搜索结果: 1-8 共查到“核安全 安全壳”相关记录8条 . 查询时间(0.144 秒)
2020年5月13日，“华龙一号”全球首堆中国核电福清核电5号机组安全壳整体性试验顺利完成。
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
2020/1/9
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。
核电厂严重事故下安全壳通风导致放射性后果的快速评价
严重事故 安全壳通风 放射性后果 快速评价
2009/7/17
提出一种严重事故下安全壳通风导致放射性后果的快速评价方法。通过预先计算通风后安全壳的释放份额和1%初始堆芯总量释入安全壳时的公众个人终身剂量，以及通过事故下安全壳的辐射监测仪表间接得到堆芯向安全壳的释放份额，能够快速评价厂外不同距离处公众的个人终身剂量，它可为严重事故的管理和厂外应急策略的实施提供强有力的支持。
先进核电厂半球顶安全壳抗震分析
安全壳 有限元分析 SSE工况
2009/5/15
安全壳是核电厂反应堆主厂房的围护结构，是防止设计事故发生时放射性物质扩散的最后一道屏障，是确保核电厂安全的关键设施。因此，必须在设计中考虑到安全壳在可能的、会引发重大核事故的意外荷载作用下的工作性能。地震是核电厂整个使用过程中有可能出现的自然灾害之一，并可能引发重大事故，所以，必须对安全壳结构进行严格的抗震性能分析，设计要保证预应力混凝土安全壳能够承受SSE作用而不被损坏。本文通过有限元模型的计...
核电厂安全壳喷淋系统反冷CCW的可行性分析
设备 冷却水
2008/10/29
针对核电厂在失去重要厂用水后,用换料水箱通过安全壳喷淋系统管线、喷淋泵和喷淋热交换器构成冷却回路,以反冷设备冷却水系统进行了分析。分析结果表明:夏天反冷是很难成功的;在冬天,只要操纵员在8min内及时切除不必要的热负荷,反冷是可以成功的。
秦山核电厂安全壳对主蒸汽管道破裂事故的响应
安全壳 秦山核电厂
2008/10/8
一、概述 核电厂安全壳是防止事故后放射性物质大量释放到坏境的最后一道屏障,是保护公众免受超剂量放射性照射的关键设施。人们对安全壳的重要性虽已认识有年,但得到明显事实验证的却是近年发生的美国三哩岛事故和苏联切尔诺贝利灾害性核事故。由表1可知,安全壳的有无对公众的影响是截然不同的。
压水堆事故期间不同核素对安全壳内辐射监测仪表示值的贡献
堆芯损伤评价
2008/10/8
事故期间安全壳内的辐射水平是堆芯损伤评价和进行防护决策的重要依据,计算不同堆芯状况下安全壳内辐射监测仪表示值是应用该方法的前提条件。文章比较了正常冷却剂释放、间隙释放和堆芯熔化状况下不同核素对安全壳内辐射监测仪表示值的相对贡献。在安全壳内无喷淋情况下,安全壳内辐射监测仪表示值主要来自碘和惰性气体;安全壳内有喷淋情况下的辐射监测仪表示值主要来自于惰性气体。
我国第三代核反应堆安全壳完成模型试验
核反应堆 安全壳 结构模型试验
2006/5/19
2006年5月18日，在清华大学土木工程系大型结构实验室，我国第三代核反应堆安全壳完成了结构模型动态抗震试验。承担该项目的上海核工程研究设计院副总工程师王明弹说，动态试验的完成标志着我国首个具有自主知识产权的第三代核反应堆安全壳完成设计分析和试验工作，即将应用于我国自主开发的百万千万瓦核电厂工程中。