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重大工程地震安全性评价中活动断裂分段的准则 被引量:17
1
作者 张培震 毛凤英 常向东 《地震地质》 EI CSCD 北大核心 1998年第4期289-301,共13页
活动断裂分段在重大工程地震安全性评价中具有特别重要的意义,但无论是方法本身还是实际应用都存在着有待于进一步研究和解决的问题,这些问题不解决,可能造成不良的后果。利用国际上公认的分段研究工作最深入、段落划分最可靠的3条... 活动断裂分段在重大工程地震安全性评价中具有特别重要的意义,但无论是方法本身还是实际应用都存在着有待于进一步研究和解决的问题,这些问题不解决,可能造成不良的后果。利用国际上公认的分段研究工作最深入、段落划分最可靠的3条活动断裂的分段依据,分析和评价了所使用的方法和标志以及它们的不确定性,结合中国活动断裂的特殊性和重大工程地震安全性评价对活动断裂的特殊要求,提出4个分段准则。 展开更多
关键词 活断层 综合判断 分段准则 安全性 工程地震
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核电厂全厂断电事故下安全壳响应的计算分析 被引量:5
2
作者 袁凯 黄高峰 +1 位作者 曹学武 李京喜 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2010年第9期1085-1088,共4页
利用一体化安全分析程序研究核电厂全厂断电(SBO)事故工况下安全壳的响应。研究表明,SBO事故下安全壳会发生超压失效,如果及时恢复交流(AC)电源,安全壳内的压力和温度会迅速降低,安全壳不会发生超压失效。在压力容器失效前恢复AC电源,... 利用一体化安全分析程序研究核电厂全厂断电(SBO)事故工况下安全壳的响应。研究表明,SBO事故下安全壳会发生超压失效,如果及时恢复交流(AC)电源,安全壳内的压力和温度会迅速降低,安全壳不会发生超压失效。在压力容器失效前恢复AC电源,压力容器就有可能保持完整性。压力容器破损后,AC电源的恢复将使得安全壳内蒸汽浓度大幅减少,从而相应增加了氢气的浓度,导致氢气风险的增加。 展开更多
关键词 严重事故 全厂断电 安全壳响应
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核电厂严重事故下安全壳通风导致放射性后果的快速评价 被引量:4
3
作者 李京喜 黄高峰 曹学武 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2010年第7期848-851,共4页
提出一种严重事故下安全壳通风导致放射性后果的快速评价方法。通过预先计算通风后安全壳的释放份额和1%初始堆芯总量释入安全壳时的公众个人终身剂量,以及通过事故下安全壳的辐射监测仪表间接得到堆芯向安全壳的释放份额,能够快速评价... 提出一种严重事故下安全壳通风导致放射性后果的快速评价方法。通过预先计算通风后安全壳的释放份额和1%初始堆芯总量释入安全壳时的公众个人终身剂量,以及通过事故下安全壳的辐射监测仪表间接得到堆芯向安全壳的释放份额,能够快速评价厂外不同距离处公众的个人终身剂量,它可为严重事故的管理和厂外应急策略的实施提供强有力的支持。 展开更多
关键词 严重事故 安全壳通风 放射性后果 快速评价
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核电站数字化仪控系统安全保密分析方法研究 被引量:2
4
作者 尹宝娟 丁义行 +3 位作者 孙王强 李幼媛 赵云飞 程建明 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2016年第3期430-434,共5页
核电站数字化仪控系统的信息安全保密分析是核安全级仪控系统软件验证与确认工作的任务之一。按照相关规定,提出了一种基于核安全级仪控系统软件开发全生命周期过程,结合规则检查分析和基于信息流分析的安全保密分析方法。该方法经应用... 核电站数字化仪控系统的信息安全保密分析是核安全级仪控系统软件验证与确认工作的任务之一。按照相关规定,提出了一种基于核安全级仪控系统软件开发全生命周期过程,结合规则检查分析和基于信息流分析的安全保密分析方法。该方法经应用检验能够证实系统在信息安全保密方面的防范能力,在实际项目中得到应用。 展开更多
关键词 安全保密分析 验证与确认:数字化仪控系统 规则检查分析 信息流
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放射源安全和保安的新进展 被引量:6
5
作者 潘自强 谢武成 +2 位作者 赵永明 周启甫 沈正新 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2005年第6期384-387,共4页
本文介绍了放射源安全和保安的最新进展。放射源安全和保安不仅是核与辐射安全和保安的重要组成部份,也是防止辐射恐怖事件的最重要的手段。国际原子能机构在最近发布了“放射源安全和保安行为准则(Code of Conduct on the Safety and S... 本文介绍了放射源安全和保安的最新进展。放射源安全和保安不仅是核与辐射安全和保安的重要组成部份,也是防止辐射恐怖事件的最重要的手段。国际原子能机构在最近发布了“放射源安全和保安行为准则(Code of Conduct on the Safety and Security of Radioactive Sources)”和“放射源的进口和出口导则(Guidance on the Import and export of Radioactive Sources)”。放射源的全寿期连续控制以及失控源的搜寻和重新控制取得了较大的进展。前苏联生产的放射性同位素电池的安全和保安引起了国际上的关注。近年来,我国放射源安全和保安取得了较大进展,但仍然有许多工作有待进一步开展。有必要加强和积极推动失控源搜寻和废放射源最终处置等工作。 展开更多
关键词 放射源 安全 保安 进展
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我国核安全执业资格制度现状及对策研究
6
作者 陈方强 王青松 +2 位作者 王承智 马桦 宋少良 《中国软科学》 CSSCI 北大核心 2015年第8期5-11,共7页
注册核安全工程师执业资格制度是我国在核与辐射安全及相关领域,针对关键岗位专业技术人员实施的一项基本的人员资格制度,该制度的实施有助于提高我国核与辐射安全从业人员的专业技术水平和核安全素养,为保障我国核与辐射安全具有重要... 注册核安全工程师执业资格制度是我国在核与辐射安全及相关领域,针对关键岗位专业技术人员实施的一项基本的人员资格制度,该制度的实施有助于提高我国核与辐射安全从业人员的专业技术水平和核安全素养,为保障我国核与辐射安全具有重要意义。文章介绍了注册核安全工程师执业资格制度建立并实施以来取得的初步成效,指出了制度实施过程中暴露的问题,分析了制度建设完善面临的行业发展形势,最后提出针对性的建议。 展开更多
关键词 注册核安全工程师 核与辐射安全 执业资格制度 对策
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安全壳在事故情况下的完整性分析 被引量:23
7
作者 林诚格 赵瑞昌 刘志弢 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2010年第2期181-192,共12页
现有的安全壳完整性分析,主要针对设计基准事故条件下安全壳内部压力的响应进行分析。而AP1000的安全壳事故承压分析不仅包括设计基准事故,还包括严重事故情况下的完整性分析。安全壳完整性分析的过程中所使用的程序、设定的条件都是较... 现有的安全壳完整性分析,主要针对设计基准事故条件下安全壳内部压力的响应进行分析。而AP1000的安全壳事故承压分析不仅包括设计基准事故,还包括严重事故情况下的完整性分析。安全壳完整性分析的过程中所使用的程序、设定的条件都是较为保守的,这就使得安全壳有很大裕度。而在相关试验数据愈加充分并且人们对相关事故进程与机理的认知有较大提高的条件下,使用最佳估算来对安全壳完整性进行分析能够在保证基本裕度的条件下,较合理地减小其设计保守性,为今后我国更大功率的非能动核电厂安全壳设计与建造提供方便。 展开更多
关键词 安全壳 安全壳完整性分析 设计基准事故 严重事故 WGOTHIC
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第一届民用核安全设备焊工技能竞赛总结与探讨
8
作者 胡安中 张发云 +3 位作者 赵立彬 赵国斌 刘红 黄炳臣 《热加工工艺》 北大核心 2019年第1期196-199,203,共5页
介绍了第一届民用核安全设备焊工技能竞赛的相关情况,从竞赛项目设置、检验评分标准和竞赛成绩等几方面,对竞赛活动进行系统地回顾与总结,以期为后续相关竞赛活动提供有益的借鉴与参考。
关键词 民用核安全设备 焊工 技能竞赛
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核电厂停堆状态下的安全问题 被引量:1
9
作者 熊本和 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 1994年第2期106-109,126,共5页
核电厂运行经验反馈和概率安全分析表明,核电厂在停堆状态下具有相当大的堆芯熔化的潜在风险。本文叙述了核电厂运行经验反馈、概率安全分析和事故分析的结果,以及相关的措施和研究课题,特别涉及到停堆状态下的非可控硼稀释事故和维... 核电厂运行经验反馈和概率安全分析表明,核电厂在停堆状态下具有相当大的堆芯熔化的潜在风险。本文叙述了核电厂运行经验反馈、概率安全分析和事故分析的结果,以及相关的措施和研究课题,特别涉及到停堆状态下的非可控硼稀释事故和维修冷停堆下失去余热排出系统。 展开更多
关键词 安全 停堆状态 核电站 反应堆事故
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我国的核安全监督管理 被引量:1
10
作者 林诚格 《电力技术(北京)》 CSCD 1992年第6期8-11,共4页
核电发展是以核安全为前提的。我国核电起步较晚,但一开始就以高标准要求,建立了独立的核安全监督管理体系、方法;制定了严格的核安全法规;确立了对核安全负全面责任的营运单位的原则.文中全面介绍了我国核电安全监督管理方面的五条经验.
关键词 核电 安全监督 管理
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核电厂停堆状态下的安全问题
11
作者 熊本和 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 1995年第2期97-100,共4页
通过对核电厂运行经验反馈和停堆状态下某些事件或事故序列的分析以及国外在这方面研究的进展[1],探讨进一步提高核电厂安全性的一些措施以及核安全监督管理方面的新的要求。
关键词 核电厂 停堆 安全 硼酸 稀释 余热排出系统
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中国的核安全研究计划(1986—1990)
12
作者 李治宇 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 1989年第5期9-14,共6页
一、前言中国已进入核能利用的时代。秦山和大亚湾两座核电站的兴建,标志着我国在和平利用核能方面一个新的里程碑。核安全技术的发展和管理的完善,是保证和提高核电站安全水平的重要前提。国家核安全局要求其安全管理建立在科学的基础... 一、前言中国已进入核能利用的时代。秦山和大亚湾两座核电站的兴建,标志着我国在和平利用核能方面一个新的里程碑。核安全技术的发展和管理的完善,是保证和提高核电站安全水平的重要前提。国家核安全局要求其安全管理建立在科学的基础上。核安全研究在“七·五”期间是国家科技发展重点计划的一个优先项目。 展开更多
关键词 核安全 计划 中国
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U型管蒸汽发生器模型化与动态仿真 被引量:8
13
作者 崔震华 贾斗南 +1 位作者 陈学俊 俞尔俊 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 1992年第3期213-220,6,共8页
本文提出了一个既能保证精度、计算又较简单的U型管蒸汽发生器动态数学模型,并用Adams方法和Gear方法分别求解,所得结果与经过试验验证的Kerlin模型的计算结果一致。并对两种算法作了比较。
关键词 蒸汽发生器 U型管 模型化 仿真
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AP1000小破口失水始发严重事故的源项研究 被引量:4
14
作者 黄高峰 李京喜 曹学武 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2009年第S2期371-374,共4页
建立AP1000的事故分析模型,选取小破口失水始发的严重事故,在研究事故进程的基础上,分析计算事故下裂变产物释放和迁移的特性,重点关注惰性气体、挥发性裂变产物和非挥发性裂变产物在核电厂的分布,并选择破口位置、破口尺寸和安全壳泄... 建立AP1000的事故分析模型,选取小破口失水始发的严重事故,在研究事故进程的基础上,分析计算事故下裂变产物释放和迁移的特性,重点关注惰性气体、挥发性裂变产物和非挥发性裂变产物在核电厂的分布,并选择破口位置、破口尺寸和安全壳泄漏率进行源项敏感性分析。本文分析结果可为严重事故管理和厂外放射性后果评价提供支持。 展开更多
关键词 AP1000 小破口失水事故 严重事故 源项
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蒸汽发生器传热管应力腐蚀案例分析 被引量:3
15
作者 焦殿辉 张文广 +1 位作者 李禅 李治国 《热加工工艺》 CSCD 北大核心 2014年第16期224-226,229,共4页
通过对某核电厂奥氏体不锈钢蒸汽发生器传热管应力腐蚀案例的分析,介绍了应力腐蚀事件发现的过程、开展的主要检验试验和结果以及相关的分析工作。最后,对进一步处理和运行期间需要考虑的问题进行了讨论。
关键词 蒸汽发生器 奥氏体不锈钢 传热管 应力腐蚀
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基于微机的压水堆核电站模型化及其动态仿真 被引量:5
16
作者 崔震华 傅龙舟 +1 位作者 贾斗南 俞尔俊 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 1992年第2期127-141,6,共15页
研究了压水堆核电站主回路系统的模型化问题,提出了适应于微型计算机仿真的核电站系统程序。文章将核电站主系统划分为五大模块分别建立数学模型:堆芯中子动力学模块采用点堆动力学模型;堆芯和燃料模块采用一维分布参数模型;稳压器模块... 研究了压水堆核电站主回路系统的模型化问题,提出了适应于微型计算机仿真的核电站系统程序。文章将核电站主系统划分为五大模块分别建立数学模型:堆芯中子动力学模块采用点堆动力学模型;堆芯和燃料模块采用一维分布参数模型;稳压器模块采用三区不平衡模型;U型管蒸汽发生器模块采用具有可动边界点的漂移流模型;管道模块采用集总参数模型。然后根据控制容积法思想,运用中心差分法对所提出的数学模型作空间离散化处理,得到以时间为自变量的有关状态参数的微分方程组。选用吉尔方法求解刚性微分方程组的初值问题。编制了相应的微型计算机程序DYSONP。并以H. B. Ronbinson压水堆核电站为例,对电站甩负荷、蒸汽发生器蒸汽排放阀误动作和蒸汽发生器传热管道破裂三类事故的20余种工况下的瞬态安全问题进行了分析。计算表明,所得计算结果与大型程序RELAP5的相应仿真曲线基本一致,并与有关试验数据符合良好。 展开更多
关键词 微机 压水堆 核电站 模型化
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奥氏体不锈钢钢板晶间腐蚀试验要求对比分析 被引量:1
17
作者 李茂林 浦承皓 +2 位作者 刘鹏 周克峰 张厚明 《热加工工艺》 CSCD 北大核心 2017年第16期31-34,共4页
对比了奥氏体不锈钢钢板在ASTM A262、NB/T 20004和GB/T 4334三个晶间腐蚀试验标准中硫酸-硫酸铜法的要求差异,并从试样制备、敏化热处理制度、腐蚀试验和腐蚀结果评定四个方面进行了对比分析。结果表明:这三个标准间均存在明显差异,之... 对比了奥氏体不锈钢钢板在ASTM A262、NB/T 20004和GB/T 4334三个晶间腐蚀试验标准中硫酸-硫酸铜法的要求差异,并从试样制备、敏化热处理制度、腐蚀试验和腐蚀结果评定四个方面进行了对比分析。结果表明:这三个标准间均存在明显差异,之间没有存在必然的代替性。因此不同材料体系中的奥氏体不锈钢钢板在进行晶间腐蚀试验时应按照相应的标准进行。 展开更多
关键词 奥氏体不锈钢 钢板 硫酸-硫酸铜法 晶间腐蚀
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云南某一矿产资源开发利用的环境辐射影响研究 被引量:2
18
作者 吴其反 朱培 +3 位作者 王晨潇 喻亦林 曹钟港 潘自强 《中国环境科学》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第10期4290-4295,共6页
为了解云南西南部一锗矿开采和冶炼对环境的辐射影响,在矿区及其外围环境开展了航空和地面联合调查测量,在重点地区和热点区域开展详细调查.研究结果显示,原矿石、冶炼废渣放射性活度大于1Bq/g,中间产品核素活度达到104Bq/kg;企业排放... 为了解云南西南部一锗矿开采和冶炼对环境的辐射影响,在矿区及其外围环境开展了航空和地面联合调查测量,在重点地区和热点区域开展详细调查.研究结果显示,原矿石、冶炼废渣放射性活度大于1Bq/g,中间产品核素活度达到104Bq/kg;企业排放废水总α>1Bq/L,总β>1Bq/L.矿产开发利用对周围环境影响明显,局部区域受污染农田土壤、地表水系局部地段放射性水平明显高于正常背景值,在受污染区域生长的农作物放射性水平较高.室内氡浓度年平均值与全国水平比较总体上明显偏高,且研究区域居民受照剂量高于全国平均水平. 展开更多
关键词 天然放射性 210Po-210Pb 放射性影响 航空测量 云南
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用于压水堆核电站瞬态分析的微机程序──MACONP 被引量:1
19
作者 崔震华 俞尔俊 贾斗南 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 1995年第2期110-114,共5页
提出了一个能在微机上运行的PWR核电站瞬态分析程序MACONP。该程序可对有关运行瞬态和大部分设计基准事故进行分析计算。计算精度高、速度快、程序操作简单、使用方便,并给出了几种ATWS瞬态工况的分析结果,与大程序RE... 提出了一个能在微机上运行的PWR核电站瞬态分析程序MACONP。该程序可对有关运行瞬态和大部分设计基准事故进行分析计算。计算精度高、速度快、程序操作简单、使用方便,并给出了几种ATWS瞬态工况的分析结果,与大程序RELAP5/MOD2和RETRAN02/MOD2计算结果相比较,两者符合良好。 展开更多
关键词 瞬态分析 微机程序 压水堆 核电站
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秦山核电站厂址地震动加速度时程预测研究
20
作者 郑天愉 邵锦英 《地震工程与工程振动》 CSCD 北大核心 1996年第2期33-45,共13页
本文研究了建立设计地震震源模型和用理论地震学方法预测基岩场地地震动加速度的技术途径,预测了四个设计地震事件在秦山核电站厂址的加速度时程和反应谱.文中根据对地质和历史地震资料的研究,确定不同性质的设计地震事件,建立设计... 本文研究了建立设计地震震源模型和用理论地震学方法预测基岩场地地震动加速度的技术途径,预测了四个设计地震事件在秦山核电站厂址的加速度时程和反应谱.文中根据对地质和历史地震资料的研究,确定不同性质的设计地震事件,建立设计地震震源和工作区介质的确定性模型。针对未来地震的不可完全预见性,以及对地球介质和震源性质现有认识的局限性,文中发展了确定性和随机性相结合的综合分析方法。在用确定的介质模型和设计震源计算地震动加速度的同时,采用在震源参数中引进随机扰动量、对大量模型样本作统计分析的方法进行处理。 展开更多
关键词 厂址 地震动加速度 时程预测 秦山核电厂
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