搜索结果: 1-15 共查到“核安全 核电站”相关记录18条 . 查询时间(0.221 秒)
一项新成果将大幅提高我国核电站应对极端自然灾害能力
核电站 极端自然灾害 中国广核集团
2014/5/26
中国广核集团2014年5月24日表示，由该单位承担的国家能源应用技术研究及工程示范项目《核电站非能动应急高位冷却水源系统》在大亚湾核电基地通过了技术验收。验收专家组认为，项目团队历时3年开展的这项研发，其设计、土建、施工、调试、安全分析及功能验证均符合相关标准。投入应用后，将大幅提高我国核电站应对极端自然灾害的能力。
核安全所自主研发核电站安全分析软件已达国际先进水平
核安全 核电站 软件
2013/7/16
2013年7月5日，由中国核能行业协会组织的“秦山第三核电厂风险监测器系统(TQRM)自主研发”成果鉴定会在中国科学院核能安全技术研究所召开。来自清华大学、环境保护部核与辐射安全中心、上海核工程研究设计院、中科华核电技术研究院、中国核电工程公司、中广核核电运营管理有限责任公司等单位十余名领域内权威专家与会，对核安全所开发的核电站风险监测器系统进行鉴定，项目合作单位秦山第三核电有限公司、中核核电运行...
中外专家羊城探讨核电站地震安全
核电站 地震安全 战略方针 防震科学
2012/11/24
2012年11月22日，由中国工程院主办的“国际工程科技发展战略高端论坛——核电站地震安全”在广州举行。国内外近百名从事核电站和防震减灾工程研究的专家齐聚羊城，探讨如何构建地震（海啸）中安全的核电站。中国工程院原副院长杜祥琬致辞时谈到，希望通过本次论坛，各国专家可为国家科学制定核电发展规划和地震安全的长期战略方针提供咨询建议，并促进地震（海啸）中核电站安全保护理论和技术的进步与发展。
编者按：1986年4月26日凌晨，前苏联切尔诺贝利核电站4号机组发生爆炸。事故对当地居民的生活带来严重影响，其释放出的放射性物质几乎飘散到了整个欧洲地区。这是人类和平利用核能史上最大的事故。
2011年3月19日，由中国科协主办，中国核学会、中华预防医学会等单位联合承办的“科学家与媒体面对面”活动在中国科技会堂成功举办，来自新华社、人民日报、光明日报、经济日报、科技日报、中央人民广播电台、中央电视台、北京电视台、人民网、中国网等三十余家主流媒体的记者参加了本次活动。
2011年3月19日，由中国科协主办，中国核学会、中华预防医学会等单位联合承办的“科学家与媒体面对面”活动在中国科技会堂成功举办，来自新华社、人民日报、光明日报、经济日报、科技日报、中央人民广播电台、中央电视台、北京电视台、人民网、中国网等三十余家主流媒体的记者参加了本次活动。
球床模块式高温气冷堆核电站的概率安全分析框架
概率安全分析框架 高温气冷堆 释放类
2009/10/12
通过对国际上相似堆型概率安全分析(PSA)框架的调研，结合球床模块式高温气冷堆(HTR-PM)自身设计特点，提出以始发事件为起点，以事件序列为主干，以释放类为终点的HTR-PM的PSA一体化事件树框架。分析表明，HTR-PM在PSA框架上的特点主要由其设计特点决定。
基于自适应AR模型的核电站松动件报警方法
自适应AR模型 松动件 报警
2009/9/10
为能快速准确地检测到核电站一回路零部件的松动或脱落，提出1种基于自适应AR（auto-regressive）模型的松动件报警方法。该方法利用自适应AR模型跟踪一回路中背景噪声的变化，先对信号进行白化处理，再计算白化后信号的短时均方根（RMS），设置RMS动态阈值实现报警。采用秦山核电站一号机组背景噪声和松动件碰撞信号叠加进行了仿真试验，结果表明，该方法能够在低信噪比和噪声复杂变化的条件下快速检测出...
核电站工程模拟器用于SGTR事故仿真分析研究
SGTR 事故仿真 安全分析
2008/12/30
核电站数值反应堆系统(DRS)是基于轻水反应堆瞬态系统分析程序RELAP5的工程模拟器。本工作使用该工具模拟恰希玛(CHASHMA)核电站蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故,对30min不干预和30min内干预分别进行计算。仿真过程及计算结果验证了数值反应堆系统是进行核电厂仿真和分析的有效工具。
PWR核电站严重事故情况下放射性碘化学和安全喷淋
放射性碘
2008/10/8
通过对压水堆(PWR)核电站在严重事故情况下放射性碘的化学形态、喷淋过程中碘的化学行为、碘化物的辐射化学和喷淋液与材料的相容性论述,论证了秦山核电站安全壳喷淋添加剂(NaOH)的不可缺少。
关于核电站安全的计算机程序(上)
计算机程序 核电站安全
2008/10/8
本文在列出196个有关核电站安全的计算机程序的基础上,对一些重要程序进行了分析和评论。这些计算机程序可以用于轻水堆核电站的事故分析,风险分析,堆芯熔化分析,安全壳分析,放射性释放和转移分析,以及事故下的环境分析。所有程序均有对应的文献可供参阅。
关于核电站安全的计算机程序(下)
计算机程序 核电站安全
2008/10/8
三、堆芯严重事故分析程序堆芯严重事故(Severe Accident,以下简称SA)是指反应堆堆芯遭到严重破坏甚至熔化的事故。在核电站设计、安全审批和运行中至今只考虑设计基准事故(Design Rase Accident,简称DBA),即认为堆芯不遭到严重破坏,能保持住可冷却的几何形状。NRC最近提供了三里岛核电站二号堆堆芯的电视录象和分析,堆芯上半部已经坍塌(占全部体积26％),形成一个大空穴...
核电站安全问题的若干重要动向
安全问题 核电站
2008/10/8
国际原子能机构于1982年9月13日至17日在维也纳召开了国际核动力经验会议,52个国家和9个国际组织的1100名代表和观察员参加了大会。我国也派遣了观察员参加了会议。 会议回顾了世界三十年核动力的发展历史,全面总结了核动力各个领域的经验。这次会议有七个主要议题: 1.核动力规划的制定和发展;
基于神经网络和概率安全分析的核电站故障诊断
核电站
2008/10/8
对基于神经网络和概率安全分析 (PSA)的故障诊断模型进行了研究 ,利用部分参数建立了模型和编制了相应的网络程序 ,并提出了利用PSA的成果和其定量化的指标分析简化诊断对象 ,取得了很好的效果。
岭澳核电站乏燃料密集贮存的核安全评价（Nuclear Safety Evaluation on High Density Spent Fuel Racking in LNPS ）
核安全 岭澳核电站
2008/9/18
乏燃料密集贮存是岭澳核电站建造过程中实施的一项设计改造。这项改造涉及燃耗信用值准则在临界计算中的应用以及热工水力、机械设计、辐射屏蔽和土建结构等方面的安全分析，属于安全重要修改项目。本文给出岭澳核电站乏燃料密集贮存核安全评价的内容综述。