核电厂安全相关论文
介绍了中核工程公司核电安全研究中心以及人工智能在核安全领域中的应用情况，此外还分析了基于机器学习方法的核电厂事故诊断、分核......
关于核电站选址的地震地质评价,一些国家已有专门规定,如美国原子能委员会、国际原子能机构及日本等批准的有关规定,以及诸如美西......
帽子山候选厂址区域范围绝大部分在扬子准地台范围内。区内深大断裂多分布在二级构造单元的分界线上。大别山、怀玉山、九岭等３个隆......
本文利用作者提出的考虑土性非线性与基础翘离两种非线性效应的土─结构相互作用集中参数模型，建立了土─结构体系的运动方程，以一座......
日本原子能研究所(JAERI)将与美国和俄罗斯的研究所合作,对反应堆压力容器的脆化情况进行研究。 从JAERI运行12年后退役的研究堆(......
核电站安全壳是防止核泄漏的最后安全屏障。该文基于某核电厂预应力安全壳的1∶10结构模型,开展试验研究。利用内部水压来模拟事故......
2012年1月6日,国家能源局发布了126项有关核电的中华人民共和国能源行业标准(NB),其实施日期为2012年4月6日,归口管理单位为核工业......
国家标准《核电厂抗震设计规范》的编制工作业已完成,并于1994年3月向建设部标准定额司呈报了该规范的报批稿。 《核电厂抗震设计......
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【欧洲核学会《核新闻网》1991年8月8日报道】瑞士联邦核安全检查机构说,1990年瑞士5套核电机组释放到环境中的放射性物质和居民......
自苏联切尔诺贝利核电厂事故发生以来,国内外为加强核安全管理进行了大量的工作。本文对核安全法规和管理实践的发展作了简要的阐......
期页２００１年“全国中小学生安全教育日”专栏献给孩子们的新世纪礼物──《中小学生安全教育、事故预防系统的开发》通过评审……张凯利......
核电厂安全分析要求将热工水力系统分析程序、稳态燃料元件分析程序与瞬态燃料元件分析程序联接起来组成程序系统,以分析核电厂各......
高温高压元件考验回路是为了研究燃料元件在核电厂系统运行过程中的辐照行为而设计的。它与核电厂系统类似,有其相应的系统和部件......
为确保核电厂安全,防止发生严重事故或在严重事故发生后尽量减轻其后果,纵深设防的概念是最为重要和基本的。而在纵深设防的具体......
为保证核电厂的安全运行,必须在核电厂的建造和运行前对其进行安全审评,而事故放射性后果独立审评分析则是其中重要的一环。在放......
未能紧急停堆的预期瞬变(ATWS)是核电厂安全审评的一个组成部分,因此,我们对该类事故进行了分析计算。在核电厂发生预期瞬变时,如......
各有关单位: 为了及时、准确、全面地掌握我国在建及运行核电厂动态和有关信息,加强对核电的行业管理,促进核电工程建设的顺利发......
示范钠冷快中子增殖核电站作为新一代堆型的代表,与水堆相比,在设计上存在着很大的差异,这意味着在安全特性方面也存在着许多不同......
在核电界, 已经建立起了一种核电厂特有的企业文化——无论哪个环节、哪个人出何种程度的安全事故, 绝不追究责任, 而是鼓励及时报......
就中国核电重启问题,《中国新闻周刊》采访了国家核安全局前局长、中国核能行业协会副理事长赵成昆。中国新闻周刊:从目前核查的结......
本文是在完成《秦山核电厂正常瞬态分析与控制系统整定值研究》课题后写成的,旨在研究核电厂关键物理参数在正常瞬态期间的变化规......
本文分析了我国能源的紧张状况,论述了核电发展在我国电力发展中的重要性和迫切性,指出了核电发展缓慢的原因,及今后的对策。
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一根据中国核能动力学会常务理事会北戴河会议决议和核安全专业委员会筹备会议协商意见,1988年10月20日至23日,核安全专业委员会......
用数值方法模拟核电厂控制调节系统的运行特性,是核电厂运行瞬态分析的重要组成部份。文章介绍了核电厂功率、旁通排放、蒸汽发生......
本文介绍预应力安全壳1:1模型试验中大吨位曲线钢束两个阶段的试验研究。第一部分镦锚体系的试验证实了:在影响曲线束摩擦系数的各......
本文就核电工程的质量、质量保证法规和建立质保体系以及质保部门的职责等作了论述,对在贯彻实施质保大纲中存在的问题进行了分析......
AC-600概念设计的研究重点包括堆芯、非能动安全系统及简化系统。本文讨论 AC-600自然循环能力、LOCA 或全厂断电期间,非能动安全......
我国已发布了核电厂选厂、设计、运行和质量保证安全规定。本文对这四个安全法规的内容、编制经过等作了简要的阐述。
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介绍了清华大学开发的核电厂安全参数显示系统的设计特点,其中包括了系统功能上的新特点:(1)分层显示结构;(2)显示格式设计中的人......
本文介绍核电厂厂址选择中,在安全方面如何考虑厂址区域内可能存在的不以人们意志为转侈的自然事件和人为事件对核电厂安全的影响,......
介绍了核电厂安全参数显示系统中所采用的对核电厂安全状态的自动诊断功能。为了保证诊断的多样化,该系统提供了用于核电厂应急运......
介绍了清华大学开发的核电厂安全参数显示系统的设计特点,其中包括了系统功能上的新特点:(1)分层显示结构;(2)显示格式设计中的人......
叙述了核电厂安全参数显示系统中的安全参数选择与论证的方法和结果。根据核电厂安全分析,将核电厂的全面安全分解成六个关键安全......
叙述了核电厂安全参数显示系统中的安全参数选择与论证的方法和结果。根据核电厂安全分析,将核电厂的全面安全分解成六个关键安全......
国家核安全局的成立标志我国的核安全事业进入了一个新的历史阶段,从此中国核安全规章体系的立法和执法任务提到了日程。我们在核......
根据安全审评的要求,利用一套放射性后果分析程序,对秦山核电厂设计基准事故放射性后果进行了分析计算。结果表明,剂量符合验收准......
在详细介绍了一些国家或地区确定核电厂应急计划区的准则和方法的基础上,将确定应急计划区的方法主要分为确定论和概率论两种,并进......
应用CONTEMPT-LT/028,CONTEMPT-4/MOD3和COMPARE三个安全壳热工水力分析程序,对秦山核电厂主蒸汽管道破裂事故和失水事故的响应进......
回顾和总结了秦山核电厂的预应力混凝土安全壳设计全过程,简单地介绍了对预应力钢丝束的试验,描述了结构型式、设计基准和分析方法......
