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中国原子能科学研究院召开第八届核设施运行管理经验交流会
第八届 核设施运行 经验交流会
2023/11/21
2023年11月17日，原子能院召开第八届核设施运行管理经验交流会。原子能院副院长朱洪涌致欢迎辞，中核集团首席专家刘森林、柯国土，以及来自国防科工局核技术支持中心、生态环境部华北核与辐射安全监督站、中核集团安全环保部、核动力院、三门核电等单位领导专家，院职能部门和院属各单位有关负责人及设施运行管理人员共计150余人参会。
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...
近日，中国原子能科学研究院堆工部运行所CARR运行室完成了整套阿尔及利亚比林堆初步安全分析报告的编写工作。比林堆初步安全分析报告是B1/B2项目的重要文件之一，是确定反应堆运行限制和条件、编制运行规程和应急计划的依据，为运行人员、用户等提供关于反应堆的基本资料，同时也是监管部门对反应堆做出独立评价的依据。整套初步安全分析报告共二十章，包括中文和英文两个版本，中英文总计100多万字。
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...
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。
介绍了深圳大学微堆几年来在安全运行的基础上为提高微堆的运行性能所进行的技术改进。目前 ,微堆在额定功率下的最大可运行时间从约 8h提高到约 4 0h ,运行性能大为提高 ,为中短寿命放射性同位素制备和活化分析应用展现了新的前景