搜索结果: 1-15 共查到“知识库 核科学技术 核电厂”相关记录110条 . 查询时间(0.037 秒)
超临界水氧化处理核电厂润滑油的实验研究
超临界水氧化 VG32润滑油 COD去除率 反应动力学
2021/12/23
放射性废油主要来自核电厂主泵、汽轮机等设备的运行维护，是一种典型的放射性有机废液。由于没有适宜的处理技术，只能进行贮存，长期贮存具有泄漏和着火的安全隐患。为解决放射性废油的处理难题，开展了超临界水氧化处理核电厂润滑油的实验研究。考察了不同反应温度、反应时间、过氧系数对VG32润滑油COD（ChemicalOxygenDemand)去除率的影响。实验结果表明：最佳的反应温度为550℃、反应时间为80...
核电厂放射性废气“活性炭加压吸附”技术研究
加压 活性炭 衰变 废气
2021/11/20
基于ACP100废气源项,对“活性炭加压吸附”废气处理技术(即“压缩+活性炭延迟衰变”工艺),与M310堆型的加压贮存和AP1000、VVER的常压吸附技术进行对比分析,发现“压缩+活性炭延迟衰变”工艺的炭装量同比常压吸附减少75%,衰变容积同比加压贮存减少92%;处理后废气的放射性活度浓度,同比M310和AP1000分别下降47%和93%;二次废物产生量小,二次固废产生量设计值为1.2m3/a。...
压水堆核电厂流出物中14C的排放限值探讨
压水堆 14C 流出物 排放限值
2021/11/20
研究分析了压水堆核电厂中14C的产生途径与排放量,调研了美国和欧洲运行压水堆核电厂气态流出物和液态流出物中14C的排放水平,分析了我国国家标准《核动力厂环境辐射防护规定》(GB6249—2011)对美国和欧洲运行压水堆核电厂流出物排放14C的包络性,同时分析了多堆厂址、AP1000和EPR等新堆型电厂的运行需求对目前标准规定的14C排放限值管理带来的挑战,提出了14C的减排和资源化利用建议。
核电厂辐射控制区不同进出模式运行成本分析
核电厂控制区 进出模式 清洁控制区模式
2021/6/20
本文从核电厂控制区两种进出模式在防护用品的使用量、清洗防护用品的废液产生量以及固废产生量方面对日常运行期间和大修期间进行了运行成本分析。分析可知,采用清洁控制区模式控制区进出模式无论在日常运行期间还是大修期间,其运行成本均低于传统“七件套”模式。尤其是日常运行期间,清洁控制区模式的运行成本仅占“七件套”模式的约三分之一。
本文以工程实例为背景,基于深度平均的平面二维数值模拟方法,对核电厂液态流出物在受纳水体中的输移扩散问题进行计算分析。计算潮位、流速及流向与实测水文测验资料吻合良好,可真实反映工程区域的水动力特性;在流场验证良好的基础上,分析余流变化对核素稀释过程的影响机制。结果表明,随着余流的增大,浓度场的影响范围逐步向余流方向偏移,对工程区浓度分布的影响显著,应在环境影响评价过程中予以关注。本文以工程实例为背景...
核电厂集成式污染监测和剂量管理系统开发与应用
个人剂量 污染监测 数据管理
2021/4/20
随着电子剂量计、控制区出入口污染监测设备、热释光测读装置和全身计数器等设备的数据接口逐渐开放,核电站可以将上述设备的数据联通,形成一套完整系统。核电厂可以根据辐射防护管理的需要对数据进行集中管理、长期储存和深化应用,将原本由人工完成的管理工作通过信息化和智能化的手段高效完成。本文介绍某核电厂集成式污染监测和剂量管理系统的系统组成和基本功能、系统内外部数据接口设计,分析系统应用效果,提出在个人剂量调...
数字化核电厂班组情景意识可靠性评价方法
班组情景意识 人因可靠性分析 贝叶斯网络 数字化核电厂
2021/1/20
班组情景意识(TSA)水平是影响班组可靠性的重要原因。为更客观地定量评价数字化核电厂TSA水平，通过定性分析和专家组讨论构建TSA因果概念模型，发展基于贝叶斯网络的TSA可靠性评价方法。该评价方法不仅考虑了行为形成因子(PSF)的相对权重，且发展了分别用于确定中间变量和二值变量条件概率的方法，使获得的概率数据更为客观合理。通过案例分析说明该方法的具体应用。结果表明，该方法不仅能很好地模拟PSF与T...
地震概率风险评估可分别基于地震风险解析函数和风险卷积函数实现。本文推导了地震风险解析函数，分析了地震风险解析函数蕴含的两个基本假设和两个近似，分别基于地震风险解析函数和风险卷积函数计算了我国某核电厂安全壳地震风险。结果表明：采用幂指数函数近似地震危险性极值Ⅱ型分布对风险结果无影响；对于算例厂址，地震风险解析函数中KH和kⅠ为常数的近似会高估核电厂安全壳面临的地震风险；我国核电厂安全壳结构地震风险较...
压水堆核电厂气态流出物环境累积效应研究
核电厂 气载流出物 环境累积 土壤
2020/9/20
核电厂运行寿期内放射性气载流出物通过烟囱向环境排放，其中部分放射性物质会沉降并在环境中累积。为评估其累积效应，本文选取3H、14C和以气溶胶形式存在的88Kr/88Rb、60Co、131I和137Cs作为代表性核素，采用3H、14C平衡模型和气溶胶迁移扩散模型，分析了核电厂运行寿期内各核素的环境累积活度浓度。分析结果表明：代表性核素显示出了环境累积效应，绝大多数代表性核素的环境累积活度浓度远小于0...
情景意识(SA)问题在数字化核电厂中更为突出。为识别班组共享情景意识（SSA）水平及行为形成因子（PSF）对班组SSA的影响，基于情景意识全面评估技术（SAGAT）建立一种班组SSA测量和计算方法并进行模拟机实验。结果表明，个体SA（ISA）水平与SSA水平有关，ISA级别越高，SSA级别越高；ISA和班组SSA都受到PSF的影响，PSF的状态水平越高，ISA和SSA的水平越高；对于不同的实验场景...
动态可靠性评价方法在AP1000核电厂严重事故中的应用研究
动态可靠性 严重事故分析 概率安全评价
2020/7/20
动态可靠性评价方法能模拟系统状态发生连续或多重变化的情况，是核电厂概率安全研究的一个新发展点。本文利用动态可靠性评价方法，使用严重事故程序MAAP对AP1000核电厂全厂断电事故进行分析，并将动态可靠性评价结果应用于二级概率安全评价（PSA）分析，最终评价对放射性裂变产物的影响。研究结果表明，系统动态特性对核电厂PSA的分析结果有一定影响，且动态可靠性评价过程可挖掘更多信息，有利于更好地指导核电厂...
压水堆核电厂堆外源量程探测器计数率分析
无源启动 源量程探测器 计数率 次级中子源
2020/3/20
压水堆核电厂启动过程中，次级中子源为堆外源量程探测器提供本底计数率，避免测量盲区，确保反应堆安全启动。但次级中子源的引入会为核电厂带来较大的经济和环境负担，同时也需承受次级中子源破损等带来的风险。为此，可使用受辐照燃料组件的自发裂变中子源进行替代，即无源启动方式。通过研究堆外源量程探测器计数率的理论计算方法，并基于运行电厂测量数据进行分析验证，为源量程探测器计数率的理论预估提供了较为完善的理论方法...
核电厂操纵员在操作任务持续快速变化下的认知行为特征
认知行为模型 核电厂 调峰 人因可靠性分析方法
2019/11/20
为了分析操作任务持续变化背景下核电厂操纵员的认知行为特征，通过研究核电厂承担电网调峰任务的特殊性，结合文献调研、操纵员访谈及现场观察来研究操作任务持续快速变化背景下操纵员的认知行为过程，建立了操作任务持续快速变化背景下的操纵员认知行为模型，识别了操纵员在执行调峰任务时的认知过程。本文结果为研究操作任务持续快速变化背景下的人因可靠性分析方法打下了基础。
中美法核电厂选址政策比较分析
核能安全 人因数据 数据采集与处理 大数据技术
2017/12/25
中国内陆核电站正处于重启阶段,科学完善的核电厂选址政策和程序是保证核电厂安全运行的第一道屏障。法国和美国是两个最具典型的拥有丰富内陆核电站选址和运行经验的国家,比较分析中美法核电厂选址政策的演化过程以及选址的一般程序,可看出美国拥有更完善的核安全体系结构,而法国却有着便捷的审批程序；最后结合我国具体国情,给出适合我国内陆核电站选址政策的建议和未来发展方向。