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关于压水堆安全壳功能设计审评的相关问题的探讨被引量：6: 1; 作者陈召林肖钧 +4 位作者郑继业肖红刘宇王威周克峰《核安全》 2013年第4期15-19,共5页; 本文针对压水堆核电厂安全壳功能设计中的分析方法、保守假设以及相应的安全要求等方面在审评中发现的一些问题进行了进一步探讨,以确保计算得到的事故后安全壳峰值压力是保守的,保证事故后安全壳的完整性。; 关键词安全壳压力温度 LOCA事故 MSLB事故; 在线阅读下载PDF 职称材料

高温气冷堆HTR-PM安全审评中有关燃料最高温度的考虑被引量：2: 2; 作者陈召林李斌柴国旱《核安全》 2012年第2期16-20,F0004,共6页; 高温气冷堆核电站示范工程是我国自主开发的,已列入国家中长期科技发展规划重大专项的先进核电厂项目。由于国际上对该堆型尚缺乏系统适用的核安全法规、标准和规范,对审评人员的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... 展开更多; 关键词高温气冷堆安全裕度统计学分析方法; 在线阅读下载PDF 职称材料

运行核电厂控制棒组件及其驱动机构异常事件的经验反馈被引量：13: 3; 作者周红肖志 +2 位作者陶书生郑丽馨陈召林《核安全》 2013年第1期19-22,35,共5页; 从1992年至2012年的我国核电厂以及其他国家核电厂的运行事件资料中,收集了17起与控制棒组件及其驱动机构相关的异常事件,对其进行了统计和分类,并分析了控制棒肿胀或燃料组件变形的影响、驱动机构焊缝的泄漏或渗漏、控制棒棒控系统的... 展开更多; 关键词核电厂运行事件经验反馈控制棒组件控制棒驱动机构; 在线阅读下载PDF 职称材料

MELCOR程序在HTGR事故分析中的最新进展被引量：5: 4; 作者周克峰陈召林 +3 位作者冯进军高强李茂林刘运陶《核安全》 2013年第3期62-67,共6页; MELCOR程序是美国NRC在安全评审中使用的一体化系统分析程序,早期主要用于轻水堆严重事故分析。近年来,该程序逐渐用于高温气冷堆的石墨腐蚀、裂变产物行为和石墨粉尘等物理现象方面的研究。本文介绍了在最新版本的MELCOR 2.1程序中,针... 展开更多; 关键词 MELCOR 2 1 高温气冷堆超设计基准事故新进展; 在线阅读下载PDF 职称材料

核电厂通风空调系统的安全审评被引量：2: 5; 作者肖钧陈召林《核安全》 2012年第1期19-21,共3页; 介绍了核电厂通风空调系统安全分析的内容和要求,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的实际,具体说明了核电厂通风空调系统安全分析报告审评中的关注点。; 关键词核电厂通风空调安全审评; 在线阅读下载PDF 职称材料

核电厂一回路松脱部件监测系统的改进建议: 6; 作者李斌安洪振 +2 位作者陈召林周红 ZHOU Hong 《核电子学与探测技术》 CAS CSCD 北大核心 2013年第12期1568-1571,共4页; 针对我国压水堆核电厂一回路松脱部件监测系统(LPMS)存在的问题,分析了我国核安全法规标准以及国际上的相关监管要求,根据该系统的运行事件分析和经验提出了下一步系统设计及运行的改进建议,可供该系统的设计、运行及核安全审查参考。; 关键词核电厂松脱部件监测系统监管要求核安全; 在线阅读下载PDF 职称材料

关于先进核电厂技术内涵的探讨: 7; 作者汤搏陈召林王小海《核安全》 2004年第1期33-42,共10页; 通过第二代核电厂所面临的问题,探讨了先进核电厂概念提出的背景,并对先进核电厂的技术内涵进行了初步分析。; 关键词先进核电厂压水堆核电厂核电厂设计技术内涵经济性分析; 在线阅读下载PDF 职称材料

对临界热流密度计算关系式的审评经验: 8; 作者柴国旱王小海 +1 位作者陈召林陶书生《核安全》 2003年第2期6-16,共11页; 介绍了两种开发临界热流密度计算关系式的方法,即最小 DNBR 点方法和 BO点方法,并介绍了针对临界热流密度关系式 WRB-A 和 FC-2000的审评过程、审评关注问题和审评意见,最后给出了 FC-2000应用的限制条件。; 关键词临界热流密度计算关系式 WRB-A FC-2000 审评; 在线阅读下载PDF 职称材料

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