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33 个结果
  • 简介:本文对核安全领域中纵深防御概念产生和发展做了扼要介绍,并且对纵深防御概念存在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:国内外较为普遍地应用浸渍活性炭吸附去除放射性碘,最常用浸渍剂是碘化钾和三乙撑二胺,能有效提高活性炭吸附去除放射性甲基碘效率。而浸渍剂三乙撑二胺将活性炭除碘性能提高同时,也会由于其浸渍含量不同而不同程度地降低活性炭着火点,另外三乙撑二胺解吸和高温分解也会影响到浸渍活性炭除碘性能。考虑到三乙撑二胺挥发损失,为保证活性炭浸渍后除碘效率,推荐采用真空干燥三乙撑二胺浸渍活性炭。鉴于三乙撑二胺浸渍剂固有缺陷,建议深入开展浸渍剂替代品研究。

  • 标签: 气态流出物 放射性碘 活性炭 浸渍剂 着火点 解吸
  • 简介:与传统误差分析方法相比,基于抽样不确定性及敏感性分析具有较大优势。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不确定性范围,并且分析了试验测量参数不确定性对蒸发换热乘子不确定性影响。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:在发生CAP1400非能动核电厂事故1个月后,仅通过非能动空气流道可实现安全壳冷却。设计上,要求空气流道气动特性尽可能不受外界环境风影响。本文应用STAR-CCM+软件对大型先进非能动核电厂CAP1400实际1∶1模型进行计算流体力学(ComputationalFluidDynamics,简称CFD)分析,研究环境风速、风向、温度等因素对空气流动特性影响,分析结果表明CAP1400具有风中立特性。

  • 标签: 环境风 空气流道 风向中立
  • 简介:风险沟通是风险应对与风险管理重要理念,在协调核能安全与社会公众关系中尤为重要。本文针对相关核安全风险沟通案例,参考国内外学者文献,厘清了风险沟通理论发展脉络,梳理了近年来民用核设施风险沟通模型研究成果:在此基础上进一步结合政府导向型风险沟通模型,在技术风险和感知风险两个领域中,研究了民用核设施风险沟通模型:提出了包括风险信息导向和专家与政府信任建设等若干建议,并对风险社会背景下该领域研究方向进行了有益探索。

  • 标签: 民用核设施 风险沟通 技术风险 感知风险
  • 简介:本文介绍了秦山核电基地针对日本福岛核事故后我国核电厂安全改进行动设计一种应急补水装置;通过对核电厂严重事故状态下应急补水要求所做技术分析,进行了装置整体方案设计及专用设备选型,并做了相应创新设计.经过核电厂现场试验测试,验证了该装置满足设计要求,可以在丧失交流电源情况下为核电厂提供应急补水从而为在严重事故情况下核电厂安全提供保障.

  • 标签: 核电厂 福岛核事故 应急补水 移动式装置
  • 简介:本文简要介绍了核电厂安全壳电气贯穿件以及相关鉴定标准,并着重介绍了IEEE317标准演变历程。阐述了基于IEEE317标准电气贯穿件鉴定试验方案制定,并针对AP/CAP系列核电电气贯穿件鉴定提供了鉴定试验序列实例。结合实践经验,分析讨论了按照IEEE317标准实施鉴定试验过程中存在问题及解决方法。相关研究结果可为核电行业应用IEEE标准开展核电设备鉴定提供借鉴。

  • 标签: 电气贯穿件 设备鉴定 IEEE 317标准 型式试验
  • 简介:文章从核燃料系统人身伤害事故统计出发,得出影响安全运行水平重要因素,利用模糊层次分析模型建立了适用核燃料制造企业安全预警系统,实现了安全生产水平动态监控和预警÷该系统建立过程中固化形成工作流程及工作成果,可以作为"考评标;住"有效补充,可供系统内其他参评企业借鉴、参考。

  • 标签: 安全生产预警系统 安全生产标准化 核燃料制造企业 层次分析
  • 简介:由于运行规程文件体系复杂性、运行规程对核电厂安全运行重要性,为了充分保证运行规程正确性和规范性,实现核电厂运行规程标准化开发是十分必要.本文基于规程体系和内容结构分析,对CAP系列核电厂运行规程标准化开发需求进行了分析,通过程序设计和代码实现开发了规程标准化开发工具并建立了规程标准化开发平台.规程开发人员能够通过平台应用使开发出规程文件标准化、规程重要技术内容信息化,并在后台实现数据管理.实践表明,运行规程标准化开发平台能够有效提高规程质量和开发效率,满足核安全法规对运行限值和条件跟踪、配置管理要求,能够从设计源头降低主控室操纵员出现人因失误可能性,对保障核电厂运行安全有重要意义.

  • 标签: 规程 标准化 运行安全 平台开发
  • 简介:本文叙述了我国概率安全分析数据库创建工作过程,对国家核安全局发布《中国核电厂设备可靠性数据报告(2015版)》内容进行了详细说明,并与国外通用数据库进行了对比分析.最后,总结了概率安全分析数据库平台应用情况和概率安全分析数据库下一步工作内容.通过创建概率安全分析数据库,采集整理核电设备可靠性数据,并在进一步研究基础上,建立健全了核电行业可靠性标准体系,为我国核电行业在保证安全性、可靠性基础上高速发展提供了重要支持.

  • 标签: 概率安全分析数据库 平台 采集 应用
  • 简介:本要求编制基于《核能安全基本原则》,本要求针对所有能够导致人们受到来自核设施与活动辐射风险的人类活动。核设施包括:核电厂;其他核反应堆(例如:研究用反应堆、临界装置);浓缩装置和燃料制造装置;产生UF6转化装置;放射性燃料贮存和后处理厂;放射性废物管理装置,能处理、存储和处置;生产、加工、使用、处理货存储放射性材料任何地方;用于医疗、工业、研究以及其他用途放射性装置,和其他安装辐射发生器地方;

  • 标签: 核设施 放射性废物管理 转化装置 放射性材料 临界装置 矿石开采
  • 简介:本文以广东某核电厂设计基准风速的确定过程为例,通过对不确定因素深入分析以及校核计算验证,探讨了设计基准风速确定过程中值得注意几个常见问题。根据法规对确定核电厂设计基准相关要求,本文对核电厂设计基准风速确定过程中不确定因素处理提出了建议,并讨论了相应取值原则。

  • 标签: 核电厂 设计基准风速 特大值 不确定因素
  • 简介:国际原子能机构(IAEA)依托已有的核安全标准,开展设计安全评估服务(DSARS)得到了业内广泛认可,通用反应堆设计评估(GRSR)即是其中一种:文章首先对IAEA核安全标准三个层次及其主要内容进行简单梳理,然后结合已经开展了GRSR评估活动,对评估流程、内容、结论等方面进行介绍,同时还对评估过程中专家重点关注内容进行了简单归纳,最后给出了开展GRSR评估指导性意见。

  • 标签: IAEA 安全标准 通用反应堆 设计评估
  • 简介:目前我国民用核材料安全监管尚没有国家法律规定,现行有效核材料管制行政法规是国务院颁布核材料管制条例.本研究主要从我国核材料管制法规体系现状、核安全监管独立性在民用核材料管制中具体体现以及加强核与辐射安全监管独立性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职业和公众辐射安全、核燃料循环设施行业主管具有民用核材料安全监管职能、核材料安全监管职能部门之间存在一定重复现象等问题.研究也给出了加强核安全监管独立性必要性,并提出了实施独立性安全监管需要政府部门做出统筹计划和有效实施建议.

  • 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:我国在核能发展政策制定、规划研究等方面基本采用专家座谈会方法进行研究,本文采用德尔菲法对我国未来核能发展趋势进行判断.本文对德尔菲法做了适当改进,包括邀请专家集中打分、事先设计好调查因素并在数据处理时增加了专家权威程度权重因子进行数据矫正.改进后德尔菲法继承了其匿名性、反馈性、趋同性主要优点,避免了改进前耗时长和调查问卷回收率低等缺点.共邀请20位有代表性权威专家通过四轮调查之后,专家意见逐渐趋同,确定了28个影响我国核能发展主要因素,并成功判断出14个为“十三五”期间促进我国核能发展正面因素和14个阻碍我国“十三五”期间核能发展负面因素.得出了“十三五”期间,我国核能发展将达到或略好于预定目标的结论,并总结了德尔菲法在我国核能发展复杂情况下成功应用三个关键.

  • 标签: 德尔菲法 改进 匿名 问卷 判断
  • 简介:核电质量保证体系是一套能够确保核电产品质量满足要求管理体系。如何建立一套行之有效质保体系,是核电制造企业面临首要任务之一。文章以完善《核电厂质量保证安全规定》(HAF003)核电质保体系为基础,从吸收借鉴国军标(GJB)、美国工程机械协会(ASME)法规,汽车行业标准(TS)、职业健康标准(OHSAS)、质量管理体系(IS09001)相关要求入手,着重介绍了几种方法在完善核电质保体系具体应用。

  • 标签: 核电设备 质保体系 方法
  • 简介:龙卷风是在核电厂选址、设计和安全评价中需要考虑重要外部自然事件,对于可能发生龙卷风厂址区域,应对设计基准龙卷风进行评价。本文针对我国7个滨海厂址,按照核安全导则HAD101/10中龙卷风风险度评价方法,计算了7个厂址设计基准龙卷风风速,并定量分析了设计基准龙卷风风速对拟合样本区间和高强度样本评级敏感性。结果表明,高强度级别的龙卷风累积频数分布是否满足对数线性规律决定了设计基准龙卷风风速计算结果稳定性。对于计算结果不确定性较大厂址,本文给出了评价中应关注问题和采取对策。

  • 标签: 设计基准龙卷风风速 累积频数分布 拟合强度区间 富士达评级 敏感性
  • 简介:AP1000核电厂作为我国引进第三代核电技术已在我国多地开建,其设计中很多先进技术与理念也成为核电行业学习研究方向之一。但由于诸多原因,其他非承转单位在对AP1000设计研究与学习过程中,会遇到一些与以往不同问题,往往会引起技术消化困难。本文通过对AP1000堆芯核设计审查,发现了一个功率分布畸变问题,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非常规处理方式。

  • 标签: AP1000 堆芯 核设计 功率分布
  • 简介:核电机组重要厂用水泵房作为核电厂重要取水构筑物,属于抗震I类物项.为了评价某泵房不均匀地基安全性,本文分别建立了不均匀地基平面应变和三维有限元模型,对其进行了施工阶段与正常运行期间非线性静力沉降计算.此外,本文从谐响应动力求解方法基本概念出发,基于粘弹性人工边界场地模型,进行了三维自由场地动阻抗计算,以上结果均与假想均质地基结果进行对比分析,为下一步泵房结构抗震计算分析提供了依据.

  • 标签: 核电站厂房 不均匀地基 静力沉降 地基动阻抗