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22 个结果
  • 简介:核能是世界上主要电力能源供应支柱之一。本文比较了我国核能与其他能源的放射性影响和温室气体排放,总结了世界上3次严重核事故后果及核安全技术进步现状,分析了我国公众对核电接受度的阶段变化及特点,提出了核能发展应重视规划环评的建议。核能作为高效、清洁、低碳的基础负荷电力供应能源,是应对气候变化和支持能源需求的现实选择。

  • 标签: 核能 环境 公众 放射性 温室气体 环境影响评价
  • 简介:核电厂辐射监测设备为电厂的安全运行及公众环境的辐射安全提供了重要保障。本文从核安全辐射监测技术发展、核安全辐射测量通道发展以及核安全辐射监测设备鉴定要求等三个方面阐述了民用核安全辐射监测设备的发展趋势,为开展民用核安全辐射监测设备设计提供了有益的参考和建议。

  • 标签: 辐射监测技术 辐射监测通道 设备鉴定
  • 简介:针对国内核电设备产业链质量管理现状,需要不断改进质量管理评估手段,通过国外同行管理实践,研究建立适合国内设备产业链特点的质量管理评估标准。该评估标准的评价内容基本可涵盖管理体系中影响质量的要素,可对产业链管理体系进行全面和量化评估评估结果可给出被评估对象的质量管理综合评级水平,以及各要素的单项评价结果,便于评估方和被评估方掌握并提升管理体系中薄弱环节,同时,评估标准中给出了最佳实践参考,便于被评估方开展达标建设,持续提升质量管理水平,也可供核电行业参照实施。

  • 标签: 设备产业链 质量管理 评估标准
  • 简介:在核电工程中确定钢筋粘结锚固长度时。按中关两国标准不同的设计表达式计算取大值进行包络;弯钩锚固、机械锚固的锚固长度计算表明,一般区域我国分别为比美国大20%、50%,框架节点区域我国美国相差分别为5%、1%。针对核电中按锚固原理形成的三类锚固件,对比分析我国和美国标准中锚固件设计的规定后,在行业标准NBT20411—2017制定中形成统一的表达式。本文分析解决了中关两国锚固技术标准的不足和差异,为核电工程实施、建立规范体系和实现技术标准的统一提供参考。

  • 标签: 粘结锚固 弯钩锚固 机械锚固 锚固件
  • 简介:十八大以来,以习近平为核心的党中央将生态文明建设推向新的高度,并纳入到"五位一体"总布局中。十九大报告中提出了要推进绿色发展,构建清洁低碳、安全高效的能源体系,着力解决突出的环境问题,让天更蓝、水更绿、环境更美好。本文以此为出发点,研究在世界能源发展深刻变化的背景下,在建设美丽中国的进程中,我国发展核能的必然趋势。文章中比较了世界上主要发达国家的能源发展历程、核能发展现状,根据我国可持续能源的发展思路,从环境的迫切要求、我国电力需求、核能的突出优势以及核能安全性四方面阐述核能开发必要性。

  • 标签: 环境 能源发展 核能 电力需求 安全性
  • 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软件之外的手动操作手段,在计算机化保护系统失效后执行安全功能。MASS采用一套独立的处于计算机系统以外的多样化的硬件系统实现,从主控室发出的ESFAS手动触发信号经MASS后计算机系统形成的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的ESFAS不可操控。

  • 标签: 软件共因故障 TXS MASS ESFAS
  • 简介:目前,经验反馈已成为全球范围内各核电站安全管理的一项重要举措,其对核安全的促进作用越来越重要。本文阐述了经验反馈对核电站安全的重要意义,介绍了一些重要国际组织和国内核电站经验反馈工作的建设和运作情况.同时发现了一些问题和不足,并结合实际从中得出一些核电站经验反馈工作相关的建议,以促进经验反馈工作的不断优化。切实提高核电站的运行安全和业绩。

  • 标签: 核电站 经验反馈 核安全 交流
  • 简介:本文以贯彻执行中国共产党第十九次全国代表大会提出的加快建设美丽中国的奋斗目标和新宪法关于生态文明建设等战略部署和要求为着眼点,结合核能行业的现状和特点,分析了发展核电生态文明建设的关系,加强核安全监管建设和谐美丽中国的关系,坚持核电"走出去"与共建人类命运共同体的关系,指出了核能发展中存在的主要问题,并提出了解决问题的一些建议。

  • 标签: 生态文明 绿色发展 美丽中国 核能安全
  • 简介:《核安全》杂志创刊十五年来,始终坚持正确的政治方向和舆论导向,紧紧围绕国家核安全工作大局,大力宣传党和国家核安全方针政策和法规标准,积极研讨核安全技术和管理问题,全面反映核辐射安全监管良好实践和积极成效,及时报道国内外核安全技术状况和信息动态,为推动核辐射安全监管事业发展提供了重要技术保障和舆论支撑,成果丰硕,成效显著。值此《核安全》创刊十五周年之际,我代表生态环境部特致热烈祝贺和衷心感谢!

  • 标签: 核安全 创刊 杂志 创新 安全技术 安全监管
  • 简介:核外堆是核电站重要的保护部件之一,随着科学技术发展,对核技术要求愈发急切,介绍核外堆技术和核探测器技术应用实例。而其中探测器是核外堆重要组成部分。所以对相关技术要求也越高。

  • 标签: 核探测技术 裂变 电离室 气体探测器
  • 简介:通用粉末衍射仪是中国散裂中子源一期工程三条谱仪中的一条。它在运行的过程中会有辐射的产生,因此我们设计了人身安全联锁系统来保护工作人员的安全。本文阐述了GPPD人身安全联锁系统的设计原则、控制区划分、系统架构。对联锁PLC系统、联锁钥匙系统、联锁门禁系统进行详细的介绍。详细描述控制区进出及清场流程。最后,对调试及运行情况进行了总结。

  • 标签: 中国散裂中子源 通用粉末衍射仪 安全联锁 辐射防护
  • 简介:本文对世界铀浓缩系统主要事件/事故进行了总结思考,基于铀浓缩系统的相关设计,采用概率安全评价(PSA)技术中主逻辑图推导法,初步找出始发事件,为下一步国内铀浓缩系统的PSA工作和安全分析工作提供依据。

  • 标签: 概率安全评价 始发事件 铀浓缩系统
  • 简介:我国运行核电机组大量增加,对运行机组的监管提出了新的挑战。核电厂运行技术规格书是限定反应堆正常运行边界,确保机组运行在安全限值和事故假设范围之内的文件,严格遵守运行技术规格书对确保核安全具有重要意义。本文从法规建设、能力建设、监管成效三方面分析了我国核电厂运行技术规格书的监管现状,从标准化、精细化、自洽性等方面梳理了目前运行技术规格书监管中存在的问题和不足,并就这些问题和不足提出了针对性的对策和建议。

  • 标签: 核电厂 运行技术规格书 监管
  • 简介:在遵循核安全法规的要求的基础上,确保大修质量受控,优化大修进度管理,对大修项目进行合理控制;从历史数据中设置缓冲区模型;考虑资源约束下的大修项目管理,结合秦山核电大修实践经验,将关键链技术引入秦山核电大修项目进度管理中,具有借鉴和实践意义。期望为其它核电站大修提供有益的借鉴。

  • 标签: 核电 大修 关键链 缓冲区
  • 简介:为确定整体效应试验模拟中的重要热工水力现象,本文以AP1000为例,对AP系列非能动核电厂全厂断电工况下的事故现象进行了识别和排序。通过分析非能动全厂断电的事故进程划分了事故阶段,并基于核电厂设计进行了系统分解;通过对法规进行技术分析,获得了非能动核电厂全厂断电事故的安全要求和评判指标;通过对主回路冷却剂系统(RCS)、非能动堆芯冷却系统(PXS)内热工水力现象的识别和重要度判断,得到了非能动核电厂全厂断电事故现象识别排序表。研究结果表明:非能动核电厂全厂断电事故可分为主回路自然循环、非能动堆芯冷却系统自然循环和长期冷却三个阶段;主冷却剂系统的水体积,尤其是稳压器内的水体积是全厂断电事故中应关注的核心评判指标;在系统部件内识别出的热工水力现象,按其对评估指标的影响程度,可进行现象重要度排序。

  • 标签: 全厂断电 非能动 现象识别与排序 安全判据 事故阶段
  • 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:国家核安全局于2017年8月发布了《改进核电厂维修有效性的技术政策(试行)》,鼓励核电厂逐步开展相关维修活动的优化研究,并建立维修有效性和风险管理体系。本文通过对维修规则技术进行研究并对技术政策的条款进行解读,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的建立和实施。

  • 标签: 维修有效性 技术政策 风险指引
  • 简介:对灰色系统理论在核动力领域内的应用进行了探讨分析。结合相关学者研究成果阐述了该理论在核动力参数状态监测、故障诊断及预测控制等方面的应用:并将灰色聚类算法用于蒸汽发生器故障分析,实现了典型故障的准确诊断;采用灰色预测控制思想对稳压器压力控制方式进行了优化,可有效改善控制品质。基于相关研究成果及本人所开展的工作最后就该理论在核动力领域的进一步应用提出了几点建议。

  • 标签: 灰色系统理论 参数预测 故障诊断
  • 简介:对于核设施,国家实行许可证制度。根据核安全法规要求,在许可证申请阶段,营运单位须组织开展事故分析工作,论证核电厂的安全性。之类似,核动力船舶在船舶入级核动力装置执照申请阶段,也须开展事故分析。本文对两类民用核设施事故分析的范围和内容开展研究,并比较分析其主要差异项,相关结论可作为浮动核电厂事故分析论证及标准规范建立的参考。

  • 标签: 核电厂 核动力船舶 事故分析
  • 简介:介绍了三代非能动核电厂1E级阀门电动装置的设计及其鉴定要求,阐述了鉴定试验方案,包括基于IEEE382-2006标准的代表性样机选型和鉴定试验序列,以及电磁兼容性、热老化、热循环、辐照老化、磨损老化、正常循环加压、振动老化、抗震和设计基准事故模拟等一系列的鉴定试验方法和结果。对抗震试验、设计基准事故试验中的技术问题进行了探讨,指出了相应的解决方案和措施。通过对国内自主研制的阀门电动装置样机的鉴定试验,最终验证电动装置在核电厂服役过程中能够达到规范书的安全功能性能要求,并具有60年鉴定寿命。

  • 标签: 非能动核电厂 直流电动装置 鉴定试验 鉴定寿命