搜索结果: 1-15 共查到“核科学技术 安全分析”相关记录16条 . 查询时间(0.332 秒)
美国卡伊洛斯提交赫尔墨斯低功率示范堆初步安全分析报告（图）
美国 卡伊洛斯能源公司 高温氟化盐冷却堆
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2021/11/12
美国卡伊洛斯能源公司（KairosPower）向美国核管会（NRC）提交了高温氟化盐冷却堆（KP-FHR）的初步安全分析报告（PSAR），作为将在橡树岭建设的赫尔墨斯（Hermes）低功率示范堆的建设许可证的一部分。KP-FHR是使用三元结构各向同性（TRISO）燃料和氟化盐冷却剂的先进反应堆。Hermes装置的设计是为了实现35 MWt热功率的能力，示范低成本核供热的技术能力。
小型铅铋冷却快堆瞬态安全分析
快堆 超功率事故 失流事故 失热阱事故
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2021/2/23
本文基于多通道热工模型与功率计算模型，在快堆分析程序SARAX的基础上开发了可用于分析小型铅铋冷却快堆在无保护超功率事故、无保护失流事故及无保护失热阱事故发生时瞬态安全特性的计算功能，并利用该程序计算了在不同事故情况下，堆芯反应性、功率以及热工参数随时间的变化，分析评价了堆芯的中子学和热工水力学性能。结果表明所设计的堆芯在发生事故时具有固有安全特性。
华北电力大学2021年博士研究生初试3602高等核反应堆安全分析大纲。
我国多功能模块化小型堆示范工程通过初步安全分析（图）
多功能模块化 小型堆 示范工程 安全分析
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2020/7/29
2020年6月23日，国家核安全局在北京以主会场加视频会议形式组织了国家核安全专家委员会2020年第二季度例会，会议审议通过海南昌江多用途模块式小型堆（ACP100）科技示范工程初步安全分析报告，为海南小堆示范工程建造许可证发放创造了必要条件。这是中核集团积极贯彻落实国家战略，助力海南打造海南自由贸易区、国家生态文明试验区、国家重大战略服务保障区的重要举措，再次体现了中核集团有责任、有能力为海南未...
针对海洋环境下浮动核电站堆内燃料组件的结构安全问题，结合水动力学和结构力学，考虑燃料组件在堆内作业和海上换料两种状态，以及海洋环境下船体随机运动响应的影响，对燃料组件的结构载荷进行计算，从而校核燃料组件在堆内作业时的结构安全，并为实施海上换料作业的可行性提供理论依据。以海洋核动力平台为例，首先对平台进行时域计算，得到船体重心的六自由度运动时历曲线，然后采用远程位移方法将船体运动传递到反应堆，实现对...
近日，中国原子能科学研究院堆工部运行所CARR运行室完成了整套阿尔及利亚比林堆初步安全分析报告的编写工作。比林堆初步安全分析报告是B1/B2项目的重要文件之一，是确定反应堆运行限制和条件、编制运行规程和应急计划的依据，为运行人员、用户等提供关于反应堆的基本资料，同时也是监管部门对反应堆做出独立评价的依据。整套初步安全分析报告共二十章，包括中文和英文两个版本，中英文总计100多万字。
核安全所自主研发核电站安全分析软件已达国际先进水平
核安全 核电站 软件
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2013/7/18
2013年7月5日，由中国核能行业协会组织的“秦山第三核电厂风险监测器系统(TQRM)自主研发”成果鉴定会在中国科学院核能安全技术研究所召开。来自清华大学、环境保护部核与辐射安全中心、上海核工程研究设计院、中科华核电技术研究院、中国核电工程公司、中广核核电运营管理有限责任公司等单位十余名领域内权威专家与会，对核安全所开发的核电站风险监测器系统进行鉴定，项目合作单位秦山第三核电有限公司、中核核电运行...
中国科学院核能安全技术研究所自主研发核电站安全分析软件达国际先进水平
自主研发 核电站 安全分析软件 国际先进水平
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2013/7/15
2013年7月5日，由中国核能行业协会组织的“秦山第三核电厂风险监测器系统(TQRM)自主研发”成果鉴定会在中国科学院核能安全技术研究所召开。来自清华大学、环境保护部核与辐射安全中心、上海核工程研究设计院、中科华核电技术研究院、中国核电工程公司、中广核核电运营管理有限责任公司等单位十余名领域内权威专家与会，对核安全所开发的核电站风险监测器系统进行鉴定，项目合作单位秦山第三核电有限公司、中核核电运行...
核电厂概率安全分析中动态可靠性方法综述
动态可靠性 概率动力学 蒙特卡罗模拟 离散动态事件树
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2012/5/23
用动态可靠性方法弥补传统事件树/故障树方法的不足，补充和完善现有核电厂的可靠性与安全性评估，已成为核电厂概率安全研究的一新发展点。近30年来，动态可靠性已具有相对成熟的理论基础——概率动力学，并形成了蒙特卡罗（MC）模拟和离散动态事件树（DDET）两类主要方法。本文简要介绍动态可靠性理论和方法的研究现状与技术特点，并对未来趋势进行分析。
球床模块式高温气冷堆核电站的概率安全分析框架
概率安全分析框架 高温气冷堆 释放类
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2010/5/4
通过对国际上相似堆型概率安全分析(PSA)框架的调研，结合球床模块式高温气冷堆(HTR-PM)自身设计特点，提出以始发事件为起点，以事件序列为主干，以释放类为终点的HTR-PM的PSA一体化事件树框架。分析表明，HTR-PM在PSA框架上的特点主要由其设计特点决定。
船用核动力装置净化系统运行安全分析研究
船用核动力 运行安全分析 净化系统 事故处理
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2010/7/6
基于船用核动力装置运行安全的需要，阐述运行安全分析研究的特点和重要性。开发了核动力装置全范围运行分析软件，并对一回路净化系统典型事故进行了运行分析，给出了事故判别和处置的措施。所用运行分析软件和方法可满足船用核动力装置动态特性分析、事故处理规程制定和验证等工作的需要。
燃料组件铁路运输栓系系统安全分析
燃料组件 运输 安全分析
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2009/5/19
某反应堆燃料组件的运输采用铁路运输，燃料组件运输容器的代号为MTR-D，采用栓系系统固定运输容器。针对燃料组件运输容器MTR-D，已经完成了正常和事故条件下的安全性分析。为论证栓系系统是否满足强度方面的要求，是否能够保证货包不会前后、左右以及垂直方向的移动，本工作采用经验公式，计算了运输过程中货包承受的力，同时校核了压紧螺杆的稳定性。计算结果表明，运输栓系系统能满足铁路运输燃料组件的要求。
中国先进研究堆ATWS事故缓解系统设计改进安全分析
系统设计 中国先进研究堆
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2008/12/16
以中国先进研究堆(CARR)最严重的失控提棒ATWS为例,对CARR事故缓解系统设计改进造成的影响进行分析。分别就不同的失控棒最大速度和不同的落棒模式(自由落体和1.5s掉落)进行分析计算,找出CARR对失控提棒ATWS所能承受的最大棒速,确定了4mm/s的控制棒最大提升速度。对失控提棒ATWS事故采用保守分析模型进行了敏感性分析。分析结果表明,这种设置和棒速是合理的、安全的。
秦山核电厂安全分析因素的定期安全审查（The Periodic Safety Review of Safety Analysis of Qinshan Nuclear Power Plant）
秦山核电厂 定期安全审查 安全分析
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2008/10/29
介绍了秦山核电厂首次定期安全审查中安全分析因素的审查方法、范围，审查过程中碰到的难点和解决办法，并介绍了审查的基本结论和核电厂拟采取的纠正行动。