学科分类
/ 1
15 个结果
  • 简介:本文介绍了核电厂在役检查无损检查资质要求在我国核电厂的实践以及遇到的一些问题,并提出探索性的建议.

  • 标签: 在役检查 无损检验 检查资质
  • 简介:介绍了一起非计划摄氚事件的监督及事件处理过程中发现的一些问题,同时分析了此类事件发生的原因,并对氚照射事件的处理提出了相应的建议。

  • 标签: 氚水 内照射 有效剂量 剂量限值
  • 简介:在流量脉动条件下,本文对矩形通道的湍流流动特性进行了实验研究,通过理论分析,得到了影响脉动湍流的主要作用力和关键的无量纲数,分析了脉动周期、相对振幅等因素对流量与压降的相位差、压降-流量曲线、时均摩阻系数的影响,并与稳定流动状态下的流动特性进行了对比。实验结果表明:对于低频脉动湍流,压降驱动力、摩擦阻力和流体自身惯性力是影响流动特性的主要作用力;脉动湍流中,流量的变化滞后于压降变化,存在相位差;由于流体的惯性作用,脉动周期越小,流量脉动的幅值越小;速度相对振幅增大并超过临界值时,时均摩阻系数会显著增大。

  • 标签: 脉动湍流 矩形通道 阻力特性 热工水力 相似准则
  • 简介:2011年4月29日过去5大时间,由环境保护部(国家核安全局)、国家能源局、中国地震局共同组织的综合安全检查组,对秦山核电基地的运行核电厂进行了现场安全检查,检查进行顺利,达到了预期目的。刚才,专家组组长王大中院士、领导小组组长钱智民局长作了总结,对下一步工作提出

  • 标签:
  • 简介:近日,国家环保总局核安全司北方核安全监督站组织检查组赴田湾核电站进行2004年度年终例行核安全检查检查组主要检查了田湾核电站调试阶段质量保证大纲实施的有效性以及调试试验项目的进展情况,提出组织机构的设置、调试委员会的职能履行以及调试试验项目与试验报告编写质量、设计修改控制等一批问题。

  • 标签: 2004年度 田湾核电站 安全检查 国家环保总局 质量保证大纲 试验项目
  • 简介:核电厂事故下,裂变产物气溶胶沉积在热构件表面降低安全壳气空间内放射性。其中,由于构筑物、部件壁面温度梯度的存在,热泳沉积对气溶胶颗粒沉积的贡献不可忽略。本文采用符合安全壳气溶胶特性的公式计算了其在安全壳壁面的热泳沉积。结果表明热泳沉积效果随气溶胶粒径的增加而减弱;安全壳壳表面温度梯度的提高,可以加强气溶胶的热泳沉积,从而提升安全壳气溶胶的去除效果,降低安全壳内放射性水平。

  • 标签: 气溶胶 热泳沉积 裂变产物 严重事故
  • 简介:构件是核电厂反应堆冷却剂系统的主要设备。某制造厂在堆內构件制造过程中出现批量原材料PT漏检事件,造成大量人力和物力的浪费,影响到现场的工程进度。漏检事件反映出制造厂质量保证体系的缺陷,事件相关方应该加强质量管理和过程控制、做好经验反馈工作,提高我国的设备国产化水平,推动我国核电的平稳发展。

  • 标签: 堆内构件 PT漏检 质量保证体系 经验反馈 设备国产化
  • 简介:核电站在役检查能保证核电机械设备与部件的质量,而验证是提高在役检查无损检验可靠性的重要手段。世界核电较发达的国家均建立了成熟的验证体系,而国内验证受各方面因素制约尚处于起步阶段,需要各方共同努力以促使其尽快发展完善。

  • 标签: 在役检查 无损检验 验证
  • 简介:根据国家核安全相关法规的要求,上海核安全监督站在秦山第三核电厂调试阶段多次进行了调试专项监督检查;在运行阶段,拓展了专项监督检查的范围、内容和方法。本文总结了上海监督站专项监督检查的实施情况,以及开展专项监督检查的收获和体会。

  • 标签: 核安全 专项检查 监督 实施
  • 简介:当前国内核电厂普遍采用EPRI型方法开展风险指引管道在役检查优化,其需要完成管段失效可能性分析、管段失效后果分析及风险增量计算等工作,对此,本文开展探讨研究并论述其中可能存在的问题。此外,通过对风险指引型分级方法理念及WOG风险指引型管道在役检查优化方法的简要介绍和探讨,本文提出不断提高管段失效可能性计算水平的要求以及结合使用风险减少因子(RiskReductionWorth,简称RRW)和风险增加因子(RiskAchievementWorth,简称RAW)完成管段失效后果分析的改进建议,以在我国当前技术水平条件下,找出一套能够恰当评价核电厂风险变化的在役检查优化方法。

  • 标签: 在役检查 风险指引 PSA
  • 简介:对我国核电厂事故后安全壳氢气浓度测量方面的技术水平和发展现状进行了全面调研,分析了事故后安全壳氢气浓度测量的要求及关键技术难点,提出了3种相关的测量方案,并比较了方案的优缺点。经过比较分析,基于一种探头型分析装置的直接测量方案能够较为准确地实时反映核电厂安全壳氢气浓度,其发展趋势是应用于未来的大型先进压水堆核电厂中。

  • 标签: 核电厂 事故后 安全壳 氢气浓度测量
  • 简介:核电厂安全壳建造过程中大量采用预应力技术,预应力在设计基准压下的分布状况、损失规律直接影响到安全壳结构的耐久性。介绍了某核电厂安全壳结构和预应力系统的布置情况和预应力损失的分析过程,以闸门洞口附近水平预应力钢柬为例进行了预应力损失计算,同时计算了5年打压试验时安全壳结构的有效预应力。基于以上分析,利用ANSYS程序建立预应力混凝土安全壳有限元模型进行结构计算,对设计基准压下的有效预应力作用进行了总结。结果表明,预应力系统承担了打压试验下大部分设计压,安全壳整体结构是安全的,这些结论与安全壳的预应力系统设计理念一致,可供工程设计人员参考。

  • 标签: ANSYS 安全壳 预应力 设备闸门 设计基准内压
  • 简介:在核材料衡算核查过程中,核材料偷盗者拥有核材料的时间和其被揭露的可能性是两个相互矛盾的因素,对此两因素进行优化可以得到核材料核查的最佳时刻.另一方面可以运用数理统计的方法,观察数据是否具有随机性和是否遵从正态分布来判断初始数据的真伪.

  • 标签: 核材料 优化 最佳时刻 数理统计 随机性 正态分布
  • 简介:(2011年7月13日)由环境保护部(国家核安全局)、国家能源局、中国地震局共同组织的针对阳江核电厂和台山核电厂的综合安全检查现场阶段的工作马上就要结束。在向大家表示慰问的同时,也表示祝贺。这次综合安全检查工作从启动到今天,已经有3个多月的时间,进行得相当顺利,也很有成效。接下来的一段时间,预计整个秋季我们还需要继续努力开展工作。我相

  • 标签: