核动力工程

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陈宏霞, 田皓文, 喻娜, 邱志方, 方红宇, 关仲华

2016, 37(S1): 1-5. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.S1.0001

摘要(8) PDF(0)

摘要:
采用RELAP5程序对模块式小型堆汽轮机事故停机工况下的反应堆冷却剂系统(RCS)超压进行了研究。为防止汽轮机事故工况下RCS超压,从减少堆芯能量的产生、一回路超压保护2方面进行了设计改进。分析结果表明,选择合理的波动管流通面积,能够有效缓解RCS超压。

核电厂反应堆容器主螺栓-螺孔配合间隙分析与控制

胡运峰, 苟渊, 李峰培, 江杰全, 牟华明, 张宏祥, 白凯

2016, 37(S1): 6-8. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.S1.0006

摘要(6) PDF(0)

摘要:
反应堆压力容器主螺栓旋入过程中,主螺栓与主螺孔的配合间隙不但与主螺栓的旋入转速值和相对主螺孔的对中精度有密切的关系,而且关系到主螺栓卡涩后能否被有效取出及主螺孔表面是否被破坏。通过对螺纹副配合间隙与相关因素的定量分析,给出了主螺栓旋入时的转速选择和对中要求的具体数值。为了获得稳定的、理想的螺纹副配合间隙,不但应从螺纹副制造端加以控制,还须在装配阶段进行配对优化。

燃料棒腐蚀和吸氢模型研究

郭兴坤, 田晧文, 周毅, 张敏杰, 李松岭, 刘松涛

2016, 37(S1): 9-11. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.S1.0009

摘要(7) PDF(0)

摘要:
锆合金包壳的腐蚀和吸氢性能是影响燃料棒堆内性能的重要因素。本文在锆合金包壳均匀腐蚀吸氢基本机理和现有模型的基础上,结合某特定燃料棒包壳材料的具体情况和使用特点,建立了包壳材料的均匀腐蚀和吸氢模型,并根据现有辐照数据对所建立的模型进行了验证。

国产主从式机械手电动部分改为遥控的设计

张显鹏, 江常玉

2016, 37(S1): 12-13. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.S1.0012

摘要(9) PDF(0)

摘要:
针对国产ZC系列主从式机械手的电动部分进行遥控方式改造。改造后的机械手前、后、左、右均能使用遥控器灵活控制,操作人员可以更靠近热室窥视窗,扩大了操作范围。

蒸汽发生器管束区泥渣沉积特性研究

黎阳, 林欣茹, 曹念, 牛茂芝, 李勇, 昝元峰

2016, 37(S1): 14-18. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.S1.0014

摘要(8) PDF(0)

摘要:
泥渣颗粒在蒸汽发生器(SG)管束区的沉积是传热管发生腐蚀的主要原因。本文通过数值模拟来研究泥渣颗粒在SG管束区的沉积特性以及不同粒径的泥渣颗粒在管束区不同位置的沉积特性。研究表明:低流速和回流是泥渣颗粒在管束区滞留的主要原因;当颗粒粒径较大时,泥渣颗粒在底板、流量分配板和支撑板上的沉积较为分散;随着粒径的减小,泥渣颗粒在底板上向中心处沉积,在流量分配板上向筒体处沉积,在支撑板上向中心处沉积。

压水堆核电厂在线啜吸检查及数据分析方法改进

李利刚, 廖泽军, 邓志新

2016, 37(S1): 19-22. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.S1.0019

摘要(7) PDF(0)

摘要:
在线啜吸是压水堆核电厂甄别燃料组件是否发生破损的一种有效措施,是进行燃料组件完整性管理的重要环节。本文介绍了在线啜吸实践中发现的标定和数据分析方法中存在的问题,分析了产生问题的原因,并提出改进的方法。经过实践验证,改进的方法能够有效提高在线啜吸检测和判断的可靠性,解决了在线啜吸标定可靠性差,数据分析筛查可疑燃料组件效率低的问题。

HFETR材料高温辐照试验温度控制技术研究

刘洋, 张亮, 杨文华

2016, 37(S1): 23-25. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.S1.0023

摘要(12) PDF(0)

摘要:
介绍在高通量工程试验堆(HFETR)中进行高温材料辐照试验的温度控制技术。利用哈氏合金材料辐照试验的测量结果与CFX程序的模拟分析结果进行检验,证明了相关温度控制技术的可行性和有效性。

田湾核电厂3、4号机组JNA、FAK衰变余热导出功能分析

罗峰, 曾小康

2016, 37(S1): 26-29. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.S1.0026

摘要(14) PDF(0)

摘要:
采用热负荷保守计算的方法对燃料组件更变后田湾核电厂3、4号机组堆芯余热导出系统(JNA)、乏燃料水池冷却系统(FAK)导出衰变余热的能力进行评价。评价结果表明,田湾核电厂3、4号机组JNA现有设计可以满足正常工况、预期运行事件和事故工况下导出堆芯衰变余热的能力要求,FAK乏燃料水池容量满足乏燃料组件存放的要求,FAK现有设计满足导出乏燃料水池衰变余热的能力要求。

快堆用HT-9研究进展

吕亮亮, 李垣明, 周毅, 郭子萱, 郭兴坤, 张敏杰

2016, 37(S1): 30-33. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.S1.0030

摘要(8) PDF(0)

摘要:
HT-9是含Cr量12%的铁素体/马氏体钢,是液态金属冷却快堆燃料包壳及外套管优异的候选材料。介绍了HT-9的研究进展,对HT-9在液态金属冷却快堆环境所需关键应用性能进行归纳和评述,对HT-9应用于铅冷快堆存在的主要问题进行了分析,给出了未来HT-9合金的主要发展趋势。

蒸汽发生器用栅格型管子支承板研究

谈国伟, 张敏杰, 邓丰

2016, 37(S1): 34-37. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.S1.0034

摘要(9) PDF(0)

摘要:
通过研究栅格型管子支承结构的特点,对目前处于主流应用地位的拉削型管子支承板进行改进,提出一种新的管子支承结构方案,使其在具备栅格型支承结构要素的同时又不失拉削支承板的优点。与Babcock & Wilcox公司的栅格型支承结构相比,本文的方案性能更佳,具有潜在应用前景。

汽轮机可倾瓦轴承低频振动诊断与处理

王大成, 史庆峰, 王苗苗, 张精干

2016, 37(S1): 38-42. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.S1.0038

摘要(6) PDF(0)

摘要:
某600 MW核电汽轮机组在运行期间可倾瓦轴承上发生了非稳态振动。根据振动与负荷、润滑油量、转速等变量关系,从振动特征上判明可倾瓦轴承上出现的低频振动的主要原因是由于推力轴承油膜振荡和振动探头支架安装不佳导致的低频共振。提出了改进处理建议,通过这些措施实施有效降低或消除轴承低频振动。

控制棒位置传感器检测装置设计研究

王用超, 张斌, 戴波, 胡冬梅

2016, 37(S1): 43-47. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.S1.0043

摘要(12) PDF(0)

摘要:
针对田湾核电厂控制棒出现的控制棒位置传感器测量故障,提出控制棒位置传感器检测装置研制需求。针对步长式控制棒位置传感器结构特点和装置功能需求完成方案设计及其工艺流程,完成了工况模拟容器、压力回路、加热装置和控制系统的设计。并通过热容试验、温度自动控制试验、压力跟随控制试验,验证了电加热功率、控制系统比例、积分、微分(PID)整定参数、压力参数的正确性。各个单元功能正常。

LBLOCA下双壁盒式保温结构破坏规律分析

幸奠川, 唐明, 王涛, 侯峰伟, 罗峰, 赵海江

2016, 37(S1): 48-51. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.S1.0048

摘要(10) PDF(0)

摘要:
受冷却剂丧失事故(LOCA)喷放流体冲击产生的保温纤维碎片是安全壳地坑滤网堵塞的潜在碎片源。本文以空气为介质模拟大破口失水事故(LBLOCA)下介质喷放压力场及物理过程,通过高速摄影视频回放及碎片统计,分析双壁盒式保温结构受高能流体冲击时的破坏规律。实验结果表明,内壁为双壁盒式保温模块最薄弱部分;高能流体冲击下,模块连接机构失效使得模块与管道分离,内壁暴露于高速气流中被撕裂引起保温碎片释放。基于保温结构破坏机理分析,提出采用不锈钢捆扎带可有效减小碎片量,并通过实验对改进方案进行了验证。

水合五氧化二锑-磷钼酸铵对锶、铯的吸附性能研究

杨彬, 李兵, 张劲松

2016, 37(S1): 52-55. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.S1.0052

摘要(7) PDF(0)

摘要:
研究多种因素对水合五氧化二锑（HAP）及水合五氧化二锑-磷磷钼酸铵（HAP-AMP）制备的影响,在实验条件下找到了HAP及HAP-AMP的最佳制备工艺。分别考察了HAP对Sr²⁺,HAP-AMP对Sr²⁺、Cs⁺的吸附性能。结果表明:在实验条件下,HAP对Sr²⁺的最大吸附量可达0.73 mmol/g,而HAP-AMP对Sr²⁺、Cs⁺的最大吸附量可分别达到0.47 mmol/g和0.32 mmol/g;同时,HAP-AMP对Sr²⁺、Cs⁺的吸附还有显著的选择性。

反应堆压力容器用大型低合金钢锻件评定技术

杨敏, 罗英, 李长香, 马姝丽, 付强

2016, 37(S1): 56-58. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.S1.0056

摘要(10) PDF(0)

摘要:
为固化核电反应堆压力容器(RPV)用大型低合金钢锻件的全流程制造工艺和关键工艺参数,基于RCC-M M140规范要求,提出一整套评定技术方案。该技术方案可对RPV低合金钢锻件化学成分、机械性能、金相组织的均匀性进行全面验证,已在RPV用低合金钢锻件制造过程中成功应用。

核一级电动截止阀样机试验

于海峰, 谢清清

2016, 37(S1): 59-63. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.S1.0059

摘要(11) PDF(0)

摘要:
介绍核一级电动截止阀样机鉴定试验目的、试验内容、试验装置、测量参数、试验方法等内容。试验结果表明:试验前阀门阀座、阀杆密封无泄漏,冷态开启、关闭行程时间均为11 s;在热态寿命、热态循环、冷热交变及流体阻断试验过程中阀门开启、关闭正常,开启、关闭行程时间均为11 s;试验后阀门阀座密封10 min泄漏12滴水,阀杆密封无泄漏,冷态开启、关闭行程时间均为11 s,各项试验数据表明阀门满足设计要求。

核电厂主泵轴封水系统微生态研究

张维, 边春华, 陈欢, 许光治, 钟啸萍, 何陆平, 严国权

2016, 37(S1): 64-67. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.S1.0064

摘要(8) PDF(0)

摘要:
核电厂的主泵轴封水系统会出现由微生物腐蚀导致的材料腐蚀、管道堵塞现象。为了系统地研究主泵轴封水系统的微生态,对多点的水样进行了微生物检测。微生物培养的结果显示来自水源点的菌落总数最高。利用最大或然数(MPN)法测量结果表明系统中主要的微生物类型为铁细菌,包括不动杆菌、假单胞菌、罗尔斯通氏菌等,及一些难培养的细菌。研究结果证实主泵轴封水系统的堵塞是多种菌共同作用的结果,要降低微生物腐蚀的副作用,必须破坏这类微生物的共生效应,定期的监控和消杀可以降低堵塞的风险。

陆上反应堆试验工程设计应考虑的几个重要安全问题

秦乐刚, 赵昱龙, 唐彬

2016, 37(S1): 68-70. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.S1.0068

摘要(7) PDF(0)

摘要:
简要介绍了陆上反应堆试验工程的建造目的及其与核电厂的设计差异,提出了在设计上需要考虑的安全目标、应急计划、法规标准、纵深防御、超设计基准事故、放射性包容体等几个重要的安全问题,并作了进一步说明。

多堆事故近场区辐射剂量评价方法初步研究

彭海成, 张言, 方晟, 刁非, 卢春洪

2016, 37(S1): 71-74. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.S1.0071

摘要(9) PDF(0)

摘要:
多堆事故源项具有多点同时释放、直接照射更强、各厂房屏蔽效应及反射效应交织、放射性物质浓度计算更加复杂的特点。现有的辐射剂量评价方法及系统难以满足多堆事故近场区应急评估需求。研究表明近场区小尺度风场和大气扩散对应急人员受到的烟羽照射剂量影响较大,大气扩散模型不能忽略附近复杂地形、建筑物等因素影响。对我国主要核电基地反应堆分布情况及场址特点进行了分析研究,选取CFD作为多堆场址近场区流场计算模拟手段。"保守法"用于多堆剂量场叠加计算快捷,易于操作;"现实法"计算量相对较大,但精度更高。应根据应急需要,选取合理的剂量叠加计算方法。

应用MCNP程序处理研究堆屏蔽计算深穿透问题的方法研究

张寅, 刘彩霞, 张莉, 周琦, 韩国胜, 魏爽

2016, 37(S1): 75-79. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.S1.0075

摘要(10) PDF(0)

摘要:
采用MCNP程序对某一体化研究堆主屏蔽设计进行验证计算。通过几何分裂、源项模型简化、多群截面和能群截断等方法逐步优化计算模型,计算效率提高了70%,计算结果方差小于10%,与确定论程序计算结果吻合较好。经分析,本文建立的计算方法适用于屏蔽层较厚研究堆的屏蔽计算。

核燃料元件临时贮存临界安全分析

刘彩霞, 张寅, 伊蕾, 王进荣, 韩国胜, 宫殿荣

2016, 37(S1): 80-83. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.S1.0080

摘要(6) PDF(0)

摘要:
利用蒙特卡罗通用软件包(MCNP)计算分析了某研究堆、核电厂燃料元件和燃料芯块在正常情况和事故条件下临时贮存在某设施中的临界安全水平。给出了在该设施中可贮存的燃料元件富集度临界限值。计算了栅距和水密度等对临界系数的影响,并对几种燃料芯块贮存方案进行了比较。分析表明:在正常情况和事故条件下燃料元件在该设施中的贮存临界安全可靠;设施中可贮存燃料元件富集度限值为7.44%;随富集度增大,k_eff近似成一次递增、二次衰减关系;随栅距d变大,k_eff近似成线性衰减关系;对于不同富集度的燃料芯块,不同富集度的燃料应分区存放,且应避免将富集度高的燃料放在中心区域。

核反应堆退役安全监管要素研究

张洪, 张亮, 张琪彬, 徐健, 黄庆勇

2016, 37(S1): 84-87. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.S1.0084

摘要(10) PDF(0)

摘要:
通过分析核反应堆退役安全特征及存在的主要危害,结合部分已退役项目取得的事故/事件教训和形成的良好实践,提出核反应堆退役过程中的安全监管要素及相关建议,以提升核安全监管的针对性和有效性,促进退役工作的安全实施。

核燃料循环设施抗震设防要求的探讨

赵昱龙, 徐建华, 孔庆军, 李涛

2016, 37(S1): 88-92. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.S1.0088

摘要(6) PDF(0)

摘要:
简述了国内外核燃料循环设施抗震设防相关标准规范要求,以设施存在的潜在风险作为确定抗震设防要求的出发点,在充分考虑核燃料循环设施特点的基础上,探讨了抗震设防的主要考虑因素。结合我国核设施抗震设防实践,提出了典型核燃料循环设施的抗震设防要求建议,并与国外相应抗震设防要求进行对比,旨在形成统一的、较为明确的抗震设防尺度,供核燃料循环设施设计和审评时参考。

MACCS估算反应堆严重事故后果的不确定度分析

张亮, 黄庆勇, 张琪彬, 徐健, 张洪, 谢建伦

2016, 37(S1): 93-95. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.S1.0093

摘要(7) PDF(0)

摘要:
为了考察输入参数对MACCS程序估算结果的影响程度,以某反应堆全厂断电事故为例,用拉丁超立方抽样方法分析了MACCS程序估算严重事故后果的不确定度。由于参数变化的影响,事故导致的早期阶段个人有效剂量结果,在95%置信度下,不确定度因子约为2.9;长期个人有效剂量计算结果,95%置信度下,不确定度因子约为1.7。结果表明:由于参数的不确定性引起结果的不确定度在95%置信度下不超为3。

高放废液玻璃固化设备抗震分析

王晓荣, 赵昱龙, 张小伟, 孙德泉, 黄兴蓉

2016, 37(S1): 96-98. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.S1.0096

摘要(6) PDF(0)

摘要:
介绍了中国和德国双方供货的高放射性废液玻璃固化工程典型设备抗震分析的计算输入、计算模型、计算程序、计算方法、载荷组合、应力评定准则、评定项目及评定规范,同时对双方的抗震分析的相同之处和差异性进行了分析。结果表明中德两国抗震分析虽采用不同的规范标准体系进行设计和抗震分析,计算程序也不相同,但两者在安全上均有一定裕度。

研究堆放射性废液贮存设施设计中几个安全问题的处理

王婧, 李涛, 徐建华, 赵昱龙

2016, 37(S1): 99-102. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.S1.0099

摘要(10) PDF(0)

摘要:
在研究堆核安全审评工作中,由于研究堆类型多样、运行方式不同,产生的放射性废液量和活度水平也不同。此外,在标准方面也没有针对研究堆放射性废液管理的适用标准,仅能参考核电厂和后处理厂的相关要求。因此,针对设计中安全问题的处理方式需要结合设施实际情况调整。通过讨论审评工作中几个较为关注的安全问题的处理情况,来探讨研究堆放射性废液贮存设施的合理安全要求。

军工核安全机械设备制造许可审评——模拟件制作关注重点

张小伟, 王晓荣, 孙德泉, 李涛, 黄兴蓉

2016, 37(S1): 103-106. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.S1.0103

摘要(8) PDF(0)

摘要:
模拟件制作是军工核安全机械设备制造许可审评的重要内容之一。本文简要介绍了模拟件制作审评技术关注重点,如选型原则、标准规范、关键工艺、检验与试验等内容。重点针对不同类别的能动机械设备模拟件的鉴定试验所需依据的试验标准、试验项目和试验顺序进行了阐述,为以后类似设备的审评提供了参考。

低温堆控制室安全审评与设计变更

徐建华, 秦乐刚, 孙德泉, 赵昱龙

2016, 37(S1): 107-110. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.S1.0107

摘要(6) PDF(0)

摘要:
反应堆控制室是反应堆人-机接口最集中的区域,也是反应堆误操作最多的地方。改进反应堆控制室设计是提高反应堆安全的关键因素之一。依据核电厂相关法规、标准,参照低温堆设计准则和功能要求开展低温堆控制室的安全审评。根据审评要求,进行相应的设计变更,进一步优化了低温堆控制室设计,提高了设施安全性。

铀转化设施应急行动水平的制定方法

吴静, 董博, 马文财, 黄婧

2016, 37(S1): 111-114. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.S1.0111

摘要(8) PDF(0)

摘要:
对铀转化设施的安全特征和潜在危险进行了分析。在调研国际原子能机构(IAEA)和美国能源部(DOE)制定应急行动水平(EAL)的方法以及借鉴国内外核电厂制定EAL的实践基础上,结合核燃料循环设施核应急状态等级划分的准则和铀转化设施危险特征,给出制定EAL的方法。

先进压水堆核事故控制与应急工作一体化措施分析

王林博, 苟峰, 董博, 张强, 张焕朝, 丁铜伟

2016, 37(S1): 115-117. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.S1.0115

摘要(11) PDF(0)

摘要:
结合纵深防御的理念,提出了先进压水堆核电厂开展核事故控制与应急一体化的设想。一体化工作措施应主要包括:更小的大量放射性释放的概率,完善的核电厂运行及事故管理规程,各级应急组织的应急准备与响应,国家以及集团内核事故救援力量的建设等要素。

铀纯化转化工程一级液化冷凝器核安全分析

董博, 吴静, 马文财, 丁铜伟

2016, 37(S1): 118-121. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.S1.0118

摘要(6) PDF(0)

摘要:
以核安全法规标准为依据,借鉴国内外铀化合物转化生产运行的实践经验,对一级液化冷凝器的安全特性进行分析评价;评价内容涉及冷凝器的抗震防护、泄漏事故缓解、称量准确性等问题。提出多项安全方面的建议,以使设施的本质安全度得到提高。

UF₆转化金属铀核临界安全分析

张强, 王林博, 丁铜伟, 黄婧

2016, 37(S1): 122-126. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.S1.0122

摘要(8) PDF(0)

摘要:
采用我国现行核临界安全标准及MCNP4C程序,对UF6转化金属铀生产线进行核临界安全分析和评价。选取国际公布的核临界基准实验数据,确认了MCNP4C程序计算分析被评价系统的偏倚和次临界限值。采取偏保守的假设条件,计算分析了镀铜工序正常与可信事故工况下的中子有效增殖因子,并结合核临界安全标准的要求,评价该生产线的安全性。分析结果表明,该生产线次临界控制参数或最大中子有效增殖因子均小于相应次临界限值,处于次临界安全状态。

钠冷快中子增殖堆安全监管重要关注点探讨

丁铜伟, 董博, 张强, 王林博, 黄婧

2016, 37(S1): 127-130. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.S1.0127

摘要(6) PDF(0)

摘要:
钠冷快中子增殖堆(钠冷快堆)是一种最成熟、最具商业化前途的快堆堆型。但由于其材料、冷却剂安全性及经济竞争力等方面的原因,国内仍处于实验堆运行阶段。由于缺乏钠冷快堆安全监管方面的法规、标准、技术及经验,监管工作面临巨大挑战。本文将钠冷快堆与压水堆进行比较,并将钠冷快堆的特点与监管工作的特点相结合,从堆芯、系统及设备等方面提出15个监管重要关注点,并给出一系列相关建议。

核燃料循环设施始发事件定量分析

李峰, 王晓荣, 秦乐刚, 张焕朝, 赵弥

2016, 37(S1): 131-134. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.S1.0131

摘要(7) PDF(0)

摘要:
分析了典型核燃料循环设施始发事件的特点。依据始发事件的数学模型和核燃料循环系统中硬件相关始发事件的失效机理,给出了核燃料循环设施始发事件定量分析的途径,以具有相同工艺过程特征的假想模型为例,对由多重因素导致的始发事件进行了定量分析,并给出了静电火花、管塞泄漏、腐蚀导致泄漏、溶剂探测器失效等几类始发事件频率。

核燃料循环设施洪水设防标准研究

孔庆军, 谢茂林, 孙德泉, 赵昱龙, 王婧

2016, 37(S1): 135-138. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.S1.0135

摘要(8) PDF(0)

摘要:
日本福岛核事故后,世界各国更加关注外部事件对核设施的潜在影响,包括洪水对核设施的潜在影响。当前,国内核燃料循环设施缺乏合理的防洪标准,不仅阻碍了核设施防洪工作的开展,也影响了核设施的安全性。本文以核设施潜在风险为基础,借鉴已有的4级核设施危险分类,依据核设施的重要程度,根据洪灾造成的经济损失和环境后果,提出了每一类核设施的洪水设防标准。

HWRR堆本体退役危害分析

张焕朝, 苟峰, 董博, 王林博, 张宇

2016, 37(S1): 139-141. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.S1.0139

摘要(8) PDF(0)

摘要:
根据重水研究堆(HWRR)堆本体结构层次、拆除次序和退役工艺,分别采用主逻辑图法和故障模式影响及危害度分析(FMECA)对HWRR堆本体退役活动中潜在的危害开展分析,确定其主要的潜在危害,并对其进行分类。

美国海军核动力舰船反应堆装置的安全措施

兰洋, 张玥

2016, 37(S1): 142-144. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.S1.0142

摘要(5) PDF(0)

摘要:
美国海军核动力舰船已安全运行50多年,航行超过1.51亿英里,累计安全运行6500堆·年以上,未发生过任何反应堆事故或可对人体健康或海洋生命产生危害的放射性释放。通过对美海军舰船反应堆装置总体安全原则和安全要求、安全监管及技术安全3方面的文献调研和分析,研究了美海军舰船反应堆装置的安全措施。

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2016年第37卷第S1期

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