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核科普：核反应堆燃料安全（图）
核反应堆 燃料安全 堆芯
2021/2/22
核电站利用反应堆中发生核裂变抛射原子释放的能量用来发电。原子分裂时形成的许多副产品不稳定(放射性)，释放粒子或伽马射线以趋向稳定性。这些放射性物质可以产生能量。无论是在运行中的反应堆堆芯、停堆时堆芯、释放后的乏燃料池中的堆芯，还是从乏燃料池卸载后的干储存中，燃料释放的能量必须及时进行清除，否则会产生过热损坏燃料。
核科普：核反应堆燃料安全（图）
核科普 核反应堆 燃料安全
2021/2/22
核电站利用反应堆中发生核裂变抛射原子释放的能量用来发电。原子分裂时形成的许多副产品不稳定(放射性)，释放粒子或伽马射线以趋向稳定性。这些放射性物质可以产生能量。无论是在运行中的反应堆堆芯、停堆时堆芯、释放后的乏燃料池中的堆芯，还是从乏燃料池卸载后的干储存中，燃料释放的能量必须及时进行清除，否则会产生过热损坏燃料。
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。
本文提出了一种新型的反馈控制——状态微分反馈控制，并用于设计负荷跟随运行模式下的反应堆控制系统。设计过程依赖于控制棒位置的积分控制和控制棒速度的状态微分反馈控制两种控制系统之间的等价性，这一关系被证明并总结为定理。数值仿真结果表明，所设计的反应堆功率的状态微分反馈控制系统具有很好的负荷跟随模式性能。
基于Matlab/simulink程序，针对小型直接布雷顿循环反应堆系统，通过模块化思想建立该系统数学物理模型，开发了系统分析程序。通过改变反应堆、透平、压缩机、换热器等关键设备的运行参数或引入阶跃扰动，模拟了系统稳态工况与瞬态变工况运行，得到了关键设备功率、进出口压力、温度等关键参数的变化曲线。结果表明，系统分析程序对小型直接布雷顿循环反应堆系统稳态与瞬态运行特性的模拟结果较合理，能为小型直接布...
国际原子能机构(IAEA) 7月2日称，根据IAEA对向它报告的人工放射性核素混合的技术分析，最近在北欧检测到的放射性同位素水平轻微升高，很可能与正在运行或维修的核反应堆有关。IAEA排除了泄漏与放射源处理不当有关的可能性。它也不太可能与核燃料加工厂、乏燃料池或辐射在工业或医药中的使用有关。但释放的地理来源尚未确定。
国家核安全局近日发布关于释放海阳核电厂2号机组第一次换料大修后反应堆首次临界控制点的通知，国核安发〔2020〕74号，详情如下：
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。
第五届中韩反应堆热工水力国际研讨会圆满落幕（图）
第五届 中韩反应堆热工水力国际研讨会 反应堆热工水力 核电安全
2011/10/24
2011年10月10日至12日，由中核核反应堆热工水力技术重点实验室主办的第五届中韩反应堆热工水力国际研讨会(WORTH-5)在四川峨眉召开。来自中国核学会(CNS)、中国核动力研究设计院(NPIC)、中国原子能科学研究院(CIAE)、西安交通大学(XJTU)、上海交通大学(SJTU)、华北电力大学(NCEPU)、哈尔滨工程大学(HEU)、中国科学院应用物理研究所、浙江大学(ZJU)、上海核工程研...
第八届国际反应堆热工、运行和安全会议召开（图）
中国核学会 第八届 国际反应堆热工、运行和安全会议
2010/10/15
由中国核学会主办，上海交通大学承办的第八届国际反应堆热工、运行和安全会议（8th International Topical Meeting on Nuclear Thermal-Hydraulics, Operation and Safety）于2010年10月10-14日在上海浦东裕景大饭店成功召开。本次会议总共收到来自中国、日本、韩国、德国、美国、中国台湾等26个国家和地区的240篇论文。为...
反应堆中核安全级管道的安装技术问题讨论
反应堆 管道 安装 质量
2009/9/30
反应堆中管道种类繁多，布置复杂，安装难度大。本文针对影响反应堆安全的一回路管道以及其它压力管道安装中的一些关键技术问题进行讨论，主要涉及管道、阀门、密封件等的安装与试验，预判安装中可能发生的问题，并提出了应采取的处理措施。
秦山核电厂反应堆保护系统及其相关设备数字化改造规划和实施策略
反应堆保护系统 数字化 改造 规划
2009/4/7
秦山核电厂采用数字化技术改造了基于模拟技术的反应堆保护系统。与此同时，采用同一数字化安全仪控平台对堆外核测系统进行了改造。文章结合该厂原有系统的历史和现状，在广泛了解目前国际上数字化安全仪控平台的发展状况、国外核电厂在该领域的应用现状的基础上制定适合秦山核电厂工程实际的改造规划和“以我为主，中外合作，充分利用国内技术力量”的实施策略。分析了影响和制约在役核电厂反应堆保护系统及其相关设备改造的主要因...
反应堆启动安全问题的近似分析
近似分析 安全问题 反应堆
2008/12/22
从设计反应堆控制保护系统的角度出发,讨论了用简单的解析方法求解启动过程中反应堆功率和周期变化的问题。在反应堆控制保护系统的设计中,选择初步方案时没有必要采用繁琐的严格计算方法。利用文中提供的方法能很快地给出具有一定准确度的结果。
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。