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63 个结果
  • 简介:本文给出了核电厂信息安全的概念和内涵,研究了IAEA和NRC对核电厂数字仪控系统信息安全的要求,分析了我国法规对核电厂数字仪控系统信息安全的要求,对强化数字仪控系统信息安全监管要求提出了建议。

  • 标签: 核电厂 数字化仪控系统 信息安全 监管要求
  • 简介:简述福岛核事故后国际上针对多机组事故应急准备和响应的人员扩展要求,基于事故典型多机组应急状态和我国核电厂应急工作实际,提出应对多机组核事故应急响应的人员扩展要求和实现方法.

  • 标签: 多机组事故 应急 响应人员 扩展
  • 简介:本文分析了在核电厂选址过程中应考虑的核事故应急响应条件。指出这些条件也是决定厂址是否实际可取的重要因素。

  • 标签: 核电厂 选址 核事故 应急响应
  • 简介:在实际核电厂项目中不同厂房在同一场地的现象非常普遍,因此对核电工程进行结构-地基-结构相互作用(SSSI)的研究是保证其安全的重要方面。该文首先从阻尼溶剂抽取法(DSEM)基本原理出发,推导出考虑相邻结构动力相互作用的结构-地基-结构交界面相互作用力,并运用UPFs二次开发工具,将SSSI时域分析模型嵌入到有限软件ANSYS中。最后,以工程实际为例,对反应堆厂房典型节点的楼层反应谱、加速度时程、位移时程以及沿高程的最大加速度变化曲线进行探讨。结果可为类似核电结构的抗震评估及优化设计提供依据。

  • 标签: 核电厂 结构-地基-结构相互作用 阻尼溶剂抽取法 楼层反应谱
  • 简介:本文简述了环境保护部核与辐射安全中心在日本福岛第一核电厂发生严重事故期间的应急响应活动,并根据此次的响应情况结合核与辐射安全中心的现状,提出了核与辐射安全中心在应急计划;应急准备工作方面需要改进的一些建议。

  • 标签: 应急响应 应急计划 应急准备 福岛核事故
  • 简介:通过应用火灾动力学软件FDS,建立了一套核电厂主储油罐间防火阀响应与失效两种状态下的对比模型,讨论了烟气形态、火焰形态、火源热释放速率及火灾温度场随时间的变化规律。研究表明,防火阀对于核电厂主储油罐间火灾事故的控制效果非常明显,通过火灾封锁法能够有效控制火源热释放速率,降低环境温度,体现了FDS应用在核电厂火灾预防方面的优势。

  • 标签: FDS 核电厂 火灾 油罐 防火阀
  • 简介:为了加强对放射源的监督管理,中国政府调整了监管体制,并吸收国际先进的管理经验,结合中国的实际情况,出台了一系列科学举措,包括对放射源实行统一全过程监管、对放射源实行身份管理、建立全国放射源监管信息系统、对放射源实行分类管理等。

  • 标签: 放射源 科学化管理 环保
  • 简介:本文分析了我国医用放射性同位素在辐射安全监管中存在的问题,根据放射医学不同放射性同位素的特点,探讨精细化的管理模式,拟以此进一步促进放射医学健康发展.

  • 标签: 医用 放射性同位素 管理
  • 简介:放射性后果评价模式的验证和确认是目前开发评价模式中亟待解决的关键问题,本文介绍了模式验证和确认的实用方法,并针对模式验证和确认中的难点提出几点建议。

  • 标签: 验证和确认 核事故应急 后果评价
  • 简介:介绍了铀矿开采废物的组成,重点分析了铀矿山采矿废物最小管理技术,并给出了加拿大和法国废物最小管理的实例。

  • 标签: 铀矿 废物 废物最小化
  • 简介:华东核与辐射安全监督站在20世纪90年代对核安全监督的规范化工作进行了探索和实践,初步总结了对监督站近20年开展的相关工作,提出了关于国家核安全局开展监管的规范化工作的几点建议.

  • 标签: 核安全 监督 规范化
  • 简介:反应堆中的石墨废物体积庞大并且含有长寿命放射性核素,是放射性废物管理的难点。本文介绍了国际上放射性石墨废物处理技术、部分国家石墨废物处置策略和替代方案研究的进展;分析总结了石墨分类处理处置策略、适用中等深度处置的废物最小发展方向;最后对我国在反应堆石墨废物处置方面所面临的挑战和相关研究提出了展望和建议。

  • 标签: 反应堆 石墨 废物最小化 放射性废物 分类 中等深度处置
  • 简介:核与辐射安全监管信息的顶层设计与规划是一项事关我国核与辐射安全监管事业大局的重大任务和挑战,对提高我国核与辐射安全监管技术水平具有十分重要的意义.本文分析了我国核与辐射安全监管信息的现状和存在的问题,提出了顶层设计的目标原则,并对顶层设计的具体内容进行了研究和探讨,为我国核与辐射安全监管信息建设的有序开展提供了参考.

  • 标签: 核与辐射安全 信息化 顶层设计
  • 简介:简析了铀矿生产安全工作的特点与风险管理的基本理论,探讨了铀矿实施安全生产风险管理机制的过程,并结合铀矿生产的实际情况,对铀矿安全生产预警机制的建立做了进一步论述。

  • 标签: 铀矿 风险管理 预警机制
  • 简介:为保证国产的核电厂集散控制系统(DCS)的安全性和可靠性,必须对其实施验证和确认(V&V)过程.为使V&V过程顺利进行,建立适用的V&V体系是十分必要的.本文提出了V&V体系的建立,该体系包括:明确具有层级关系的V&V指导文件;定义支持DCS研发生命周期的V&V过程;指定DCS软件完整性等级的划分方案以及确定V&V独立性、人员资质和工具的要求.该V&V体系适用于核电厂DCS软件研发项目,并对促进自主化开发和取证工作具有非常重要的意义.

  • 标签: 核电厂 集散控制系统 验证和确认 验证和确认过程
  • 简介:通过分析中国核承压设备国产现状及存在的主要问题,提出只有充分总结和汲取过去发展核电的成功经验和深刻教训,切实采取制定国家核电发展长远和总体性规划、加大核电设备设计和制造科研攻关经费投入、强化核电设备国产基础、加强核安全监管能力建设等措施.中国核承压设备才能真正实现国产,核电产业才能持续发展。

  • 标签: 核电 核承压设备 国产化
  • 简介:为防止田湾核电站3号、4号机组安全设施驱动系统(ESFAS)自动和手动触发信号由于软件故障没有生成,设置一套数字安全设施驱动多样性系统(或称为手动安全驱动系统,简称MASS)提供TXS软件之外的手动操作手段,在计算机化保护系统失效后执行安全功能。MASS采用一套独立的处于计算机系统以外的多样的硬件系统实现,从主控室发出的ESFAS手动触发信号经MASS后与计算机系统形成的ESFAS驱动信号经"或"逻辑处理后传送至驱动控制装置(PAC),从而可有效避免由于计算机软件共因故障而导致的ESFAS不可操控。

  • 标签: 软件共因故障 TXS MASS ESFAS
  • 简介:本文介绍国内主要商用核电堆型电厂反应堆厂房涂层的安全相关属性和管理策略,简述地坑过滤器堵塞风险的研究现状,指出当前所公开的管理导则忽略了安全壳内涂层劣,可能在基准事故工况下生成大量碎片,提高地坑过滤器的堵塞风险。并且提出了安全壳内涂层的管理策略以控制地坑过滤器堵塞风险为目的,通过涂层在基准事故工况下的生成碎片与传输能力,以及滤网堵塞的临界碎片量,量化状态评估办法。根据碎片量逼近关系和碎片传输关系,决定维修时机和维修优先级。

  • 标签: 安全相关涂层 老化 评估 管理策略
  • 简介:描述了APl000主管道的制造技术要求,对国内近期APl000主管道热段的研制情况进行了综述,介绍了目前APl000主管道制造许可证的申请和颁发情况。

  • 标签: AP1000 主管道 试制 许可