搜索结果: 1-8 共查到“核安全 设计”相关记录8条 . 查询时间(3.534 秒)
BNCT水冷调谐控制系统设计与实现
BNCT实验装置 RFQ加速腔 水冷调谐控制系统
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2022/3/15
安全壳设计导则专家咨询会在京召开(图)
安全壳设计 专家咨询会 核安全监管
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2020/1/16
近日,中心在北京组织召开了HAD102/06《核动力厂反应堆安全壳及其有关系统的设计(送审稿)》(以下简称:安全壳设计导则)咨询会。参会人员包括生态环境部(国家核安全局)、中国广核集团有限公司、华北电力大学等单位的领导、专家和代表。中心副主任柴国旱、副总工程师孙造占及相关部门人员参加了此次会议。
为进一步加强对进口核安全设备监督,生态环境部华北核与辐射安全监督站(以下简称华北监督站)按照生态环境部2019年外事计划安排,于2019年9月16日至19日对德国KSB SE公司承制的核电机组主泵设计、制造活动进行了监督检查。国家核安全局、中国核电工程有限公司等单位派员参加检查活动。
据世界核新闻网站2019年8月27日报道,美国核监管委员会(下称核管会)已对韩国设计的APR-1400先进反应堆进行了认证,认为这项设计完全符合美国的安全要求。8月26日,美国核管会向韩国电力公司颁发了APR-1400的设计证书。证书有效期为15年,可以再延期15年。
“从设计上实际消除核电厂大量放射性物质释放”研讨会召开
从设计上实际消除核电厂大量放射性物质释放 研讨会
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2015/7/9
2015年6月24-25日,由中国核学会核能动力分会和中国核学会核安全分会联合主办,环境保护部核与辐射安全中心、中国核电工程有限公司协办的“从设计上实际消除核电厂大量放射性物质释放”研讨会在北京召开。潘自强、阮可强、叶奇蓁以及130余名来自政府部门、核电集团、设计院所、大学、科研机构等20多家单位的学会会员和代表出席了会议。
安注方式对设计基准失水事故下元件包壳破损份额影响的分析
船用压水堆 MBLOCA 安注方式 包壳破损
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2012/3/28
以某船用压水堆为研究对象,采用RELAP5/MOD32程序,分析了发生在主管道冷端的极限中破口失水事故中,采取冷端、热端安注方式时不同的事故过程。引入临界管概念,确定了包壳破损临界功率因子。对全堆进行精细功率重构,确定每根燃料元件功率因子,最终确定不同安注方式下的元件包壳破损份额,并指出:对破口出现在主管道冷段的设计基准事故,热端安注能减轻事故后果,减少破损份额。
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。
新建核电厂设计中几个重要安全问题的技术政策
安全问题 核电厂设计
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2008/10/8
世界核电数十年的发展历史以及中国核电近20年的开发经验表明, 核电是一种安全、清洁的能源,迄今为止核电厂运行安全记录是良好的。然而美国三哩岛核电厂事故和前苏联切尔诺贝利核电厂事故也表明,尽管核电厂发生严重事故的频度极低,由于其后果相当严重,仍然不能忽视它的风险。