搜索结果: 1-15 共查到“核科学技术 安全性”相关记录16条 . 查询时间(0.34 秒)
国际原子能机构发现荷兰研究堆的安全性得到改善（图）
国际原子能机构 荷兰研究堆 安全性
2024/4/24
国际原子能机构 (IAEA) 的后续任务已经结束，自 2021 年 9 月的上次审查任务以来，荷兰 Hoger Onderwijs 研究堆的运营商已提高了安全性。
地下掩埋核废料安全性新报告详细介绍了核废料地质处置库的安全性（图）
放射性废物 核废料处理 核废料安全性
2024/4/25
核废料管理组织(NWMO)发布了关于地下掩埋核废料安全性的新研究，其中包括安大略省西北部的一个地点。
根据国际原子能机构 (IAEA) 的后续任务，捷克共和国 LVR-15 研究反应堆的安全计划和程序已通过实施 2020 年执行的上一次任务的建议得到加强。
新中微子探测法可大大提高核电站安全性
中微子 探测法 核电站 安全性
2020/9/16
俄罗斯国立核能研究大学“莫斯科工程物理学院”近日运用中微子相干弹性散射效应进行了一系列监控核反应堆运行状况的试验，有望将核反应堆远程控制的精确度提高近1000倍。该项研究得到了俄罗斯国家原子能集团公司的资助。
“华龙一号”巴基斯坦卡拉奇项目安全性满足国际最高标准
华龙一号 巴基斯坦卡拉奇 国际 最高标准
2020/6/29
今年五月，“华龙一号”福清核电5号机组内层安全壳整体性能实验完成，标志着“华龙一号”技术向真正落地生根又迈出了一大步。与福清核电项目几乎同期开工的中国在海外建设的首座“华龙一号”核电站——巴基斯坦卡拉奇核电项目，目前也在如火如荼地建设中。
近日，中科院核能安全技术研究所·凤麟团队在中国抗中子辐照钢（CLAM钢）焊接接头疲劳性能研究方面取得新进展，开展了CLAM钢电子束焊接接头低周疲劳行为研究，建立了焊接接头的疲劳寿命预测模型，为国际热核聚变实验堆（ITER）实验包层模块（TBM）的疲劳服役安全性提供了实验依据，相关成果发表在国际聚变工程领域期刊Fusion Engineering and Design上。
俄罗斯开发出显著提高核电站安全性的技术
俄罗斯 显著 核电站安全性 技术
2019/11/27
2019年11月13日报道，俄罗斯国家核研究大学的科学家开发了一种技术，可以预测核电站传热模式的变化，将大大提高核电站的安全性。传热效率受流量、温度和压力的影响。对改变传热或冷却剂沸腾状态条件进行诊断，这对轻水反应堆活性区的可靠性很重要。
近日，核能安全所在中国抗中子辐照钢CLAM高温服役安全性研究方面取得重要进展，完成了CLAM钢在服役上限温度550℃的断裂韧性行为研究，验证了其在国际热核聚变实验堆（ITER）实验包层模块（TBM）中服役的高温断裂可靠性，相关成果发表在国际核材料顶级期刊Journal of Nuclear Materials上。
新概念熔盐堆的固有安全性及相关关键问题研究
安全性 熔盐堆
2010/1/11
新概念熔盐堆是6种第四代反应堆中唯一的液体燃料反应堆，在固有安全性、经济性、核资源可持续发展及防核扩散等方面具有其它反应堆无法比拟的优点。针对熔盐堆的特点，建立通用的物理分析、热工水力分析和安全分析模型，并采用隐式方法实现物理热工的耦合。将建立的数学模型应用于锕系元素再循环嬗变熔盐堆（MOSART）的计算，对其堆芯物理特性、热工水力特性和安全特性进行了系统分析，考察了入口温度、速度及燃料盐在堆芯...
脉冲堆余热导出安全性实验研究
脉冲堆 余热导出 安全性 实验
2010/5/4
实验研究了脉冲堆余热导出的安全性，给出了停堆后燃料芯体温度和堆水池散热能力随时间变化的实验数据及其分析方法和结果。实验及其分析结果表明，脉冲反应堆余热导出是安全的。
异种钢焊缝缺陷分析及安全性评定
异种钢焊缝 安全性评定 失效评定图
2009/5/13
本工作按照ASMEBPVC第Ⅺ卷附录C和附录H对异种金属焊缝进行了分析和评定。同时，对附录C进行了工程应用开发，并选取典型管道建立外表面缺陷评定图，用该评定图对异种金属焊缝进行了评定。该评估方法可直接用于评定在役检查中发现的缺陷，而不需额外的断裂力学知识，为使用者提供
基于火焰加速和燃爆转变准则的氢气点火安全性研究
核电站 火焰加速 燃向爆炸的转变
2009/1/15
采用点火器对可燃混合气体进行预先点火是严重事故下的1种可供选择的氢气缓解措施。基于σ准则和λ准则可以评估氢气燃烧时发生火焰加速(FA)和爆燃向爆炸的转变(DDT)的可能性。本文分析密闭房间中氢气早期和晚期点火的过程。分析结果表明，点火器在空间的合理布置和初次点火时间的控制，可有效移除事故前期的氢气。本方法能用于确定核电站干式安全壳内氢气点火器的数量、位置和点火时间。
90年代新堆型:关于提高压水堆固有安全性的问题
压水堆 固有安全 严重事故对策
2009/1/6
一、引言 1979年三哩岛事故至今,美国核电工业一直处于颓势,近年来,欧洲各国及日本的核电工业也趋于饱和态。三哩岛事件对公众的心理影响对延缓核电发展起了相当大的推波助澜作用,然而核电发展缓慢的主要原因乃是经济性因素。有关人士预测,90年代以后,由于已建电厂的逐渐老化,发展中国家对电力需求的上升,会出现新的装机高潮。
压水动力反应堆燃料元件安全性的监测与分析
燃料 反应堆
2008/12/15
为了对１座压水型动力反应堆作燃料元件破损的现场监测，计算了一些裂变产物的主要γ光子用７６．２ｍｍ×７６．２ｍｍＮａｌ探测器测量时产生的光电峰相对计数率随反应堆启动不同时间的变化，并作了监测中的干扰因素分析。计算和分析结果表明：在元件安全性监测中，最适合选择的γ光子能量是２２０．９ｋｅＶ（８９Ｋｒ）、４０２．７ｋｅＶ（８７Ｋｒ）、１９６．３ｋｅＶ（８８Ｋｒ）、５２９．８ｋｅＶ（１３３Ｉ）和８１ｋｅＶ...
根据我国核电厂厂址安全法规对地震安全性评价的要求，结合执行中的一些实际做法，提出了存在的问题以及解决问题的参考建议。