搜索结果: 1-15 共查到“核安全 核电厂”相关记录31条 . 查询时间(0.185 秒)
法国电力公司称核电厂需要加强高温天气应对能力
法国电力公司 核电厂 高温天气 应对能力
2023/5/25
近日，法国电力公司（EDF）表示，需要使核电厂有能力应对日益增多的高温天气，防止冷却问题影响核电厂运行。法电正在考虑投资提升冷却水的储存能力。法电称，目前冷却水的储存能力充足，但从未来的角度考虑，需要提升储存能力。
为推动我国核电厂建立并有效实施维修有效性评价体系，提高核电厂维修规则工作的质量与水平，应大亚湾核电运营管理有限责任公司的申请，中国核学会核安全分会于2019年12月15日至18日组织开展了大亚湾核电厂1、2号机组维修规则同行评估。评估队由来自生态环境部核与辐射安全中心、上海核工程研究设计院、中国核电工程有限公司、中核核电运行管理有限公司、三门核电有限公司等单位的10位专家组成，他们长期从事维修规则...
为严格贯彻落实《关于进一步发挥地区监督站职能作用的通知》（国核安发〔2018〕1号）的相关要求，切实做好核设施正常换料大修的监督工作，生态环境部东北核与辐射安全监督站（以下简称东北监督站）于2019年9月16日至19日组织了红沿河核电厂4号机组第二次换料大修后临界前控制点检查，这也是今年东北监督站开展的第四次机组换料大修后反应堆首次临界前核安全检查。
核电厂信息安全研讨会在浙江三门召开（图）
核安全 信息技术
2016/5/4
2016年4月21日-22日，由中国核学会核安全分会、中国核学会核能动力分会主办，环境保护部核与辐射安全中心、中国核电工程公司协办，三门核电有限公司承办的核电厂信息安全研讨会在三门成功召开。核动力分会理事长叶奇蓁院士、核安全分会理事长刘华总工程师、三门核电有限公司党委书记钱金标、中国核学会秦昭曼处长出席会议并致辞，核安全分会常务副理事长柴国旱主持研讨会开幕。来自23个单位的100多位专家和相关人士...
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。
核电厂“半环”运行工况一回路事故进程研究
“半环”运行 丧失余热排出系统 轴封开口
2009/7/24
压水堆核电厂“半环”运行时丧失余热排出系统的事故后果非常严重。为研究该事故进程，本工作以300MW级压水堆核电厂为研究对象，对“半环”运行工况下丧失余热排出系统的事故进程进行研究。分析发现，主泵检修和蒸汽发生器人孔打开工况易因丧失冷却剂而使堆芯裸露，堆芯温度迅速升高，并引发熔堆的事故风险。而当一回路系统闭口时，系统压力将升高很快，存在系统超压风险。
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。
核电厂大破口失水事故始发严重事故的源项研究
严重事故 裂变产物 源项
2009/7/10
本工作以900MW核电厂为研究对象，利用一体化安全分析程序研究大破口失水事故始发严重事故下惰性气体类、挥发类和非挥发类裂变产物释放、迁移特性及分布状况，在此基础上，计算释入环境的源项。结果表明，几乎所有的惰性气体类放射性核素均释入环境，挥发类放射性核素释入环境的份额为10-3数量级，非挥发类放射性核素释入环境的份额为10-6～10-8数量级。计算所得源项可应用于厂外后果评价。
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...
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...
压水堆核电厂严重事故下堆腔注水措施研究
事故 压水堆核电厂
2009/3/24
针对百万千瓦级压水堆核电厂，采用一体化严重事故分析工具，对一回路冷段大破口冷却剂丧失（LB-LOCA）始发严重事故下，采取堆腔注水（ERVC）缓解措施的事故进程进行模拟，对该措施缓解堆芯熔化进程、保持压力容器完整性的有效性进行分析验证，并对影响该措施的因素进行研究。分析结果表明，在充足的水源条件下，保证一定的注水速率和水位高度，LB-LOCA始发严重事故下采取堆腔注水的缓解措施可为下封头提供有效的...
氢气催化复合器对核电厂严重事故的缓解效果
严重事故 大型干式安全壳 氢气控制 非能动催化复合器
2009/2/13
在严重事故条件下，安全壳内的氢气燃烧或爆炸威胁安全壳完整性，必须采取措施减小或消除安全壳的氢气风险。针对600MWe级核电厂的大型干式安全壳，以小破口失水诱发的严重事故序列为基准事故，计算分析了氢气催化复合器（PAR）消除安全壳内氢气的效果，及复合效应对安全壳压力温度的影响。研究表明：氢气催化复合器能够持续稳定地消除安全壳内氢气，但对于极其快速的氢气释放，它的消氢能力受到一定限制
压水堆核电厂全厂断电事故及其缓解措施
严重事故 蠕变破裂 封头
2009/2/13
以1座典型的3环路压水堆核电厂为参考对象，分别研究了发生全厂断电事故时堆芯在低压和高压状态下的损坏进程。结果表明：在考虑稳压器波动管的蠕变失效时，虽避免了高压熔堆，但低压状态下堆芯损坏更为严重，且产生更多的氢气。分析了导致这一结果的原因，提出了在堆芯出口温度达923K时的严重事故缓解措施。计算结果表明：该缓解措施能有效地延缓堆芯损坏进程，为操纵员恢复交流电源以及采取其它缓解手段赢得更多时间。
BP－RBF神经网络在核电厂故障诊断中的应用
BP神经网络 核电厂 故障诊断
2009/1/19
本工作将BP（backpropagation）神经网络与RBF（radialbasisfunction）神经网络相混合，并将其应用于核电厂的状态监测与故障诊断系统中，通过对核电厂典型故障的特征分析，建立相应的网络结构。为验证该混合网络的有效性，在核动力装置模拟器上进行了仿真实验研究，并用VisualBasic6.0编写了网络程序。研究结果表明：该混合网络具有良好的诊断准确性、实时性和可扩充性。