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1.
秦山二期核电厂是两环路电功率为 600 MW的核电厂,而已进行过概率安全分析的广东大亚湾核电厂则为三环路900MW核电厂。本文以去掉一个环路的900MW三环路核电厂为参考电厂来进行两环路核电厂概率安全分析(PSA)。分析结果指出:1)只要满足确定论安全审查,两环路核电厂的概率安全特性不亚于三环路核电厂的概率安全特性;2)参考的两环路核电厂堆熔频率为2.42×10-5/(堆年);3)参考的两环路核电厂严重事故的支配性初因依次为失水事故(LOCA)和丧失热阱。本研究对两环路核电厂设计、建造和运行提供了有益的参考。  相似文献   
2.
为了实现核电厂反应堆系统流程图的计算机化管理,通过在系统流程图上画出具有记忆功能的网格,利用网格位置和网格信息把系统流程图上的设备与设备库中的相应设备关联起来,解决了系统流程图的活化问题,即在系统流程图上用鼠标点击设备,弹出设备信息。这种网格定位的方法已经有效地应用在核电厂运行安全管理系统中,该系统采用先进的网络和数据库技术实现了对核电厂设备,系统流程图,运行事件等信息的综合管理,以先进的管理方式为核电厂管理人员提供一个便捷的信息平台和工具。而且,这种方法还可以应用到其它领域。  相似文献   
3.
在评价一个厂址是否适于建造核设施时,必须考虑下列外部人为事件的潜在危害:飞机坠毁、爆炸以及着火等。如果事件发生的概率等于或大于设计基准概率值,则应确定设计基准事件,保证核设施足够的安全。应用了保守和简单假设的确定论方法,分析评价了对10MW高温气冷堆、200MW核供热堆及20MW军用研究堆等核设施可能有潜在影响的外部人为事件。评价结果表明:在筛选距离值范围内的外部人为事件的潜在源都不会危及厂址的安全,上述反应堆所选的推荐厂址都是适宜的。  相似文献   
4.
基于故障树模型的燃料电池安全性评价   总被引:6,自引:0,他引:6  
安全性是质子交换膜燃料电池的重要指标,而燃料电池最大的安全问题是质子交换膜超压破裂造成火灾或爆炸。实验构建了5 kW氢空质子交换膜燃料电池发电系统,用故障树方法对电池堆系统发生膜破裂造成火灾或爆炸等事故进行了概率评价,质子交换膜超压破裂氢气体积分数达到4.1%发生氢气火灾或爆炸的频率是4.744×1-0 6次/a,评价结果表明这个风险是可以接受的,完全满足此实验系统安全性要求。此结果可以作为论证燃料电池系统安全性的依据之一。  相似文献   
5.
研究反应堆应急计划制定中的若干问题   总被引:2,自引:0,他引:2  
结合我国研究反应堆应急计划的实践经验,参照美国核管会(NRC)建议的有关方法,对研究反应堆应急计划制定中涉及的应急状态等级的划分依据、应急行动水平的定量化、应急计划区的确定、严重事故的考虑以及多堆应急计划的管理等若干问题进行讨论,并对有关问题的改进和完善提出了初步的看法。  相似文献   
6.
为了确保中国动力堆乏燃料后处理中间试验工厂(中试厂)安全可靠地设计和运行,在用确定论方法对其事故进行分析的同时,有必要应用概率安全评价(PSA)方法对中试厂进行安全评价.该文借鉴核电厂PSA实践经验,研究了国际上后处理厂PSA的应用情况,从设计安全基本原则、PSA方法学、可靠性数据、事故辐射后果等方面,比较了概率安全评价技术在核电厂与核燃料后处理厂应用中的异同,最后确定了后处理厂概率安全评价的具体方法独立的故障树演绎技术,并实际应用于中试厂的概率安全评价.结果表明,后处理厂比核电厂具有较低的风险和较好的安全性.  相似文献   
7.
为实现对核电厂运行安全性能有效的监督管理,探讨建立了一套性能指标体系。该体系从核电厂运行安全的基本概念出发,由4个基本方面细化成8个基本点,各基本点内的性能利用性能指标的数据信息进行监督。性能指标的数据信息采用直方图法分析处理,即:建立性能指标信息数据库,编制专门软件处理这些信息,绘制反映各种安全属性的直方图,为核电厂营运单位和监督管理人员分析研究核电厂运行安全性能提供便利。使用该体系,并利用直方图分析法有助于实施对核电厂运行安全性能的有效监督管理和进一步提高核电厂运行安全计算机化管理的水平。  相似文献   
8.
破损燃料组件定位检测系统是为了确保反应堆安全运行、及时处理燃料包壳破损事故的安全重要设备.根据目前国际上对有元件盒反应堆采用的堆芯啜吸法,即在反应堆换料期间或发生燃料包壳破损事故时,停堆后直接从仍在堆芯位置的元件盒中取样,进行放射性测量和分析,从而鉴别出有破损的燃料组件的方法,作者设计了200MW低温核供热堆破损燃料组件定位检测系统.该设计既有国际同类设备的先进水平,又结合了低温核供热堆的特点和我国国情,保证了200MW低温核供热堆的安全.  相似文献   
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