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The Role of Countermeasures in Mitigating the Radiological Consequences of Nuclear Power Plant Accidents 被引量:1
1
作者 F.S. Tawfik M.M. Abdel-Aal 《Journal of Environmental Science and Engineering》 2011年第7期920-924,共5页
The countermeasures are the actions that should be taken, after the occurrence of a nuclear accident to protect the public against the associated risks. These actions may be represented by sheltering, evacuation, dist... The countermeasures are the actions that should be taken, after the occurrence of a nuclear accident to protect the public against the associated risks. These actions may be represented by sheltering, evacuation, distribution of stable iodine tablets and/or relocation. This study represents a comprehensive probabilistic study to investigate the role of the adoption of the countermeasures in case of a hypothetical accident of type LOCA for nuclear power plant of PWR (1000 Mw). The effective doses in different organs, short and long health effects, and the associated risks are calculated with and without countermeasures. In addition, the overall costs of the accident and the costs of countermeasures are estimated which represent our first trials to know how much the proposed accident cost. The results showed that, the area around the site requires early and late countermeasures action after the accident especially in the downwind sectors. For late countermeasures, the duration time of relocation ranged from about two to 10 years. The adoption of the countermeasures increases the costs of emergency plan by 40% but reduces the risk associated the accident. 展开更多
关键词 LOCA accident probabilistic risk assessments emergency plan in nuclear power plants.
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Risk Communication and External Emergency Plan in Angra dos Reis, Brazil
2
作者 Raquel Dalledone Siqueira da Cunha Delvonei Alves de Andrade 《World Journal of Nuclear Science and Technology》 2016年第4期301-308,共8页
The presence of a potentially hazardous facility in a community demands several safety procedures. Bringing risk communication among those actions may help the population that lives near the facility feel more confide... The presence of a potentially hazardous facility in a community demands several safety procedures. Bringing risk communication among those actions may help the population that lives near the facility feel more confident and have the required knowledge on how to behave in an emergency situation. A research performed in Angra dos Reis, RJ, Brazil, where a nuclear power plant is located, shows that there is a lack of information and awareness about the emergency plan. 展开更多
关键词 Risk Communication Emergency plan nuclear power plant
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基于故障树和产生式规则的故障诊断专家系统设计 被引量:4
3
作者 宋龙飞 陈玉清 金振俊 《中国舰船研究》 CSCD 北大核心 2024年第S01期84-92,共9页
[目的]为充分运用核动力装置的运行管理经验辅助核动力操纵人员进行故障诊断,设计一种船用核动力装置故障诊断专家系统。[方法]首先,根据故障树与产生式规则之间的逻辑一致性,提出一种将故障树知识转化为产生式规则的方法;然后,对采用... [目的]为充分运用核动力装置的运行管理经验辅助核动力操纵人员进行故障诊断,设计一种船用核动力装置故障诊断专家系统。[方法]首先,根据故障树与产生式规则之间的逻辑一致性,提出一种将故障树知识转化为产生式规则的方法;然后,对采用正、反向混合推理方法的专家系统知识库和推理机进行优化设计,并依据故障树最小割集和重要度分析结果设计正向推理策略以简化推理流程;最后,根据人工对故障状态判断的思路设计状态监测模块,实时采集关键设备参数以转化为专家系统可识别的设备信息。[结果]结果显示,采用所提方法可解决专家系统知识获取困难的问题,能在保证推理准确度的前提下提升推理效率,实现了专家系统的在线故障诊断功能。[结论]研究表明采用所提方法可提升专家系统获取知识的能力和推理效率,对保障核动力装置的运行管理安全具有重要意义。 展开更多
关键词 核动力装置 故障树 专家系统 产生式规则 故障诊断
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压水堆核电机组一回路腐蚀产物样品前处理及测量方法研究
4
作者 吕传君 梁维江 伊海龙 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2024年第1期135-141,共7页
本研究通过实验室方法探测和现场检测验证进行压水堆核电机组一回路腐蚀产物样品前处理及测量方法研究,方法研究过程中考察样品前处理和测量方法两个维度对测量结果的影响。其中,方法研究过程分别考查样品前处理加酸种类(分别为硝酸和王... 本研究通过实验室方法探测和现场检测验证进行压水堆核电机组一回路腐蚀产物样品前处理及测量方法研究,方法研究过程中考察样品前处理和测量方法两个维度对测量结果的影响。其中,方法研究过程分别考查样品前处理加酸种类(分别为硝酸和王水)和加酸后静置时间(分别静置1 h、4 h、24 h)对测量结果精密度、准确度和检出限的影响。综合火焰原子吸收光谱法、石墨炉原子吸收光谱法、电感耦合等离子体发射光谱法、电感耦合等离子体质谱法和离子色谱法这几种检测方法的检出限、适用测试样品性质及国内核电厂仪器资源配置,本文选择电感耦合等离子体发射光谱法作为样品检测方法,并用石墨炉原子吸收光谱法辅助验证。结果表明一回路腐蚀产物样品前处理过程采用硝酸酸化,加酸量控制在1%,加酸后24 h内完成测量,采用电感耦合等离子体发射光谱法(ICP-OES)作为样品检测方法,是一种检出限低(检出限低于1μg/kg)、精密度高(相对标准偏差值介于6.54%~14.07%)和准确度高(加标回收率在99.2%~104.4%)的测量方法。 展开更多
关键词 压水堆核电厂 一回路注锌 腐蚀产物 镍元素
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核电厂非放射性生产废水处理方案研究
5
作者 张受卫 冀青杰 +1 位作者 李良浩 陈周燕 《工业水处理》 CAS CSCD 北大核心 2024年第4期205-209,共5页
核电厂非放射性生产废水的来源及成分比较复杂,现有核电机组非放射性废水均是排入循环冷却水排水系统后经电厂总排放口排入海中,总排放口排水水质满足《污水综合排放标准》中的排放要求。随着国内环保要求的提高,部分地方环保部门提出... 核电厂非放射性生产废水的来源及成分比较复杂,现有核电机组非放射性废水均是排入循环冷却水排水系统后经电厂总排放口排入海中,总排放口排水水质满足《污水综合排放标准》中的排放要求。随着国内环保要求的提高,部分地方环保部门提出废水中的二类污染物含量在排入循环冷却水排水前需满足《污水综合排放标准》中的排放要求,现有废水水质无法满足该要求。为解决上述问题,以CAP1000核电机组为例,通过对非放射性生产废水的组成及现有的处理情况进行分析,明确了超标废水来源主要为凝结水精处理系统树脂再生时排放的酸碱废水,废水中氨氮含量远高于排放标准要求。根据该废水的排放情况及水质特点,先对废水进行了高、低盐分类收集减量处理,然后针对氨氮超标的高盐废水提出了折点氯化法、吹脱+电解制氯氧化联合处理、膜脱氨3种处理方案,并对各方案进行了技术经济比较,为核电厂的非放射性生产废水处理的工艺设计提供参考。 展开更多
关键词 核电厂 非放射性生产废水 凝结水精处理废水 氨氮废水
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田湾核电站生产计划项目运行风险分析研究
6
作者 杜元 《价值工程》 2024年第18期18-20,共3页
通过对田湾核电站生产计划项目特点和运行风险进行分析,建立一套全面的风险管控框架,包括风险分级、风险缓解和监控等方面,并提出以工单为核心的“全过程”运行风险管控方法,将有助于提高核电厂生产计划项目运行风险管控的安全性和可靠... 通过对田湾核电站生产计划项目特点和运行风险进行分析,建立一套全面的风险管控框架,包括风险分级、风险缓解和监控等方面,并提出以工单为核心的“全过程”运行风险管控方法,将有助于提高核电厂生产计划项目运行风险管控的安全性和可靠性,降低潜在风险,促进核能的可持续发展。 展开更多
关键词 核电站 生产计划项目 运行风险 分析
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核电站用钢管材料及其国产化 被引量:27
7
作者 赵彦芬 遆文新 +1 位作者 汪小龙 薛飞 《钢管》 CAS 2007年第2期11-14,共4页
在国家大力发展核电的规划和形势下,核电站建设正处于快速发展阶段,而我国大型核电站设备的国产化率还相对较低。以我国1000MW机组为例对压水堆核电站钢管用材料进行了分析和描述,希望对核电用钢管材料的国产化,特别是迫在眉睫的核用材... 在国家大力发展核电的规划和形势下,核电站建设正处于快速发展阶段,而我国大型核电站设备的国产化率还相对较低。以我国1000MW机组为例对压水堆核电站钢管用材料进行了分析和描述,希望对核电用钢管材料的国产化,特别是迫在眉睫的核用材料标准化工作起到一定的作用。 展开更多
关键词 压水堆核电站 钢管 材料 国产化
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浅析核电厂周围人口分布的现状 被引量:5
8
作者 杨端节 李冰 +1 位作者 陈晓秋 熊小伟 《中国人口·资源与环境》 CSSCI 北大核心 2013年第S2期230-233,共4页
本文综合分析了全球核电厂半径30km和80km范围内的人口分布现状,并对我国大陆拟建核电厂与全球核电厂周围人口的分布进行了比较分析,结果表明:滨海核电厂周围陆域人口密度整体上高于内陆核电厂。其中,分布于人口数较低区间的核电厂(约占... 本文综合分析了全球核电厂半径30km和80km范围内的人口分布现状,并对我国大陆拟建核电厂与全球核电厂周围人口的分布进行了比较分析,结果表明:滨海核电厂周围陆域人口密度整体上高于内陆核电厂。其中,分布于人口数较低区间的核电厂(约占90%)中,滨海与内陆核电厂周围的人口相当;分布于人口数较高区间的核电厂(约占10%)中,滨海核电厂周围人口显著高于内陆核电厂。在厂址选择过程中,建议对核电厂周围人口给予足够的关注。 展开更多
关键词 核电厂 人口分布 福岛核事故 应急计划
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数字化工厂技术在生产线规划中的应用 被引量:24
9
作者 孙威 张浩 +1 位作者 朱志浩 马玉敏 《计算机辅助工程》 2005年第3期43-46,共4页
以分析数字化工厂技术的应用效果为目的,讨论虚拟环境中的生产线规划,介绍数字化工厂软件eM-Power,并举例说明在其生产线仿真优化工具eM-Plant环境下进行生产线建模仿真、分析瓶颈设备的过程,证明数字化工厂技术在制造业领域的良好应用... 以分析数字化工厂技术的应用效果为目的,讨论虚拟环境中的生产线规划,介绍数字化工厂软件eM-Power,并举例说明在其生产线仿真优化工具eM-Plant环境下进行生产线建模仿真、分析瓶颈设备的过程,证明数字化工厂技术在制造业领域的良好应用前景。 展开更多
关键词 生产线规划 数字化工厂 eM-power EM-plant 建模仿真
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核电厂模拟废液化学絮凝处理技术研究 被引量:3
10
作者 柳丹 刘杰安 +2 位作者 王鑫 陈斌 翁明辉 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第5期781-785,共5页
针对核电厂废液中腐蚀产物的去除提出一种化学絮凝强化处理工艺。通过对配制胶体水样的定性定量分析,表明胶体形态可较好地模拟核电厂腐蚀产物源项。根据胶体的粒径分布(200~300 nm )和含量特性(受pH值影响)进行絮凝剂(高分子聚... 针对核电厂废液中腐蚀产物的去除提出一种化学絮凝强化处理工艺。通过对配制胶体水样的定性定量分析,表明胶体形态可较好地模拟核电厂腐蚀产物源项。根据胶体的粒径分布(200~300 nm )和含量特性(受pH值影响)进行絮凝剂(高分子聚合物与无机金属盐)选型和复配试验,结果表明:投加高分子聚合物B或高分子聚合物B+无机盐Y后,对模拟废液絮凝净化效果较好(出水均达到工艺要求:去污因子DF>50),但综合考虑胶体去除效率(絮凝反应时间),后续工程设计优先推荐絮凝剂B。 展开更多
关键词 核电厂 废液 腐蚀产物 胶体 絮凝
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核电厂烟羽应急计划区划分方法研究 被引量:8
11
作者 黄挺 曲静原 +1 位作者 童节娟 曹建主 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2012年第2期127-131,共5页
结合不同类型反应堆的安全特性,对不同的烟羽应急计划区(PEPZ)划分方法进行对比分析,然后依据反应堆类型进行系统归类,提出不同堆型所适用的烟羽应急计划区划分方法,最后以我国的模块式高温气冷堆示范电厂(HTR-PM)为例进行划分方法的初... 结合不同类型反应堆的安全特性,对不同的烟羽应急计划区(PEPZ)划分方法进行对比分析,然后依据反应堆类型进行系统归类,提出不同堆型所适用的烟羽应急计划区划分方法,最后以我国的模块式高温气冷堆示范电厂(HTR-PM)为例进行划分方法的初步应用。初步研究结果表明,HTR-PM在厂址边界处满足烟羽应急计划区的划分准则,相对于目前的大型轻水堆,可以明显减小其烟羽应急计划区。 展开更多
关键词 核电厂 安全特性 烟羽应急计划区 高温气冷堆
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核电站常规岛蒸汽/给水回路用WB36CN1无缝钢管的研制 被引量:5
12
作者 郭元蓉 吴红 +1 位作者 胡茂会 胡铂 《钢管》 CAS 2010年第4期31-35,共5页
随着我国核电站建设进程的加快,核电用无缝钢管的国产化要求日益迫切。介绍了在1000MW核电站常规岛蒸汽/给水回路中应用的WB36CN1无缝钢管的特点、生产工艺,通过对WB36CN1无缝钢管各项性能指标的比较分析,肯定了该工艺生产的产品在核电... 随着我国核电站建设进程的加快,核电用无缝钢管的国产化要求日益迫切。介绍了在1000MW核电站常规岛蒸汽/给水回路中应用的WB36CN1无缝钢管的特点、生产工艺,通过对WB36CN1无缝钢管各项性能指标的比较分析,肯定了该工艺生产的产品在核电领域的应用价值。 展开更多
关键词 核电站常规岛 核电用管 WB36CN1无缝钢管 产品特点 生产工艺
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扩展割集矩阵在故障树快速求解方法中的应用 被引量:3
13
作者 杨宇 刘晓平 +1 位作者 刘萍 吴宜灿 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2005年第1期80-83,共4页
提出了扩展割集矩阵的概念及其展开规则,并将其应用在故障树快速求解方法中模块最小割集以及故障树最小割集的求解上,同时,利用矩阵形式,结合故障树求解的特点,提出了若干优化策略。
关键词 LIVING PSA 故障树 最小割集 割集矩阵 扩展割集矩阵
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基于二级PSA的EPR机组烟羽应急计划区划分 被引量:3
14
作者 王海峰 赵锋 +1 位作者 张启明 丁四中 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2013年第2期219-224,共6页
参考NUREG-0396中烟羽应急计划区划分方法与接受准则,基于EPR机组的二级PSA结果中的严重事故释放类,对各堆芯熔化事故释放类采用概率加权,用MACCS程序计算得到某EPR机组烟羽应急计划区的大小,并以截断频率10-8/(堆.年)选取最严重事故序... 参考NUREG-0396中烟羽应急计划区划分方法与接受准则,基于EPR机组的二级PSA结果中的严重事故释放类,对各堆芯熔化事故释放类采用概率加权,用MACCS程序计算得到某EPR机组烟羽应急计划区的大小,并以截断频率10-8/(堆.年)选取最严重事故序列的释放类(RC205)对结果进行复核。计算得到某EPR机组烟羽应急计划区内区半径3km、外区半径7km能满足接受准则。 展开更多
关键词 概率安全分析 核电厂 应急计划区 严重事故序列
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滨海核电厂海域工程总平面布置设计要点 被引量:7
15
作者 张俊 李秀英 +2 位作者 杨云兰 夏悟民 叶剑 《水运工程》 北大核心 2014年第2期130-135,共6页
结合近年来国内实施的若干个滨海核电厂设计实例,从核电厂海域工程构筑物承担的防洪、取排水和大件吊卸运输等功能展开论述,重点分析厂址防洪与厂坪高程、护岸高程设计之间的关系,不同取排水方式的优缺点和适应性,取排水构筑物常用的平... 结合近年来国内实施的若干个滨海核电厂设计实例,从核电厂海域工程构筑物承担的防洪、取排水和大件吊卸运输等功能展开论述,重点分析厂址防洪与厂坪高程、护岸高程设计之间的关系,不同取排水方式的优缺点和适应性,取排水构筑物常用的平面布置方式及所考虑的取水安全、温排水、潮流、泥沙和波浪等因素,大件码头平面布置考虑的因素。 展开更多
关键词 滨海核电厂海域工程 总平面布置 护岸 取排水工程 大件码头
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核电厂应急行动水平制定技术发展及应用 被引量:2
16
作者 刘涛 张立国 曲静原 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2010年第4期456-459,共4页
对核电厂应急行动水平(EAL)制定方法学和技术体系进行调研,并对国内核电厂制定的EAL进行分析。概要阐述了美国和国际原子能机构发展形成的EAL方法学和技术体系,对目前我国核电厂制定的EAL进行综述和评价,对核电厂EAL技术在我国的发展提... 对核电厂应急行动水平(EAL)制定方法学和技术体系进行调研,并对国内核电厂制定的EAL进行分析。概要阐述了美国和国际原子能机构发展形成的EAL方法学和技术体系,对目前我国核电厂制定的EAL进行综述和评价,对核电厂EAL技术在我国的发展提出初步建议。 展开更多
关键词 应急行动水平 应急计划 核电厂
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核电厂应急撤离的有关问题 被引量:8
17
作者 赵善桂 张琳 +1 位作者 陈晓秋 岳会国 《核安全》 2008年第4期52-56,59,共6页
概述了国内外有关核电厂应急撤离的法规、导则,介绍了影响应急撤离的众多因素,对应急撤离路线设置进行了讨论。
关键词 核电厂 应急计划 撤离路线
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浮动式核电厂烟羽应急计划区划分 被引量:5
18
作者 王军龙 刘嘉嘉 +1 位作者 刘聪 马强 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第4期671-675,共5页
介绍了小型堆应急计划区划分研究现状,在此基础上对比分析了浮动式核电厂ACP100S和AP1000核电厂在相同事故序列下裂变产物向环境的释放份额,选取具有包络性的事故源项,对ACP100S应急计划区进行了初步分析计算。结果表明:在相同的事故序... 介绍了小型堆应急计划区划分研究现状,在此基础上对比分析了浮动式核电厂ACP100S和AP1000核电厂在相同事故序列下裂变产物向环境的释放份额,选取具有包络性的事故源项,对ACP100S应急计划区进行了初步分析计算。结果表明:在相同的事故序列条件下,ACP100S和AP1000向环境的释放份额相差不大,但ACP100S堆芯积存量较小,因此ACP100S向环境释放源项也较小;在500m范围内,2d及7d有效剂量与7d甲状腺剂量均不超过相应的干预水平,由此可知ACP100S的烟羽应急计划区可划至500m的厂址边界,从而取消厂外应急。 展开更多
关键词 浮动式核电厂 烟羽应急计划区 厂址边界
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某核电厂员工因氡及^(222)Rn/^(220)Rn子体所致剂量评价 被引量:2
19
作者 吴和喜 刘玉娟 +2 位作者 杨波 覃国秀 刘庆成 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2011年第4期122-126,共5页
对核电厂员工按工作性质、区域进行分组,运用FT-648型测氡仪对核电厂各监测区域采用经湿度校正的双滤膜法测量氡的浓度、总α五段法测量222Rn/220Rn短寿命放射性子体的浓度,研究核电厂工作人员因氡及222Rn/220Rn子体所致年有效剂量,提... 对核电厂员工按工作性质、区域进行分组,运用FT-648型测氡仪对核电厂各监测区域采用经湿度校正的双滤膜法测量氡的浓度、总α五段法测量222Rn/220Rn短寿命放射性子体的浓度,研究核电厂工作人员因氡及222Rn/220Rn子体所致年有效剂量,提出高氡区域的具体防护措施。研究结果表明,核电厂中除乏燃料水池外,其他各区域监测数据均比国际辐射防护委员会推荐值低。 展开更多
关键词 湿度校正 核电厂 氡及222Rn/220Rn子体 年有效剂量
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对香港的辐射应急计划的评论 被引量:2
20
作者 施仲齐 薛大知 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 1990年第3期168-174,共7页
本文评述了英国人尼尔·A和戴维斯·M为香港政府研究大亚湾核电厂环境问题提交的顾问报告书“应变计划”,讨论了适宜香港的应急防护措施、事故时的饮水问题和该报告书中对我国政府提出的要求。根据国际标准和香港及大亚湾核电... 本文评述了英国人尼尔·A和戴维斯·M为香港政府研究大亚湾核电厂环境问题提交的顾问报告书“应变计划”,讨论了适宜香港的应急防护措施、事故时的饮水问题和该报告书中对我国政府提出的要求。根据国际标准和香港及大亚湾核电厂的具体情况,本文强调香港毋需制定有关撤离、迁置和普遍发放碘片措施的应急计划,宜重视加强及时通报事故信息和应急监测能力;并建议对饮用水的应急防护问题作进一步的研究。 展开更多
关键词 核电厂 应急计划 辐射 防护 撤离
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