搜索结果: 61-75 共查到“知识库 核安全”相关记录184条 . 查询时间(2.382 秒)
核工程中的不符合项控制
核工程 不符合项 控制
2009/10/11
本文从不符合项的分类入手，介绍了核工程建造过程中不符合项的发现、处理、关闭等工程经验，希望能为从事核工程建设的质保人员、管理人员、工程技术人员提供一些借鉴和帮助。
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。
基于模糊逻辑方法的人误风险严重度识别
模糊逻辑 人误 风险评价
2009/9/21
在系统的可靠性和安全评价中，不仅要关注硬件或软件失效引起的风险，而且要关注由人误引起的风险。本工作考虑人误可能对系统带来的风险，建立一种基于模糊逻辑方法的人误风险评价模型，识别人误风险的严重度及优先性。该方法不仅考虑人误概率，且将人误影响概率与后果严重度二因子整合到人误风险评价模型中，以满足概率风险评价的最终目的。同时，该方法能模拟系统复杂的行为历程，处理主观、模糊以及不确定的信息或知识，较传统的...
脉冲堆余热导出安全性实验研究
脉冲堆 余热导出 安全性 实验
2009/9/20
实验研究了脉冲堆余热导出的安全性，给出了停堆后燃料芯体温度和堆水池散热能力随时间变化的实验数据及其分析方法和结果。实验及其分析结果表明，脉冲反应堆余热导出是安全的。
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...
An Overview of Westinghouse Realistic Large Break LOCA Evaluation Model
Westinghouse Realistic LOCA Evaluation Model
2009/9/3
Since the 1988 amendment of the 10 CFR 50.46 rule in 1988, Westinghouse has been developing and applying realistic or best-estimate methods to perform LOCA safety analyses. A realistic analysis requir...
International Standard Problems and Small Break Loss-of-Coolant Accident (SBLOCA)
International Standard Problems SBLOCA
2009/9/3
Best-estimate thermal-hydraulic system codes are widely used to perform safety and licensing analyses of nuclear power plants and also used in the design of advance reactors. Evaluation of the capabil...
利用可选择源项分析大破口失水事故的放射性后果
可选择源项 大破口失水事故 设计基准事故 放射性后果
2009/8/25
阐述了应用可选择源项分析设计基准事故放射性后果的基本方法，并以900MW核电厂为研究对象，利用一体化安全分析程序分析大破口失水事故的放射性后果，包括主控室、非居住区边界和低人口密度区外边界的剂量计算，并与美国核管会(NRC)管理导则1.183中的剂量准则相比较，结果均在可接受值之内。
西安脉冲堆大破口失水事故分析
脉冲堆 大破口失水事故 安全分析
2009/8/25
分析了西安脉冲堆大破口失水事故的特点，建立了适用的数学模型，编制了计算程序。结果表明：在大破口失水事故下，部分燃料芯体最高温度将超过设计限值，但不会发生燃料元件熔毁事故。
断电事故对核主泵安全特性影响的试验研究
反应堆冷却剂泵 核安全 全厂断电 安全评价
2009/7/24
介绍了国内外反应堆冷却剂泵在发生各种事故情况下的理论及试验研究情况，针对核主泵断电惰转过程中的瞬态水力特性进行了试验研究，对试验结果进行了讨论。介绍了用于断电试验的试验设备及试验方法，着重分析了惰转过程中流量、转速、振动参数，并用四次多项式拟合的方法模拟惰转过程的流量、转速随时间的变化。试验结果表明：在断电瞬间，泵的流量和转速迅速下降，试验结果符合安全标准规定；轴承座位移振动在断电瞬间突然加强，...
高温气冷堆蒸汽发生器传热管断裂事故进水量分析
高温气冷堆 传热管断裂 进水
2009/7/24
模块式高温气冷核反应堆是一种安全性好、发电效率高的先进核反应堆。蒸汽发生器传热管断裂导致一回路进水的事故对于高温气冷堆是特有的，可能导致高温石墨燃料和构件与水发生化学反应，引起放射性物质释放和大量可燃爆气体产生的严重后果。对此事故进行深入分析对于验证高温气冷堆的固有安全性有着重要意义，而事故过程中的进水量对事故后果严重性有非常重要的影响。本工作以清华大学核能与新能源技术研究院设计的10MW高温气...
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。
联动真空联锁保护控制系统研制
真空保护 联锁 控制
2009/7/24
本工作研制国家同步辐射实验室U7站的3套联动真空联锁保护控制系统。研究给出了实现此联动系统的方法，实现了在3个共用前端区的线站之间的光纤通信，使整个系统的响应速度、可靠性及抗干扰能力均得到提高，系统的快阀响应时间最快可达8 ms。
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。