签: 全厂失电 重力补水 液泛 维修冷停堆 堆芯冷却
  • 简介:针对稳压器先导安全阀整定碟形弹簧,采用应力—强度干涉模型法进行强度可靠设计。根据可靠度计算结果,对碟形弹簧几何参数进行了调整。调整后碟形弹簧不仅满足设计变形量和承载能力要求,其可靠度也满足可靠指标分配要求。通过安全阀整定弹簧可靠设计,可避免碟形弹簧在使用过程中产生过量塑性变形,防止碟形弹簧因发生松弛对安全阀压力定值精度造成影响。

  • 标签: 稳压器安全阀 碟形弹簧 可靠性设计
  • 简介:首先针对稳压器先导安全阀定型产品开展了可靠模型研究和分析,在此基础上,采用传统机械设计方法完成了新型先导安全阀初步设计,然后针对初步设计,逐步开展机械可靠设计与分析工作项目。最后,针对工程样机进行了可靠研制试验和可靠分析评价研究。按照指数分布统计试验计算得到平均寿命单侧置信下限θL≈56>35次(置信度为95%),满足平均寿命指标要求。按照二项分布可靠度单侧置信下限计算公式,得到安全阀动作成功率置信下限为RL=0.99969(置信度为95%),满足可靠指标要求。

  • 标签: 先导式安全阀 可靠性分析 可靠性设计
  • 简介:乏燃料贮存方式主要有湿贮存和干贮存两种。本文主要调研了国内外乏燃料干贮存概况,研究了具有贮存功能混凝土筒仓和具有贮存运输功能金属容器乏燃料干贮存设施技术特点,并对二者功能、关键技术等方面进行了比较分析,指出了干贮存技术存在主要安全问题。最后,结合我国目前乏燃料离堆贮存需求对我国未来乏燃料干贮存工作提出了建议。

  • 标签: 乏燃料 干式贮存 混凝土筒仓 金属容器
  • 简介:在核燃料循环过程中,不仅会产生许多放射污染物质,同时也会产生许多非放射污染物质,比如重金属和有机物等。各种污染物存在以及污染物之间相互作用增加了污染场地修复难度,混合污染场地修复是当前场地修复所遇到一大难题。本文在总结放射以及非放射物质污染场地修复经验基础上,介绍了混合污染场地修复一些基本方法和措施,对混合污染场地修复具有一定参考价值。

  • 标签: 放射性污染 放射性和其他有害物的混合污染 修复
  • 简介:核工业总公司根据国防科工委[1994]计基字第1281号文《关于进行质量保证体系监督抽查通知》要求所有质保体系考核合格授证企、事业单位先进行自查,在自查基础上,总公司组织专人进行监督抽查。为此,总公司在科发[1994]85号文中布置了“自查”重点。此次“自查”重点是质量体系考核时遗留问题,质量体系状况更改情况,质量体系文件到位及执行情况及产品实物质量情况,并指出对“评定要点”中30项重点项要重点检查。1企业“自查”情况结止1994年,核工业总公司质量保证体系考核合格授证单位共有37个,这些单位大部分都在1994年8月底按总公司要求自查完毕。这些企业质保体系自查普遍做法如下。

  • 标签: 监督抽查 体系考核 质量体系文件 质保体系 质量保证体系 好质量
  • 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:在放射测量中,在某个时间内对样品进行测量得到计数值可以看成是一个随机变数。即使所有的测量条件都是稳定,若多次记录在相同时间,内所测到计数并不完全相同,而总是围绕着其平均值上下涨落。从理论上说,我们希望知道各个测量值所围绕着涨落那个平均值,这个值应是无限次测量取值平均值,即称为数学期望(真平均值)。而在实际测量中,我们只能进行有限次测量。一次测量值或有限次平均值都不是真平均值。它们只能在某种程度上作真平均值近似值,这样就给结果带来了误差,这是由放射核衰变统计引起,所以称为统计误差。

  • 标签: 放射性测量 标准偏差 变异系数 统计误差 置信区间 真平均值
  • 简介:1.8概率论安全评价方法及今后对安全评价展望(1)概率论安全评价方法用途及研究课题目前安全评价做法是:假设某一设计基准事件(DBE),如果发生了该事件,评价核电站行为,然后跟判断准则相比较,以判断该核电站是否符合要求,是否安全。这种评价方法是以确定论方式假定具有安全功能机器设备起作用或不起作用来评价核电站安全,对于不起作用机器设备,依据这些系统及机器设备不同功能,假设一“单一故障”,不再假设其它因素。

  • 标签: 确定论 机器设备 概率安全评价 核设施 判断准则 设计基准
  • 简介:本文采用γ谱分析法、原子吸收法和X射线衍射法研究了独居石、磷铈镧矿、钽铌矿和锆英矿冶炼固体废物放射、有毒重金属及重金属存在物相。研究结果表明四种固体废物可分别归类为极低放废物或低放废物;四种固体废物镉、铬、砷浓度均达到了土壤环境质量(GB15618)二级标准水平,但是部分固体废物中铅或汞浓度超标1~10倍,对人体健康风险不可忽视;X射线衍射分析结果发现废物部分放射核素与重金属物相结构存在较高毒性风险。本研究为伴生放射矿固体废物处置方法提供了参考依据。

  • 标签: 固体废物 放射性 重金属 伴生放射性矿
  • 简介:论述了核事故应急演习重要。根据我国实践,分析了影响应急演习检验关键环节并提出了相应改进建议。

  • 标签: 核事故 应急演习 检验性