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铅冷快堆材料腐蚀研究与防护方法
1
作者
魏珂
张添翼
黄东兴
《核科学与工程》
CSCD
北大核心
2024年第6期1419-1426,共8页
铅冷快堆是第四代核能系统的新型反应堆之一,能够提高反应堆核燃料利用效率、减少放射性废物产生、提高固有安全性。材料腐蚀问题一直是限制铅冷快堆发展的主要因素,随着腐蚀机理与材料试验研究的深入,提高材料耐腐蚀能力的方法也得到...
铅冷快堆是第四代核能系统的新型反应堆之一,能够提高反应堆核燃料利用效率、减少放射性废物产生、提高固有安全性。材料腐蚀问题一直是限制铅冷快堆发展的主要因素,随着腐蚀机理与材料试验研究的深入,提高材料耐腐蚀能力的方法也得到了巨大发展。控制铅铋冷却剂的含氧量、在材料表面包覆耐蚀涂层是目前主要的提高材料耐腐蚀能力的方法。本文分析了材料腐蚀机理与防护方法的研究进展,为材料在铅基核能系统的应用提供了参考。
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关键词
铅冷快堆
腐蚀防护
氧控技术
涂层
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职称材料
基于STRIDE威胁模型的安全级DCS信息安全风险评估
被引量：
11
2
作者
张谊
刘明明
+1 位作者
张强
公民
《上海交通大学学报》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2018年第S1期142-146,共5页
随着计算机技术在核电厂安全级数字化系统(DCS)的发展与应用,信息安全威胁和信息安全事件也日益增多,提前发现系统的潜在风险,采取针对性措施显得至关重要.STRIDE威胁模型是一种风险分析和评估工具,其风险分析和评估几乎可以涵盖所有的...
随着计算机技术在核电厂安全级数字化系统(DCS)的发展与应用,信息安全威胁和信息安全事件也日益增多,提前发现系统的潜在风险,采取针对性措施显得至关重要.STRIDE威胁模型是一种风险分析和评估工具,其风险分析和评估几乎可以涵盖所有的安全问题.根据STRIDE威胁模型对安全级DCS开展风险评估,可对其资产进行识别并建立架构;按照安全级DCS组件的接口和应用过程将系统分解,对每个组件进行威胁识别并分类,根据安全级DCS的特点提出风险评估计算公式以量化各种风险;同时,针对识别的6类威胁提出相应的风险消除或减轻方法,为风险处理的优先级和处理措施提供依据.
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关键词
核电厂
数字化系统
信息安全
STRIDE威胁模型
风险评估
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职称材料
核电厂安全级DCS安全审评重要关注点探讨
被引量：
3
3
作者
张强
毛虎
黄婧
《上海交通大学学报》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2018年第S1期160-165,共6页
根据核安全法及相关法规,核电厂安全系统使用的安全级数字化仪表控制系统(DCS)纳入核安全监管,其设计和制造必须取得核安全监督管理部门的许可.国产安全级DCS研发、设计和制造取得突破后,陆续在核电厂中得到应用,但缺乏运行经验反馈;与...
根据核安全法及相关法规,核电厂安全系统使用的安全级数字化仪表控制系统(DCS)纳入核安全监管,其设计和制造必须取得核安全监督管理部门的许可.国产安全级DCS研发、设计和制造取得突破后,陆续在核电厂中得到应用,但缺乏运行经验反馈;与国外相比,国产安全级DCS设计和制造的安全监管经验十分欠缺,安全监管工作面临较大挑战.根据核电厂安全级DCS和安全监管工作的特点,以及相关核安全法规、标准的规定,探讨了安全级DCS设计和制造许可安全审评中关于申请单位资格条件、质量保证体系、模拟件制作要求和选取原则、设备质量鉴定、软件验证与确认、设备可靠性等重要关注点,对安全级DCS设计和制造许可取证具有一定指导作用.
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关键词
核电厂
数字化仪表控制系统
安全审评
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职称材料
题名
铅冷快堆材料腐蚀研究与防护方法
1
作者
魏珂
张添翼
黄东兴
机构
国防科技工业局核技术支持中心
出处
《核科学与工程》
CSCD
北大核心
2024年第6期1419-1426,共8页
文摘
铅冷快堆是第四代核能系统的新型反应堆之一,能够提高反应堆核燃料利用效率、减少放射性废物产生、提高固有安全性。材料腐蚀问题一直是限制铅冷快堆发展的主要因素,随着腐蚀机理与材料试验研究的深入,提高材料耐腐蚀能力的方法也得到了巨大发展。控制铅铋冷却剂的含氧量、在材料表面包覆耐蚀涂层是目前主要的提高材料耐腐蚀能力的方法。本文分析了材料腐蚀机理与防护方法的研究进展,为材料在铅基核能系统的应用提供了参考。
关键词
铅冷快堆
腐蚀防护
氧控技术
涂层
Keywords
Lead-cooled fast reactor
Corrosion protection
Oxygen control technique
Coating
分类号
TB37 [一般工业技术—材料科学与工程]
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职称材料
题名
基于STRIDE威胁模型的安全级DCS信息安全风险评估
被引量：
11
2
作者
张谊
刘明明
张强
公民
机构
中国核动力研究设计院核反应堆系统设计
技术
重点实验室
国防科技工业局核技术支持中心
出处
《上海交通大学学报》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2018年第S1期142-146,共5页
文摘
随着计算机技术在核电厂安全级数字化系统(DCS)的发展与应用,信息安全威胁和信息安全事件也日益增多,提前发现系统的潜在风险,采取针对性措施显得至关重要.STRIDE威胁模型是一种风险分析和评估工具,其风险分析和评估几乎可以涵盖所有的安全问题.根据STRIDE威胁模型对安全级DCS开展风险评估,可对其资产进行识别并建立架构;按照安全级DCS组件的接口和应用过程将系统分解,对每个组件进行威胁识别并分类,根据安全级DCS的特点提出风险评估计算公式以量化各种风险;同时,针对识别的6类威胁提出相应的风险消除或减轻方法,为风险处理的优先级和处理措施提供依据.
关键词
核电厂
数字化系统
信息安全
STRIDE威胁模型
风险评估
Keywords
nuclear power plant
digital control system
information security
STRIDE treat model
risk assessment
分类号
TM623 [电气工程—电力系统及自动化]
TP309 [自动化与计算机技术—计算机系统结构]
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职称材料
题名
核电厂安全级DCS安全审评重要关注点探讨
被引量：
3
3
作者
张强
毛虎
黄婧
机构
国防科技工业局核技术支持中心
出处
《上海交通大学学报》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2018年第S1期160-165,共6页
文摘
根据核安全法及相关法规,核电厂安全系统使用的安全级数字化仪表控制系统(DCS)纳入核安全监管,其设计和制造必须取得核安全监督管理部门的许可.国产安全级DCS研发、设计和制造取得突破后,陆续在核电厂中得到应用,但缺乏运行经验反馈;与国外相比,国产安全级DCS设计和制造的安全监管经验十分欠缺,安全监管工作面临较大挑战.根据核电厂安全级DCS和安全监管工作的特点,以及相关核安全法规、标准的规定,探讨了安全级DCS设计和制造许可安全审评中关于申请单位资格条件、质量保证体系、模拟件制作要求和选取原则、设备质量鉴定、软件验证与确认、设备可靠性等重要关注点,对安全级DCS设计和制造许可取证具有一定指导作用.
关键词
核电厂
数字化仪表控制系统
安全审评
Keywords
nuclear power plant
digital instrumentation control system
safety review
分类号
TM623 [电气工程—电力系统及自动化]
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职称材料
题名
作者
出处
发文年
被引量
操作
1
铅冷快堆材料腐蚀研究与防护方法
魏珂
张添翼
黄东兴
《核科学与工程》
CSCD
北大核心
2024
0
在线阅读
下载PDF
职称材料
2
基于STRIDE威胁模型的安全级DCS信息安全风险评估
张谊
刘明明
张强
公民
《上海交通大学学报》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2018
11
在线阅读
下载PDF
职称材料
3
核电厂安全级DCS安全审评重要关注点探讨
张强
毛虎
黄婧
《上海交通大学学报》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2018
3
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职称材料
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