搜索结果: 1-15 共查到“核科学技术 秦山”相关记录63条 . 查询时间(0.114 秒)
国内首个商用堆同位素研发平台落地秦山（图）
商用堆 同位素 秦山
2023/5/4
2023年4月23日，秦山核电在秦三厂112大修中顺利完成国内首个商用堆同位素研发平台安装、冷态调试和系统标识，标志着国内首个商用堆同位素研发平台建成。
秦山核电有限公司与机械制造系统工程国家重点实验室交流（图）
秦山核电有限公司 机械制造系统 国家重点实验室 西安交通大学
2021/7/15
2021年7月9日，秦山核电有限公司（以下简称：秦山核电）副总经理尚宪和等领导一行7人来访机械制造系统工程国家重点实验室（以下简称：实验室）。实验室主任李涤尘、副主任贺健康等人参加交流会。
秦山核电站增容获国家批准（图）
秦山核电站 增容 国家批准
2020/3/30
2020年3月24日，国家能源局浙江监管办公室正式向秦山核电有限公司核发新的电力业务许可证（发电类），批准同意秦山核电30万千瓦级核电机组电力业务许可容量由310兆瓦变更为330兆瓦。这是秦山核电30万千瓦级核电机组自2018年通过实施汽轮机、发电机通流优化更新及增容等技术升级改造，实现机组整体提效增容目标以来，继2019年获得国家能源主管部门批复后，再次获得国家能源监管部门的认可。至此，秦山核电...
秦山核电提前完成2019年度发电任务（图）
秦山核电 2019年度 发电任务
2020/1/2
截至2019年12月29日12：34，秦山核电9台机组今年累计安全发电517．78亿千瓦时，提前2．5天完成了中国核电下达的2019年度发电目标，并有望创造全面投产以来的年度发电量新高。
2019年全国核科普教育基地经验交流会在秦山召开（图）
2019年 全国核科普教育基地 经验交流会 秦山
2019/11/30
2019年11月28-29日，2019年全国核科普教育基地经验交流会在秦山核电基地召开，秦山核电副总经理尚宪和及20家荣获全国核科普教育基地的单位代表共计30余人参会。会议邀请了长期从事影像医学与核医学的临床、教学和科研，代表该领域国际前沿水平的田梅教授，中国核学会监事、海盐县核电办原主任徐浏华进行专题讲座，会议由中国核学会副秘书长王志主持。
秦山第三核电厂人因可靠性分析
人因可靠性分析 THERP+HCR 比较分析
2011/2/12
人因可靠性分析（HRA）是概率安全评价（PSA）的重要组成部分。秦山第三核电厂（简称秦山三核）初版HRA由加拿大原子能公司（AECL）完成，其采用的HRA方法为简化的ASEPHRA。为获得更符合秦山三核运行状态实际的HRA结论，本工作对秦山三核重新进行了HRA分析，并增加了事件间的相关性分析。在对国际HRA方法比较研究的基础上，秦山三核HRA采用了规范化的THERP+HCR分析方法。新分析所得数...
2010年10月21日，中核集团秦山核电二期扩建工程３号机组正式投入商业运行。
秦山核电二期扩建工程废液排放系统的排放阈值分析
废液排放系统 排放浓度 指标
2009/10/11
分析了核岛废液排放系统（TER）和常规岛废液排放系统（SEL）的废液排放在线监测阈值和槽式排放活度浓度，论述了废液排放系统的放射性总量控制和废液排放浓度的再线监测要求，最终分析确定了秦山核电二期扩建工程的废液排放浓度指标。
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...
用ICARE2程序模拟秦山核电厂熔渣床的形成
核电厂 严重事故 熔渣床
2009/1/9
以小破口失水加全厂断电事故为例,用ICARE2V3mod1.3程序分析严重事故早期压力壳内堆芯的破坏以及熔渣床的形成过程。分析结果表明:堆芯部件从4832s开始损坏后逐渐形成熔渣,并可清晰显示熔渣床的形成过程;在事故发生10000s后,总共形成约30000kg固态熔渣和10000kg液态熔渣。由于堆芯的冷却条件差,使得整个堆芯的损坏进程很快。
秦山核电站考验元件燃耗的辐照史校正计算
燃料元件 燃耗 核电厂 辐照史校正
2009/1/4
通过实验测得反应堆停堆时刻裂变产物~(137)CS、~(148)Nd等监测体的浓度值,进而推算出辐照燃料元件的燃耗值是通常采用的方法。它需要若干参数,如裂变产物的平均裂变产额,反应(n,γ)的修正量,放射性裂变产物的堆内衰变修正量,可裂变核素的平均裂变能量等。这些参数都同燃料的辐照历史紧密关联。本文概述了上述参数的计算方法并给出了计算结果。方法的主要特点是:1.以考验元件的实际参数为输入数据;2....
秦山核电站考验元件中~（239）Pu和~（241）Pu的测定
燃料元件 双裂变电离室 ＨＰＧｅγ谱仪
2009/1/4
文章描述用双裂变电离室和ＨＰＧｅｒ谱仪测量辐照后燃料元件中和质量的原理及方法，并给出秦山核电站考验元件中和质量测量结果。
秦山核电站考验组件单棒燃耗测量
燃耗 轴向分布 监测体 同位素比值
2009/1/4
应用燃耗监测体法（以￣（１３７）Ｃｓ和￣（１４８）Ｎｄ为监测体）和重同位素比值法测量秦山核电站考验组件中２号元件棒的燃耗。沿元件棒铀向不同位置切割出７个切片作为分析试样。由￣（１４８）Ｎｄ监测体法和比值法得到的燃耗值相互符合得很好。￣（１３７）Ｃｓ法的结果却存在一些差别。根据燃耗轴向分布曲线计算出全棒平均燃耗值为２．５７×１０￣４ＭＷｄ／ｔ（Ｕ），误差１．７％。此外，还测量Ｐｕ的含量和同位素比值...
秦山Ⅰ期核电厂全厂断电事故源项研究
射性裂变产物 源项
2008/12/30
利用MELCOR程序分析秦山Ⅰ期核电厂全厂断电事故进程中放射性裂变产物的行为，研究不同性质的裂变产物各自的释放、迁移和最终分布状况。同时计算了向环境释放的源项。这些数据可用于事故的厂外后果评价。
秦山核电厂各种控制棒弹棒事故的审核计算
点堆模型 热工水力和燃料棒瞬态分析 安全准则
2008/12/30
利用瞬态热工水力分析程序RETRAN02和燃料棒瞬态分析程序FRAPT6,按安全准则的要求,对秦山核电厂各种可能发生的控制棒弹棒事故进行了审核计算。事故工况包括寿期初满功率和零功率以及寿期末满功率和零功率,给出了这4种工况下的事故序列。计算结果符合安全准则要求。