搜索结果: 136-150 共查到“知识库 核安全”相关记录184条 . 查询时间(3.71 秒)
各国反应堆及临界装置事故教训
临界装置 反应堆
<
2008/12/22
一、前言 虽然,原子能技术领域中可能发生的事故并不是人们想象的那样严重,可是,应该承认,原子核事故的危害性还是很大的。事故后果不仅有可能使贵重的仪器仪表,甚至整个设备完全遭受破坏,影响重大的科学实验或生产的进行;同时也有可能造成工作人员的伤亡事故,严重时还将使附近地区受到放射性沾污。
模糊神经技术在反应堆安全研究中的应用
核反应 模糊神经技术 网络
<
2008/12/22
概要介绍了模糊神经网络技术 ,并对其在核电厂的负荷跟踪、功率分布控制、运行状况及运行参数的虚拟测量、故障诊断及瞬态识别以及核燃料的质量检查等方面的应用情况进行了综述。模糊神经网络技术在核电厂中的应用大大提高了反应堆运行的安全性和可靠性 ,展现了良好的推广应用前景
清华5MW低温核供热站反应堆物理启动监督检查及其结论
倍增周期 临界外推 临界棒栅 反应性
<
2008/12/22
一、前言 根据《中华人民共和国民用核设施监督管理条例》及其实施细则的规定,国家核安全局决定对清华5 MW低温核供热站试车、反应堆装料、临界、低功率试验和功率试验进行监督检查,并委托北京核安全审评中心组织检查组实施检查。我们参加了核供热站整个调试启动的监督检查工作。反应堆物理启动监督检查是其中一个检查项目。
田湾核电厂数字化反应堆保护系统故障模式与后果分析
数字化反应堆保护系统 故障模式 后果分析 核电厂
<
2008/12/22
从田湾核电厂数字化反应堆保护系统的结构出发，对数字化保护系统可能出现的故障种类、影响区域和故障后果等进行了详细分析,通过故障模式与后果分析（FMEA）方法，对田湾核电厂数字化反应堆保护系统是否存在设计薄弱环节作出了判断。本工作为国内数字化反应堆保护系统设计提供了一些新思路。
脉冲反应堆失水事故分析
失水事故 脉冲反应堆 模型 实时仿真
<
2008/12/22
针对脉冲反应堆的特点 ,建立了脉冲反应堆失水事故的数学模型 ,编制了脉冲堆失水事故仿真分析软件XPRLOCA。该软件具有可视化的图形人 机界面接口和实时仿真功能。利用XPR LOCA对西安脉冲堆的失水事故进行了分析计算。失水情况下的分析计算结果表明 :当破口标高低于堆芯下栅板、破口直径不大于 2 6mm时 ,燃料温度和包壳应力均低于安全限值 ;破口标高高于堆芯下栅板或破口直径大于 2 6mm时...
先进空间快堆安全特性分析
安全特性 先进空间快堆
<
2008/12/16
以200kW空间快堆RAPID－L为对象，建立瞬态分析模型，分析了在无保护超功率事故UTOP和无保护失流事故ULOF下的瞬态特性。计算结果表明:快速型锂膨胀模块（LEM）可以随着冷却剂温度变化自动快速的响应，能够在不停堆的情况下保证反应堆的安全，因此，RAPID－L具有固有安全特性。
用于压水堆安全研究的高压综合系统实验装置
压水堆安全 系统装置
<
2008/12/16
高压综合系统实验装置,是模拟秦山核电厂反应堆冷却系统,在稳态和事故瞬态期间的热工水力特性。本报告描述了装置的主要特点和模拟准则,给出了系统主要部件的设计参数,并同国外其它装置作了简要的比较。
铀水系统安全质量的简易估算法
简易估算法 铀水系统安全
<
2008/12/16
本文介绍了一种估算铀水系统(或铀与其它含氢介质的均匀混合系统)的“安全质量”,即不会产生临界安全事故的U~(235)质量的简易方法.在这个方法中,利用了带全水反射层的球形铀水系统的最小临界质量的实验数据和最佳的N_H/N_5比值.估算中采用了反应堆理论的单群模型.文末简略地讨论了方法的可靠程度,并就两个例子说明了方法的应用.
中放废液沥青固化设施安全评价
废液 沥青 安全评价
<
2008/12/16
文章对中国原子能科学研究院研制的中放废液沥青固化设施作出了安全评价。该设施在热试验运行中,工作人员所受平均外照射月剂量当量为0.136×10~(-2)Sv,个人最大外照射月剂量当量为0.390×10~(-2)Sv;释放到环境中的放射性物质远低于允许限量;把操作温度严格控制在170℃以下,避免了沥青固化物的燃爆危险。文章还简述了该设施的结构特点、主要工艺流程以及辐射防护安全措施。
中国实验快堆一级概率安全评价——事件树的建立
事件树 中国实验快堆
<
2008/12/16
基于前期对初因事件的确定和归集研究,根据初因事件组的特征及对各初因事件序列的初步分析,确定了中国实验快堆(CEFR)一级概率安全评价(PSA)报告所要建立的事件树数目、各事件树的题头事件、事件序列后果的分类等。最后,根据CEFR具体安全设计特征创建了完整的事件树,为后续事件序列的深入分析奠定了重要基础。
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
<
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。
主给水管断裂事故敏感性研究
主给水管断裂 核电厂
<
2008/12/16
文章利用RETRAN-02/MOD 002程序对秦山核电厂主给水管断裂事故进行了敏感性分析研究。着重研究了蒸汽发生器及其传热模型、破口大小、停堆时间和辅助给水进入蒸汽发生器的时间对瞬变过程的影响,并分析了主给水管断裂事故的示例工况。文章给出了这些研究的主要结果。
柱锥系统液面扰动的蒙特卡罗计算
柱锥系统 蒙特卡罗方法
<
2008/12/16
本工作是在柱—锥系统临界安全蒙特卡罗计算基础上,采用微分蒙特卡罗方法进一步计算该系统由于液面扰动所引起有效增殖因子K_(eff)的变化律,应用于临界安全计算,对提高计算效率有实际应用价值。
压水堆定期安全审评（Periodic Safety Review of PWR）
定期安全审评 符合性检查 安全再评价
<
2008/11/19
主要介绍了法国压水堆核电站定期安全审评（PSR）情况，并对我国压水堆核电站定期安全审评作一简单介绍。
关于推进风险指引型安全管理的一些思考
风险指引 概率安全评价（PSA） 运行安全管理
<
2008/11/19
本文论述了在大亚湾核电站/岭澳核电站推进风险指引型运行安全管理的必要性和可行性，简单介绍了目前国际上风险指引型运行安全管理的方法论。提出了在大亚湾核电站/岭澳核电站逐步推进风险指引安全管理的思路与步骤。