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Radiological monitoring results of the ambient environment around Qinshan Nuclear Power Plant
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作者 ZHANGRong-Suo ZENGGuang-Jian JIANGRang-Rong YEJi-Da XIANGYuan-Yi HUANGRen-Jie CAOZhong-Gang 《Nuclear Science and Techniques》 SCIE CAS CSCD 2004年第1期59-64,共6页
A plan of surveillance monitoring Qinshan Nuclear Power Plant (QNPP) has been implemented since 1992, the objective of which is to establish the database of environmental radiation information around QNPP, and to dete... A plan of surveillance monitoring Qinshan Nuclear Power Plant (QNPP) has been implemented since 1992, the objective of which is to establish the database of environmental radiation information around QNPP, and to detect any unplanned discharge of radioactive materials from QNPP. This paper presents the monitoring results for radionuclide concentrations in the environmental matrices before and after QNPP operation. The radionuclide con- centrations in vegetation, food, atmosphere, soil and littoral soil samples have been determined. After operation of QNPP, the mean values of 137Cs, Sr and H in water are 0.6, 4.9 mBq/L and 1.7 Bq/L, respectively; the mean values 90 3 of137Cs in soil and littoral soil are 3.5 and 2.7 Bq/kg, respectively; the mean values of137Cs in rice, green cabbage, meat, mullet, milk and tea are 0.033, 0.039, 0.081, 0.069, 0.018 and 0.62 Bq/kg, respectively; the mean values of 90 Sr in rice, green cabbage and tea are 0.081, 0.315 and 4.1 Bq/kg, respectively; gross β activity in fallout is 0.9 Bq·m-2·d-1. Compared with the data before QNPP’s operation, no significant difference has heen observed in the radioactivity of137Cs, Sr, H and the gross β activity in ambient environmental matrices from 1992 to 2001, and 90 3 there are only some fluctuations within the range of background. 展开更多
关键词 辐射监测 秦山核电站 QNPP 环境污染 辐射防护
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中国核电站反应堆技术路线的早期探索及现实启示--以秦山核电站为中心
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作者 石同瑶 黄庆桥 《中国科技论坛》 CSSCI 北大核心 2024年第12期108-116,共9页
反应堆技术路线的确立是核电站总体设计的第一步,对国家核电事业的发展具有极其重要的战略性意义。秦山核电站作为中国首座自主建设的核电站,其技术路线的早期探索深刻反映出中国核电站反应堆技术路线的变迁和实践历程。伴随着秦山核电... 反应堆技术路线的确立是核电站总体设计的第一步,对国家核电事业的发展具有极其重要的战略性意义。秦山核电站作为中国首座自主建设的核电站,其技术路线的早期探索深刻反映出中国核电站反应堆技术路线的变迁和实践历程。伴随着秦山核电站的筹划和设计,中国核电站反应堆技术路线发生了数次转变。第一阶段是1964-1966年,初步确定“孪生式反应堆”路线;第二阶段是1966-1970年,建设意向先转为“实验性核动力反应堆”,后又转为“天然铀石墨气冷堆”和“高温气冷堆”;第三阶段是1970-1974年,技术路线经历了“熔盐堆”与“压水堆”之争。中国核电站反应堆技术路线早期探索的历史经验,至今仍具有现实启发意义。 展开更多
关键词 秦山核电站 反应堆 技术路线
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秦山第二核电厂全厂断电引发的严重事故初步分析 被引量:3
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作者 张森如 唐钢 《核安全》 2004年第2期45-49,共5页
介绍了秦山第二核电厂发生全厂断电引发的严重事故的初步分析。
关键词 秦山第二核电厂 全厂断电 严重事故 事故分析 应急柴油发电机失效
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影响秦山核电厂热带气旋特征及核安全可能最大热带气旋参数设计值计算 被引量:5
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作者 顾裕兵 赵鑫 +1 位作者 黄君宝 赵亦明 《浙江水利科技》 2010年第1期41-45,48,共6页
通过分析58 a间影响秦山核电厂的热带气旋资料,揭示了影响区域内热带气旋的时空分布特征及运行规律。并以此为基础,采用统计分析或公式计算等多种方法比较确定了可能最大热带气旋的3个主要参数:最低中心气压(P0)为892 hPa、气旋边缘气压... 通过分析58 a间影响秦山核电厂的热带气旋资料,揭示了影响区域内热带气旋的时空分布特征及运行规律。并以此为基础,采用统计分析或公式计算等多种方法比较确定了可能最大热带气旋的3个主要参数:最低中心气压(P0)为892 hPa、气旋边缘气压(Pw)为1 010 hPa、登陆前气旋气压回升值(△P)为6 hPa,并界定了另4个主要参数:最大风速半径(R)、气旋移动速度(T)、气旋运动方向(θ)、地面气流流入角(φ)的取值范围。 展开更多
关键词 热带气旋特征 可能最大热带气旋参数 秦山核电厂
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秦山核电三期工程厂坪前沿可能最大台风浪计算 被引量:2
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作者 谢亚力 黄菊卿 《浙江水利科技》 2001年第3期1-3,共3页
利用有关文献提供的可能最大台风风场 ,采用文圣常等提出的混合型海浪数值模式计算了厂址外海域可能最大台风浪 ,再经近岸折绕射计算得出厂坪前沿设计波要素 ,并对计算结果做了分析。
关键词 秦山核电三期工程 可能最大台风 台风浪 折绕射
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全堆芯格林函数方法的格林函数库的建立
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作者 吴宏春 谢仲生 章宗耀 《西安交通大学学报》 EI CAS CSCD 北大核心 2000年第7期26-29,共4页
提出了利用微扰正向扩散计算方法的思想 ,建立了全堆芯格林函数方法 (CGFM )中的格林函数库 .利用格林函数库取消了内迭代 ,从而大大提高了中子扩散方程的求解速度 .针对我国秦山核电厂的外 内和低泄漏两种布料方案进行了校核计算 .结... 提出了利用微扰正向扩散计算方法的思想 ,建立了全堆芯格林函数方法 (CGFM )中的格林函数库 .利用格林函数库取消了内迭代 ,从而大大提高了中子扩散方程的求解速度 .针对我国秦山核电厂的外 内和低泄漏两种布料方案进行了校核计算 .结果表明 ,计算精度与格林函数节块方法(NGFM )相当 ,计算速度提高近 9倍 . 展开更多
关键词 核电厂 全堆芯格林函数方法 格林函数库 反应堆
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秦山核电厂事故后果分析
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作者 浦胜娣 丁传义 +1 位作者 林艺 俞尔俊 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 1993年第5期432-438,共7页
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,剂量符合验收准则。
关键词 事故 辐射剂量 核电站 秦山
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秦山三期(重水堆)核电站的技术改进 被引量:3
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作者 张振华 《中国核电》 2009年第4期292-296,共5页
秦山三期(重水堆)核电站工程是国家"九五"期间重点建设项目,是我国首座商用重水堆核电站,也是中国和加拿大两国政府间迄今最大的贸易项目。工程采用成熟的加拿大CANDU-6重水堆核电技术,以韩国月城3、4号机组为参考电站。由于... 秦山三期(重水堆)核电站工程是国家"九五"期间重点建设项目,是我国首座商用重水堆核电站,也是中国和加拿大两国政府间迄今最大的贸易项目。工程采用成熟的加拿大CANDU-6重水堆核电技术,以韩国月城3、4号机组为参考电站。由于厂址条件的不同、国情的不同、标准规范的差异以及CANDU-6重水堆核电站设计相对定型早、运行反馈少等原因,在机组商运初期电站的安全稳定运行受到了较大的挑战。面对严峻的形势,秦山第三核电有限公司组织力量对影响核电站安全稳定运行的隐患、热点,进行了针对性的分析和研究,积极有效地开展变更改造和技术改进工作,极大地改善了机组安全性能,优化了机组配置,并创造了一定的经济效益。本文介绍了秦山第三核电有限公司所开展的重大变更改造和技术改进项目,以及实施后的效果,可供同类项目参考和借鉴。 展开更多
关键词 秦山三期重水堆 核电站 技术改进
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秦山核电基地外围植被中^(14)C水平分布研究 被引量:1
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作者 王钟堂 向元益 +2 位作者 郭秋菊 王侃 龚传德 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2012年第B09期683-688,共6页
为了解秦山核电基地外围14 C的水平分布与规律,本文采用加速器质谱法(AMS)对秦山核电基地外围6.5km以内的植物样品(苔藓、松针)与食物样品中的14 C比活度进行测量。测量结果显示:苔藓样品的14 C比活度范围为223.0~265.6Bq/kg C(本底为2... 为了解秦山核电基地外围14 C的水平分布与规律,本文采用加速器质谱法(AMS)对秦山核电基地外围6.5km以内的植物样品(苔藓、松针)与食物样品中的14 C比活度进行测量。测量结果显示:苔藓样品的14 C比活度范围为223.0~265.6Bq/kg C(本底为223.8Bq/kg C),14 C比活度随距排放点距离的增加呈降低的趋势,在距排放源6.5km处达到了本底水平。与松针相比,苔藓更适合做核设施14 C排放的指示植物。苔藓样品的14 C比活度分布规律表明,14 C气态污染物在大气中的扩散受地形和风向因素的影响。食物样品的14 C比活度比参照样品高8.5~13.0Bq/kg C(大米样品除外),给当地公众带来的附加剂量为0.5μSv/a。 展开更多
关键词 14C 秦山核电基地 AMS 比活度分布 剂量
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CDFM方法在秦山核电厂SMA中的应用 被引量:1
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作者 李肇华 任诚 徐磊磊 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第5期874-879,共6页
抗震裕度评价(SMA)是核电厂地震安全评价的方法之一,而计算构筑物、系统和部件(SSC)的高置信度低概率失效(HCLPF)值是开展抗震裕度评价的重要内容之一。本文介绍了HCLPF值的定义和计算HCLPF值的保守的确定论失效裕度(CDFM)方法。结合秦... 抗震裕度评价(SMA)是核电厂地震安全评价的方法之一,而计算构筑物、系统和部件(SSC)的高置信度低概率失效(HCLPF)值是开展抗震裕度评价的重要内容之一。本文介绍了HCLPF值的定义和计算HCLPF值的保守的确定论失效裕度(CDFM)方法。结合秦山核电厂抗震裕度评价,以应急柴油发电机组和主控制楼为例说明了CDFM方法在核电厂SMA中的应用。通过计算得到了大部分SSC的HCLPF值,为秦山核电厂SMA工作的顺利开展奠定了基础。 展开更多
关键词 抗震裕度评价 HCLPF CDFM 秦山核电厂
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TRAC-PF1在大破口LOCA分析中的应用 被引量:1
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作者 陈严 贾宝山 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 1989年第5期75-80,共6页
文章简述了TRAC-PF1与大破口LOCA分析有关的功能和特点。针对大破口LOCA分析做出了秦山核电厂核蒸汽系统的适用于TRAC-PF1的模型。给出了对系统的稳态模拟结果和大破口LOCA分析的基本假设、事故过程及瞬态曲线。最后对结果进行了分析,... 文章简述了TRAC-PF1与大破口LOCA分析有关的功能和特点。针对大破口LOCA分析做出了秦山核电厂核蒸汽系统的适用于TRAC-PF1的模型。给出了对系统的稳态模拟结果和大破口LOCA分析的基本假设、事故过程及瞬态曲线。最后对结果进行了分析,指出为实际得到秦山核电厂大破口LOCA分析结果,在此基础上尚需获得并核实的关键数据。本文的意义在于介绍了一种应用TRAC-PF1进行大破口LOCA分析的方法。 展开更多
关键词 核电厂 大破口 LOCA分析 TRAC-PF1
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秦山核电站生态植物景观调查 被引量:1
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作者 马锣莹 宋祺伟 +2 位作者 刘君瑶 宋恬恬 赖齐贤 《安徽农业科学》 CAS 2015年第30期140-142,226,共4页
本文以秦山核电站为研究对象,从植物种类、造景手法以及功能性等方面入手,调查了夏季秦山核电站3个厂区及其周边环境的植物景观。综合考虑生态、美学、合理等因素,根据秦山核定站参观开放区、办公区、厂区、沿海景观带不同区域的功能特... 本文以秦山核电站为研究对象,从植物种类、造景手法以及功能性等方面入手,调查了夏季秦山核电站3个厂区及其周边环境的植物景观。综合考虑生态、美学、合理等因素,根据秦山核定站参观开放区、办公区、厂区、沿海景观带不同区域的功能特点和不同限制条件,提出不同的植物景观改造和优化建议。 展开更多
关键词 秦山核电站 植物景观 植物配置 生态 建议
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秦山核电厂高压安注系统可靠性分析 被引量:2
13
作者 冯炳良 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 1989年第5期43-50,共8页
文章用故障树分析方法对秦山核电厂高压安注系统的可靠性进行了分析。这项工作是采用西德反应堆安全研究所(GRS)研制的RALLY程序包进行的,内容包括系统不可用度计算、不确定度分析、统计评估以及重要度分析。有关分析结果为寻找秦山厂... 文章用故障树分析方法对秦山核电厂高压安注系统的可靠性进行了分析。这项工作是采用西德反应堆安全研究所(GRS)研制的RALLY程序包进行的,内容包括系统不可用度计算、不确定度分析、统计评估以及重要度分析。有关分析结果为寻找秦山厂高压安注系统的薄弱环节、改进系统设计提供了参考依据。 展开更多
关键词 核电厂 高压安注系统 可靠性
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秦山核电厂ATWS及其处置研究
14
作者 孙礼亚 濮继龙 林诚格 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 1993年第4期295-303,共9页
利用RELAP5/MOD2程序对秦山核电厂几种典型的ATWS进行了分析计算,对该厂主给水丧失ATWS后失去全部给水事故及其处置作了研究。结果可为秦山核电厂应急运行规程的研制提供技术依据。
关键词 ATWS 核电站 事故 反应堆 处理
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基于MAAP5程序的秦山核电站严重事故分析 被引量:4
15
作者 胡海平 刘全友 +1 位作者 王盟 陈艳芳 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2018年第4期641-645,共5页
应用MAAP5程序建立了秦山核电站一、二回路,安全系统以及安全壳的模型,并以冷段双端断裂叠加高高、高、低压安注失效,安全壳喷淋系统失效为例,对该严重事故序列进行了模拟计算,给出了瞬态过程一些重要参数随时间的变化规律。结果表明:在... 应用MAAP5程序建立了秦山核电站一、二回路,安全系统以及安全壳的模型,并以冷段双端断裂叠加高高、高、低压安注失效,安全壳喷淋系统失效为例,对该严重事故序列进行了模拟计算,给出了瞬态过程一些重要参数随时间的变化规律。结果表明:在72h内无能动干预手段的条件下,安全壳的完整性可得到保证,相关数据可为秦山核电站严重事故预防和事故缓解措施的制定提供重要参考。 展开更多
关键词 MAAP5程序 秦山核电站 严重事故 安全壳 完整性
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秦山核电厂外围环境热释光剂量计监测十年回顾 被引量:3
16
作者 刘鸿诗 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 2003年第6期558-565,共8页
回顾了浙江省辐射环境监测站十年(1992~2001)来对秦山核电厂外围环境热释光剂量计(TLD)监测工作。监测结果表明:十年间常规监测测得的秦山核电厂外围环境TLD贯穿辐射剂量率范围为59~170nGy/h,年平均值为91 5nGy/h;历年的监测结果皆比1... 回顾了浙江省辐射环境监测站十年(1992~2001)来对秦山核电厂外围环境热释光剂量计(TLD)监测工作。监测结果表明:十年间常规监测测得的秦山核电厂外围环境TLD贯穿辐射剂量率范围为59~170nGy/h,年平均值为91 5nGy/h;历年的监测结果皆比1989~1990年度本底调查年平均值109 9nGy/h低10%~20%,平均低17%。就这一监测结果进行了初步分析。 展开更多
关键词 核电厂 环境监测 辐射监测 热释光剂量计 TLD
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秦山第二核电厂柴油发电机组定期试验监督 被引量:2
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作者 朱伟儒 《核安全》 2007年第2期30-33,共4页
本文简要介绍了上海站现场监督员在对秦山第二核电厂进行日常监督中,为了加强对应急柴油发电机组监督,进行系统专项检查的实践情况。
关键词 定期试验 系统专项检查 应急柴油发电机
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秦山核电厂运行15年的核安全审评和监督 被引量:2
18
作者 Department of Nuclear Safety and Management of SEPA,China 《核安全》 2008年第1期4-10,共7页
秦山核电厂是我国自主建造的第一座核电厂,它对我国核电事业的发展有着重要的作用。本文总结了秦山核电厂15年的核安全审评和监督情况,对我国核安全监管工作的开展进行了简单的回顾,对今后我国核安全监管工作的发展提出了建设性意见。
关键词 核安全 秦山核电厂 审评 监督
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通苏嘉甬高速铁路跨杭州湾通道选择及桥位论证 被引量:6
19
作者 徐洪权 张雷 +2 位作者 张建 别业山 蔡君君 《铁道勘察》 2021年第1期50-54,63,共6页
通苏嘉甬高速铁路在嘉兴和宁波间需跨越杭州湾,杭州湾海域及两岸建设条件复杂、控制因素众多。开展跨杭州湾通道选择及桥位论证,对项目决策、建设和运营至关重要。在以往工程经验的基础上,从区域社会经济特征、区域交通现状及规划、气... 通苏嘉甬高速铁路在嘉兴和宁波间需跨越杭州湾,杭州湾海域及两岸建设条件复杂、控制因素众多。开展跨杭州湾通道选择及桥位论证,对项目决策、建设和运营至关重要。在以往工程经验的基础上,从区域社会经济特征、区域交通现状及规划、气象水文地质等自然条件、港口航道和海事管控要求、秦山核电站及生态环境敏感区、防洪和涌潮影响规定等方面,详细梳理跨杭州湾通道的重要控制因素;在对4条跨杭州湾通道进行综合比选后,选择海盐西通道为推荐方案,并从河道演变、表流迹线等自然条件,港区规划,与港口作业区及锚地的安全距离,通航规范及航道通航影响评价要求,与上下游构筑物间距等方面,充分论证在该通道建设铁路跨海大桥的适应性和合理性。 展开更多
关键词 通苏嘉甬 高速铁路 杭州湾通道 秦山核电站 桥位论证
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秦山核电厂运行许可证延续研究与应用 被引量:4
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作者 石文翔 陶钧 +3 位作者 尚宪和 姜赫 李志华 曹国畅 《中国核电》 2021年第3期312-316,共5页
秦山核电厂是我国首台自主设计、建造、运营的商用核电机组。作为我国首台开展运行许可证延续工作的核电机组,秦山核电厂在机组运行许可证延续工作中,按照国家核安全局《<核电厂运行许可证>有效期限延续的技术政策(试行)》,确定... 秦山核电厂是我国首台自主设计、建造、运营的商用核电机组。作为我国首台开展运行许可证延续工作的核电机组,秦山核电厂在机组运行许可证延续工作中,按照国家核安全局《<核电厂运行许可证>有效期限延续的技术政策(试行)》,确定了一条具有中国特色的运行许可证延续技术路线,开展了范围界定和对象筛选、老化管理审查、时限老化分析、FSAR增补分析、环评补充评价、专项工程改造等一系列工作,并通过开展大型科研项目来助力运行许可证延续项目主线工作的开展。 展开更多
关键词 秦山核电厂 运行许可证延续 技术路线 安全评估 专项工程改造
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