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22 个结果
  • 简介:针对加工车间有数控机床数百台,机床每天需要补给大量切削液溶液、润滑油,放长假期间还要对机床进行清理.在此过程中,耗时、费力、污染环境并存在安全隐患.结合现场调查提出活动目标,以提出方案并确定最佳方案为重点积极开展活动,通过制定对策并实施完成了多功能补给车研制.

  • 标签: 多功能补给车 日常补给 半自动化
  • 简介:介绍了核电安全目标设定历史沿革及国内外核电安全目标的选取,分析了我国核电安全现状、面临形势,对核安全规划中提出核电安全目标可行性从技术、经济、社会角度进行了讨论。

  • 标签: 核电 安全目标 发展
  • 简介:核电厂控制室是操纵员对电厂生产过程进行监控中心,控制室设计优劣将直接影响核电厂运行,甚至在某种程度上影响核电厂安全。人因工程正逐步应用于核电厂控制室设计。本文介绍了在对台山核电厂(EPR堆型)PSAR审评过程中重点关注与人因工程有关几个问题以及解决方法。

  • 标签: 核电厂 EPR 人因工程 审评
  • 简介:应用RELAP5—3D程序对西安交通大学临界流实验模型进行了计算。由于RELAP5-3D程序没有考虑入口效应,在计算孔板及短管道时结果存在较大偏差。且程序采用均相热平衡声速,在低过冷度计算时结果偏低。另外过冷喷放系数对于长管道临界流计算结果精确性有比较大影响,需要根据经验选择合适喷放系数。

  • 标签: 临界流 RELAP5-3D 喷放系数
  • 简介:介绍了核电厂通风空调系统安全分析内容和要求,并结合二代改进型核电厂中一个典型专设安全设施通风空调系统实际,具体说明了核电厂通风空调系统安全分析报告审评中关注点。

  • 标签: 核电厂 通风 空调 安全审评
  • 简介:介绍了一起非计划摄氚事件监督及事件处理过程中发现一些问题,同时分析了此类事件发生原因,并对氚内照射事件处理提出了相应建议。

  • 标签: 氚水 内照射 有效剂量 剂量限值
  • 简介:结合黑龙江省科学院技术物理研究所在核安全文化建设方面的实践与经验,对核安全文化内涵、特征、发展阶段和建立过程进行了分析,讨论了核安全文化建设对核技术利用单位重要性,强调所有从事核与辐射安全相关单位或个人,均应具有良好核安全文化素养,保证核安全文化建设在核技术利用单位应用和发展。

  • 标签: 核技术利用 核安全 文化 建设
  • 简介:研制一套具有自主知识产权新型桶外水泥固化技术,运用头脑风暴法提出不同方案,进一步进行理论分析比较,确定了间歇式桶外圆柱形混合器为最终研制方案.通过对最终方案进一步细化分析比较,设定研制目标,制定对策及实施,成功研制出新型间歇式桶外圆柱形混合器,使得完成一次水泥固化不超过10分钟,填充率小于95%,打破了国外桶外水泥固化技术断地位及技术封锁.

  • 标签: 混合器 搅拌 填充率 水泥固化
  • 简介:探讨了核电厂不同法规涉及人造地震动方面的规定,对比现行中国可引用法规之间在输入地震动要求方面的异同,并逐条给出了法国压水堆M310和三代先进堆AP1000具体设计时对应关系,随后对各个法规技术背景、要求及实际应用进行了评述,为我国核电厂抗震设计、安全评价及相关法规标准完善和修订提供参考。

  • 标签: 核电厂 人造地震动 法规
  • 简介:十六大以来,以胡锦涛同志为总书记党中央坚持以科学发展观统领经济社会发展全局,坚持节约资源和保护环境基本国策,深入实施可持续发展战略,创造性地提出建设生态文明重大命题和战略任务,为我国实现人与自然、环境与经济、人与社会和谐发展提供了坚实理论基础、远大目标指向和强大实践动力,开辟了中国特色社会主义新境界。

  • 标签: 中国特色社会主义 生态文明建设 理论创新 经济社会发展 可持续发展战略 科学发展观
  • 简介:核电厂温排水对生态环境造成负面影响(即热污染)日益引起社会关注,本文分析了当前核电厂温排水热污染控制研究现状及存在不足。建议从水生态影响评价方法学、改进预测温排水扩散数值模拟方法和物理模型试验中不足,以及对近海水温遥感测量方法适应性调整等方面开展进一步研究,为核电厂热污染控制和监管提供技术基础。

  • 标签: 温排水 热污染 生态影响 数值模拟 物理模型试验 遥感温度测量
  • 简介:以福清核电工程安全壳内可燃气体控制系统设计安全评价验证分析为例。阐述了所建立管理体系关键要素和独立验证工作流程。福清核电一期工程安全评价独立验证项目的实施表明所建立研发工作管理体系能够有效管理项目的研发并实时地监控项目进度,是确保独立验证工作顺利实施必备条件。

  • 标签: 安全评价 独立验证 技术要求 管理体系
  • 简介:岭澳核电厂3、4号机组作为刚投入运行新建核电厂,在装料运行后一年内发生了20起运行事件。本文通过对发生运行事件进行归纳总结,发现事件原因主要是在以下3个方面:调试与运行衔接、数字化控制系统(DCS)和人因管理。针对这些事件和原因分析提出了一些经验反馈建议,可供同类核电厂进行参考。

  • 标签: 运行事件 DCS 经验反馈
  • 简介:压力管卧式重水反应堆(CANDU6)具有相互独立冷却剂系统和慢化剂系统。慢化剂系统将堆芯高能裂变中子慢化到能维持持续裂变所需热中子水平,并将慢化中子过程中产生热量带出。在反应堆大修期间,需要对再循环冷却水系统(RCW)进行检修,则需要并投入其备用系统,但是RCW备用系统仅对反应堆冷却剂系统进行冷却,不提供慢化剂系统热交换器冷却水。所以在RCW备用系统投入情况下,慢化剂系统丧失冷却。为判断在此情况下慢化剂温度变化情况,本文对CANDU6大修期间慢化剂系统丧失冷却情况下温度变化进行分析并与试验结果进行比较,评估是否会由于温度过高而导致系统失效。

  • 标签: 慢化剂系统 热负荷 换热系数 温升
  • 简介:通过对AP1000技术与传统压水堆物项安全分级、抗震分类、规范等级和质量保证分级4种分级方法、依据、参考标准和适用范围等进行比较分析,得出AP1000各种分级既保证安全,又经济合理,而且提出AP1000技术国产化过程中,应制定符合国情质量保证分级方法和相应质量保证要求。

  • 标签: 安全分级 抗震分类 规范等级 质量保证分级
  • 简介:日本福岛核事故已过去一年,核事故造成影响依然在延续,专家和学者对福岛核事故从管理、技术、文化及应急响应等角度进行了探讨和深入研究,各国监管部门进行核安全综合检查和相关压力测试,核设施纵深防御概念在延伸和拓展,从福岛核事故再次审视核安全政府、法律和监管框架,对于风险社会下核安全水平提升意义重大而深远。

  • 标签: 核安全 福岛核事故 政府、法律和监管框架
  • 简介:日本福岛核事故引发了全世界对核安全理念和技术方法反思,本文结合福岛核事故对概率安全分析方法进行一些初步探讨,并就相关问题提出了解决思路和建议。

  • 标签: 福岛 核事故 概率安全分析
  • 简介:高温气冷堆核电站示范工程是我国自主开发,已列入国家中长期科技发展规划重大专项先进核电厂项目。由于国际上对该堆型尚缺乏系统适用核安全法规、标准和规范,对审评人员技术水平和安全判断能力提出了挑战。本文针对高温气冷堆特点,对审评过程中遇到失冷失压事故后燃料最高温度及其安全裕度分析方法问题进行了进一步探讨。

  • 标签: 高温气冷堆 安全裕度 统计学分析方法
  • 简介:对核电厂预应力混凝土安全壳结构进行了内压作用下非线性有限元分析。详细介绍了ANSYS中混凝土单元SOLID65及混凝土材料本构关系,并对非线性求解过程中影响收敛因素进行了分析;同时,以福清核电厂5、6号机组内层安全壳为工程实例进行有限元计算。结果表明,15m至30m标高范围内径向位移大于其他高度径向位移,标高25m左右径向位移最大;内压加至O.42MPa,模型结构仍处于受压状态,满足使用要求。分析表明,福清核电厂5、6号机组安全壳结构在设计内压作用下是安全,可为安全壳整体性试验提供参考。

  • 标签: ANSYS SOLID65单元 安全壳结构 非线性分析 本构模型
  • 简介:岭澳核电厂二期3号机汽轮机旁路系统(GCT)阀门,在机组调试阶段投自动(通过数字化仪表控制系统逻辑自动控制)后不断出现各种故障和问题。本文分析了GCT系统阀门用途、重要性及其控制回路,重点分析了L3GCT121VV阀门故障引发机组自动停堆事件,全面解释了GCT121VV阀门在投自动后产生问题、事件发展过程,并提出了对GCT系统阀门投自动后预防类似事件再次发生思路。

  • 标签: GCT 阀门故障 自动停堆 安注 原因分析