专设安全设施相关论文
保护和安全监测系统(PMS)是核电厂重要的安全级仪控系统.以PMS专设安全设施(ESF)驱动功能为对象,采用马尔可夫(Markov)分析方法,对......
违章发生的规律违章的多发时间节假日及其前后。这时,操作人员思想受干扰多,工作时注意力容易分散而违章。交接班前后。交接班前后......
【法国《核综论》2010年第3期报道】美国三里岛2号机组于1979年3月28日发生了因堆芯失水而导致堆芯熔化和放射性物质外逸的重大事......
今天的能源规划者和决策者在评估能源方案时,必须考虑一些复杂的和困难的问题,在电力生产方面尤为如此。许多与能源的整个燃料链......
某CPR1000核电项目采用三菱MELTAC-N plus R3平台的定期试验系统(Automatic Tester)完成反应堆保护系统T2及T3定期试验,该平台及设......
本报告主要叙述了该装置的结构、设计参数和专设安全设施、三废来源及治理措施、装置周围80km范围内的环境概况,并论述了该装置在......
为了确保核电站有高度的安全性和可靠性,在核电站的使用寿期内,需要对反应堆主要设备和系统作严格的在役检查。本文评述和分析了几......
联邦德国核电厂的断电事件分析证实了“西德核电厂风险研究”中所应用数据的正确性,并着重说明了在应急电源系统中采用高冗余度设......
本文介绍了压水堆核电站排风净化的任务、设计准则和主要设备。内容着重核电站排风净化的特殊性,并对秦山核电厂的排风净化系统作......
本文介绍压水堆核电站安全壳的通风要求、通风系统的设计准则和系统功能说明。
This paper introduces the ventilation requirem......
西南反应堆工程研究设计院对600MWe先进压水堆核电厂(AC-600)进行了概念设计。非能动安全系统和减少核电厂建造初投资是AC-600设计......
本文介绍我国正在建设的秦山核电站的设计特征、参数和工程进展情况;论述了安全系统和设施的设计。
This article introduces the......
应急电力系统是核电站专设安全设施的一个组成部分。本文应用故障树分析技术建造了该系统的故障树。运用多功能程序计算了应急电力......
本系统为5MW THR 提供核过程的监测、控制和保护,能实现本堆正常工况的稳定运行或变工况的调节以及事故工况下的反应堆保护。本系......
本文简要介绍了我国自主设计的秦山核电二期工程的情况,着重分析了厂址的特点以及核蒸气供应系统、专设安全设施、核辅助系统、附......
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......
为提高秦山核电站反应堆保护系统输出驱动部分的可靠性,针对秦山核电站在调试、运行过程中该部分出现的问题,在现场工艺空间小、......
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......
1 前言 核电厂设计安全规定和核电厂选址、运行、质量保证安全规定是我国核安全法规体系中第二层次的法规文件。该套文件经国务院......
根据保护系统的技术发展及最新的电子技术，并结合２００ＭＷ核供热站的特点，提出了一种改进的保护系统设计方案。该设计方案在信号转输环节应用......
现代计算机技术的迅猛发展使之在工业领域中的应用越来越广泛,在核电站中的应用已成为一种明显的发展趋势。在核电站安全系统中应......
1我国核能标准化1．1我国核电的起步我国核电经历了10多年的起步阶段。在这10多年里，我国自行设计、建造的秦山300MW压水堆示范核电厂......
ＡＣ６００是我国改进型压水堆核电站。本文对其在概念设计阶段的非能动专设安全设施中的安全壳冷却系统进行了概率安全分析（ＰＳＡ）。文中采用故障树......
根据先进压水堆研究关键课题——先进主控制室的设计研究，阐述了核电厂主控制室设计中进行功能分析与功能分配的基本要求，重点论述了......
中国实验快堆(CEFR)以钠作为冷却剂。事故余热排放系统是CEFR快堆的专设安全设施,在反应堆出现地震、系统供电全部中断、全部蒸汽......
红沿河核电厂反应堆保护系统采用三菱的MELTAC安全级数字化仪控平台。在简介红沿河核电厂反应堆保护系统定期试验范围和原理的基础......
核电机组正常运行期间的核安全监督管理就是要求获得并向公众及核安全监管当局确保核电站的营运与核安全的要求相一致。文章论述了......
反应堆保护系统执行核电厂最重要的安全功能。本文提出了基于Tricon V10 PLC平台的反应堆保护系统方案,详细介绍了保护系统的结构......
以小破口失水事故(SBLOCA)为例,使用RELAP5和MAAP程序,计算超设计基准事故不同情况下操纵员操作时间窗口。计算结果表明:堆芯未熔......
介绍了目前依据法国标准建设的核电站起重机械设备分级方法和要求,并总结了安全等级、规范等级、抗震类别、质保等级和相应要求的......
核能也叫原子能,是原子核发生裂变或聚变反应时产生的能量,广泛运用于工业、军事等领域。核电是核能发电的简称,是利用核能发电产......
AP1000典型事故包括失去外部电力负荷、失水事故、小破口失水事故、大破口失水事故、失水事故后的长期冷却、主蒸汽管道破裂、弹棒......
本文论述了什么是核安全,设计基准事故的定义,发展历史及分类,还论述了专设安全设施的定义和设计准则。
This article discusses ......
介绍AP1000机组反应堆保护和安全监视系统的试验组成及试验方式,分析了AP1000反应堆保护和安全监视系统定期试验特点,并对海阳核电......
华龙一号作为三代核电技术,专设安全设施设计上进行了许多新的设计,具有许多新的特点.本文将对RSI、TFA、TSA系统特点逐一进行分析......
对防一回路安注管线热疲劳现象的“压力阱”功能及其对安注的影响进行了全面分析，提出了3种不同的控制和布置方案。通过查阅大量的......
专设安全设施(ESF)在核电机组出现设计基准事故时担负了非常重要的作用,是核反应堆纵深防御原则中的重要一环。发生失水事故时,专......
本文运用美国核管会（NRC）报告NUREG/CR-6465提出的动态流图（DFM）可靠性分析方法,以AP1000核电站安全壳压力超限专设安全设施（ESF）驱动系......
针对国际原子能机构定义的电功率300MW以下的小型核电机组,本文较为完整地梳理了国内外研究机构主要开发的小堆,对于各型号小堆专......
小型模块堆是当前核能领域内研究的热点，因其在安全特性及多用途性等方面的突出表现而备受关注。在众多方案中，又以先进小型模块式压......
核反应堆专设安全设施的失效率估计是反应堆可靠性数据处理的一项重要工作.通用的需求失效模型在某些反应堆的应用中受到限制.在一......
反应堆保护系统是核电站的重要安全系统,红沿河核电站反应堆保护系统是基于三菱的数字化分布式控制系统平台MELTAC,文章结合该平台......
