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14 个结果
  • 简介:本安全要求对充分准备与响应核应急或放射紧急事故提出要求。这些要求的应用同样是为了缓解核应急或放射紧急事故所带来的不良影响,尽管防止紧急事故的发生已做出很大努力。这些要求由政府从国家层面实施,表现方式为通过立法和设定法规,以及通过其他安排,包括分配责任(例如:向运营机构或设备活动的执行人员;向地方或国家官员;

  • 标签: IAEA No.GSR-7 核应急 运营机构 执行人员 应急组织
  • 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中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:本文对核安全领域中纵深防御概念的产生和发展做了扼要介绍,并且对纵深防御概念存在的问题和争论进行了讨论.

  • 标签: 核安全 纵深防御 多道屏障
  • 简介:AP1000核电厂作为我国引进的第三代核电技术已在我国多地开建,其设计中的很多先进技术与理念也成为核电行业学习研究的方向之一。但由于诸多原因,其他非承转单位在对AP1000设计的研究与学习过程中,会遇到一些与以往不同的问题,往往会引起技术消化困难。本文通过对AP1000堆芯核设计的审查,发现了一个功率分布畸变的问题,通过校算与研讨分析,给出了AP1000堆芯核设计报告中硼降曲线与堆芯功率分布计算工况的非常规处理方式。

  • 标签: AP1000 堆芯 核设计 功率分布
  • 简介:目前我国民用核材料安全监管尚没有国家法律的规定,现行有效的核材料管制行政法规是国务院颁布的核材料管制条例.本研究主要从我国核材料管制法规体系的现状、核安全监管独立在民用核材料管制中的具体体现以及加强核与辐射安全监管独立等方面进行了深入调研.调研结果表明,在我国民用核材料管制体系中,存在现有核材料许可证颁发没有结合核材料利用过程中的职业和公众的辐射安全、核燃料循环设施的行业主管具有民用核材料安全监管的职能、核材料安全监管职能部门之间存在一定的重复现象问题.研究也给出了加强核安全监管独立的必要,并提出了实施独立安全监管需要政府部门做出统筹计划和有效实施的建议.

  • 标签: 核安全 核安保 核材料管制 监管独立性 核材料许可证
  • 简介:本文研究了核安全规划中关于"实际消除大量放射物质释放的可能"这一安全目标要求的技术内涵,从确定论和概率论两方面提出了对"设计上实际消除大量放射物质释放的可能"的解读,给出了确定论设计和分析要求,同时,建议概率安全目标中的大量放射物质释放频率不超过1×10^-7/堆年,并建议将放射释放量超过500TBq剂量等效^131I的放射释放定为"大量放射释放"。在对比分析了CAP1400安全设计与上述要求的符合后,认为CAP1400设计可满足"实际消除"安全目标。

  • 标签: 核安全目标 实际消除 大量放射性释放 CAP1400 安全设计
  • 简介:本文利用通用流体计算软件,建立了爆破阀传热模型,采用稳态瞬态求解器对AP1000型核电厂正常工况和严重事故工况下的爆破阀传热过程进行了计算与研究。计算过程中实时监测药筒壁面最高温度随时间的变化,计算结果为验证爆破阀在严重事故工况下的可用提供了理论依据。研究结论如下:正常工况下,药筒壁面最高温度约为75℃;严重事故工况下,阀体表面与空气的对流换热系数分别采用10、50100W·m^-2·K^-1三种条件进行计算,药筒壁面最高温度分别达到95.7℃、124.8℃154.8℃。计算结果表明,严重事故期间,药筒壁面最高温度不超过160℃,不会对爆破阀所用火药性能产生重大影响。

  • 标签: 爆破阀 严重事故 传热 可用性
  • 简介:当前我国缺乏核燃料循环设施的具体洪水设防要求,使得在防洪设计方面难以找到明确的标准依据。文章总结、分析了当前中、美、国际原子能机构在核设施防洪设计旁面的标准现状,以期为修订或完善我国核燃料循环设施洪水设防标准提供参考和依据。

  • 标签: 核燃料循环设施 洪水 洪水设防标准
  • 简介:文章针对反应堆工程研究所计量具体工作如标准管理、量值传递、校准实验室运行、计量档案管理等过程中存在的问题进行了具体分析,并阐述了计量工作时效强、准确性要求高、对计量工作从业人员责任心要求高的特点,最终对于反应堆工程研究所计量工作提出了改进建议。

  • 标签: 计量工作 质量保证 计量管理 计量检定
  • 简介:核电厂严重事故工况下,对于具有双层安全壳设计的核电机组,若环形空间通风系统不能正常运转,无法形成压或无法启动事故过滤器,双层安全壳对放射物质释放的控制效果将被削弱.鉴于此,本文针对目前国际上多个第三代核电机组采用的双层安全壳设计,考虑安全壳完整并选用NUREG-1465源项作为严重事故源项,计算环形空间通风系统在不同延迟投运场景下放射物质的环境释放量,同时采用“欧洲用户要求(EUR)”文件提出的有限影响准则对严重事故的放射后果进行评价,分析环形空间通风系统的延迟投运同“大量释放”间的关系.研究结果可为严重事故下的应急响应行动放射后果评价提供参考.

  • 标签: 双层安全壳 严重事故 放射性释放 EUR 有限影响准则(CLI)
  • 简介:当前国内核电厂普遍采用EPRI型方法开展风险指引管道在役检查优化,其需要完成管段失效可能分析、管段失效后果分析风险增量计算工作,对此,本文开展探讨研究并论述其中可能存在的问题。此外,通过对风险指引型分级方法理念及WOG风险指引型管道在役检查优化方法的简要介绍和探讨,本文提出不断提高管段失效可能计算水平的要求以及结合使用风险减少因子(RiskReductionWorth,简称RRW)和风险增加因子(RiskAchievementWorth,简称RAW)完成管段失效后果分析的改进建议,以在我国当前技术水平条件下,找出一套能够恰当评价核电厂风险变化的在役检查优化方法。

  • 标签: 在役检查 风险指引 PSA
  • 简介:控制棒驱动机构(CRDM)下部Ω焊缝母材显示在焊前、焊后、水压试验后的液体渗透检测(PT)中均有出现,其形态基本为小于1mm的非线性显示,主要分布在焊缝两侧的弧段区。对显示的检测表明,原材料性能满足技术规格书的要求,同时存在C类、D类超尺寸夹杂物。PT显示部位可观察到非金属夹杂物微裂纹。结合完工报告复核、材料复验、国外供货对比等分析认为显示与超尺寸非金属夹杂物相关。显示可采取有限打磨进行处理。建议提高原材料夹杂物采购技术要求,控制原材料中Al、Si、O的含量,在失效时可考虑覆盖堆焊(OVERLAY)、夹紧装置(CSCA)的维修方式以及进行适当的在役跟踪检查。

  • 标签: 控制棒驱动机构 Ω焊缝 显示 非金属夹杂物 在役跟踪检查
  • 简介:为进一步贯彻落实《注册核安全工程师执业资格制度暂行规定》中的相关要求,本文基于J2EE架构的注册核安全工程师执业资格管理系统实现了对其规范管理以及优化了工作流程。本文对系统设计中的关键技术进行了深入研究,实现了注册核安全工程师执业资格管理工作的全程信息化和流程化,极大提高了注册核安全工程师执业资格管理工作的规范性和及时,提升了相关数据的准确和全面

  • 标签: 注册核安全工程师 人员资质 管理系统
  • 简介:与传统的误差分析方法相比,基于抽样的不确定性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分析。

  • 标签: sobol方法 试验误差分析 敏感性分析 水膜蒸发试验