简介:文章对美国和法国的核燃料标准体系进行了介绍,重点对我国压水堆燃料标准体系及其包含的主要法规标准进行了梳理和综述,并建议短期参照美国标准补充与锆材相关以及安全相关的标准,以适应我国目前的发展需要和完善我国的核燃料标准体系,从长期来看应将我国与压水堆燃料设计和制造有关的标准整合成如RCC—C形式的综合性标准,以彻底解决压水堆燃料的标准问题。
简介:以定时截尾恒应力加速寿命试验所获得的失效数据为基础,通过整体分析方法对实际工况奈停下内压管的可靠寿命进行了评估,对内压管大批量工程化应用具有实际的参考价值.
简介:针对薄壁环黑皮问题,运用头脑风暴法对原因进行了分析,通过对原因逐一确认,找出了主要原因.通过制定对策,实施对策,成功地将薄壁环黑皮废品率由4.03%降低到0.07%.提高了薄壁环加工合格率,保证了生产任务的顺利完成.
简介:本轮BEPC加速器运行的主要任务有三部分:为同步辐射光用户提供三个阶段约86天的专用光;为高能物理提供1.842GeV对撞束流,获取1464万ψ(2S)事例以及在ψ(3770)共振峰上取数,累计获取在线强子数28.58万,积分亮度达8.15pb-1:完成与BEPC改进,BEPC-Ⅱ工程相关的机器研究实验,全加速器中心同志在兄弟室的配合下,通过不懈的努力,克服各种困难,较好地完成了本年度的运行任务。
简介:传统使用的失水事故分析模型和方法被公认是极度保守的,它带来不必要的过量裕度,限制了运行核电厂和新建核电厂的功率提高,并限制了运行的灵活性。最佳估算方法的发展和应用为消除这些不必要的限制提供了可能。本文介绍了压水堆失水事故最佳估算方法的进展;叙述了最佳估算方法及评价方法,特别是不确定性分析方法,介绍了目前已获使用的最佳估算程序。
简介:本文介绍了核电厂一回路冷却剂系统、主蒸汽系统及安全壳系统的超压事故分析,涉及内容包括超压验收准则、初始参数和边界条件、分析范围、分析方法等.结合核电厂执照申请文件和最新研究成果,围绕核电行业要求“利益和安全平衡”的特殊原则,本文概述了在审评过程中遇到的问题及其解决方案,旨在探讨如何进一步完善超压分析,推进核电厂的执照申请和审评工作.
简介:
简介:探讨了影响核电厂应急计划区大小的主要因素并阐述了作者的技术见解,提出了在先进压水堆核电厂应急计划区范围测算过程中,严重事故截断概率取10~(-8)的建议。
简介:本文基于热声效应原理设计出一种新型的测温装置,用于弥补现今核反应堆内以热电偶等方式测温缺乏非能动特性的不足,可以提高在严苛环境下仪表测量的可靠性和安全性。本文利用DeltaEC热声计算软件对设计的热声测温装置各个组件尺寸进行了优化,目标是使得各个组件组成的系统性能最佳,即在同等工作条件下装置内气体震荡幅度最高。经过优化后,通过改变热端温度找到了热端温度与装置内声波频率的对应关系,近似为一条一次函数直线,因此新型的测温装置可以有效地实现非能动测量。
简介:研究了冷凝回流在压水堆中破口失水事故中的作用。使用CATHARE程序.进行了主回路冷段5.0~25.0cm的中破口失水事故分析.采用了不使用冷凝回流模型和使用冷凝回流模型两种方法。使用冷凝回流模型最多可使峰值燃料包壳温度降低约300℃。
简介:主管道是核电厂反应堆冷却剂系统的主动脉。某制造厂在主管道预制资质取证模拟件制作过程中出现环焊缝横向拉伸试验结果不满足RCC-M标准规范要求,通过对比不同标准规范下的管道环焊缝横向拉伸试验要求和验收准则,得出从严要求的监管原则。从而得出核电标准与规范的编制是核电国产化的关键,是核电发展实现系列化、标准化和规范化的基础,我国核电建设亟需建立一套适应国情的、统一完整的压水堆核电厂标准体系。
简介:在分析压水堆核电厂安全重要电气设备的类型和功能的基础上,确定了其标准的需求情况.在跟踪国际标准或国外先进标准的同时,结合我国核电工程的实际情况,制定相应的设备设计、制造及鉴定标准,确保压水堆核电厂安全重要电气设备在核电厂正常运行、预计运行事件或事故工况下完成其相应的安全功能.
简介:通过同步X光荧光(SXRF)成分分析,定性地研究了在0.5atm、0.6atm、0.7atmAs压下1150℃进行退火处理后衬底化学与比的变化。结果表明:控制As压可以改变化学配比,在足够As压下的高温退火将改善化学配比均匀性。
简介:硼稀释事故可在电厂所有运行模式下发生,是对核电厂的安全造成威胁的主要事故之一。本文概要地叙述了压水堆硼稀释事故的原因、后果和在设计中的预防及改进措施。
简介:全国核能标准化技术委员会(TC58)核燃料分会(SC5)4月28日在北京召开压水堆核燃料组件设计和制造标准研讨会。全国核能标准化技术委员会主任委员周永茂院士、核燃料分会主任委员李冠兴院士、分会副主任委员/国防科技工业局核工业司林森副司长及燃料设计制造专家与会,
简介:描述了我国压水堆燃料制造设施1987~2005年安全相关事件的统计和分析。结果表明,事件主要包括与安全相关的系统和重要设备故障、导致密封屏障失效或损坏事件、可能导致临界的事件和其他事件,它们占事件总数的68.9%。对事件原因和事件后果作了统计分析。最后,为减少事件的发生提出了一些建议。
简介:随着核电行业的发展,尤其是福岛事故之后,小型反应堆因具有放射性源项小、结构简化与大型压水堆相比有独特优势的特点,引起了人们的关注。美国、日本、俄罗斯和韩国等相继开发了小型堆技术,我国也相继开发了低温供热堆和高温气冷堆等小型堆技术。目前小型压水堆是各国优先开发的目标。针对世界上众多的小型压水堆技术,我国选取了mPower、NuScale、ACP100和NHR-I4种反应堆技术为代表进行总结并对比其设计特点和设计参数,尤其对四种堆型的安全特性进行比较分析,为后续的堆型发展提供思路。
简介:通过分析中国核承压设备国产化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、强化核电设备国产化基础、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化,核电产业才能持续发展。
简介:本文以复审者的分析研究报告为依据,就300MW压水堆核电厂标准经过五六年来的实践作一总结,并就其特色和不足作了分析,最后对编制核电调试方面的标准,提出建议。
压水堆燃料标准体系研究
内压管的可靠寿命评估
薄壁环黑皮问题的原因分析与处理
BEPC/BSRF储存环01-02运行情况
压水堆失水事故最佳估算方法研究
压水堆核电厂超压分析探讨
BEPC/BSRF储存环1999—2000年度运行情况
先进压水堆核电厂应急计划区探讨
压水堆堆芯新型非能动热声测温装置
采用冷凝回流模型的压水堆失水事故分析
主管道环焊缝横向拉伸试验要求和验收准则的标准对比
压水堆核电厂安全重要电气设备标准概述
高温退火过程中As压对SI—GaAs化学配比的影响
压水堆核电厂硼稀释事故及预防改进措施
压水堆核燃料组件设计和制造标准研讨会召开
压水堆核电厂材料标准编制研讨会在京召开
压水堆燃料元件制造设施安全相关事件的统计和分析
国内外部分小型压水堆安全特性比较分析
中国核承压设备国产化现有基础及发展对策浅析
300MW压水堆核电厂标准包复审报告浅析