核电站安全

摘要： 核电是一种清洁能源,利用核裂变能进行发电。在全国积极推进“双碳战略”背景下,核电备受瞩目,发展前景广阔。核岛是核电站安全壳内的核反应堆及与反应堆有关的各个系统的统称,包括反应堆厂房、核燃料厂房、控制辅助厂房、电气厂房等。核岛用润滑脂广泛应用于核岛内泵、风机、阀门等关键设备轴承上,主要起到润滑、防护和密封的作用,是保障核电站安全平稳长周期运行的关键材料。

摘要： 核电站运行是行业中相对复杂的工作类型,需要作业人员秉承着高度责任感,面临高风险开展核电站生产.其中运行人员的情绪对于生产管理有直接影响,基于核电站安全生产管理,对运行人员的情绪管理进行分析,探究合理的管理措施,保证人员能在工作中很好地控制情绪,保持良好的心态,为工作做出贡献.该文基于核电站运行人员情绪管理进行分析,并结合核电站安全生产探究两者之间的内在联系,针对人员情绪管理提出有效措施,保障核电站安全生产.

摘要： 一、简述背景及存在的问题电动阀门是田湾核电站十分重要的工艺设备之一,肩负着整个核电站管线介质运输的控制功能,是确保核电站安全、稳定运行的基础保障设备。电动阀门试验内容主要是对阀门电驱装置的功能进行鉴定和测试,通过电动阀门的力矩开关及行程开关的动作来控制阀门电机的开启、关闭及停机,以获得鉴定和测试结果,所测试的数据作为评判电动阀门是否合格的主要依据,而传统的试验方法由于需要准备大量的试验设备和通讯工具,导致整体试验时间和消耗的人力过高。

摘要： 核电站是利用核反应释放的能量产生电能的发电厂。目前,核电站提供了世界电能的十分之一。可以说,核电能量巨大,是人类未来解决能源问题的重要手段。但不少人望"核"生畏,认为核电站极具污染性,甚至联想到核武器,担心核电站会爆炸。其实,核电站真的没有那么危险。

摘要： 阳江核电有限公司运行二部六值党支部结合当前党建工作的新形势、新任务、新要求,积极探索基层党建工作新途径,开展三个"党建+"工作,夯实六值党支部的战斗力,有效地把党建工作贯穿各个党员岗位以及各项工作中去,推动了核电站安全生产和经营发展。背景与意义党的十九大报告指出,在新时代,要坚持和加强党的全面领导,坚持党要管党、全面从严治党,以加强党的长期执政能力建设、先进性和纯洁性建设。

摘要： 阳江核电有限公司运行二部在推行党支部建设的过程中,探索基层党建工作新途径,有效地把党建工作贯穿到各党支部、各个党员岗位以及各项工作中去,增强了党支部的战斗堡垒作用,有效推动了核电站安全生产和经营发展。背景和意义阳江核电有限公司运行二部(以下简称"运行二部")为充分发挥基层党组织的战斗堡垒作用,推行党支部建设,主要着力在四个方面.

摘要： 数字化控制系统(DCS)是核电站安全运维的关键,被称为核电站“中枢神经”。12月6日,在中核集团总经理、党组副书记顾军等见证下,我国首套军民融合安全级DCS平台(龙鳞系统)正式发布。该平台由中核集团研发,适用于多种反应堆控制系统,拥有完全自主知识产权,已通过最高等级功能安全认证,部分关键指标达国际领先。从此我国打破了国内核电DCS系统严重依赖进口的被动局面,使我国成为世界上少数掌握该技术的国家。这是中核集团坚持军民融合战略,坚持创新驱动发展,打造核强国的重要成果,有助于我国核电技术整体出口。

摘要： 近日，中国工程物理研究院总体工程研究所继自主研发核电站用高温耐辐射加速度传感器之后，其新研发的耐辐射声发射传感器也顺利通过验收，该设备与中国核动力研究设计院的泄漏监测系统配套，已提供“华龙一号”的福清5号、6号机组投入使用。这一系列产品的交付，标志着我国成功打破国外技术封锁和垄断，拥有国产化的核电安全监测“听诊把脉”设备。

摘要： 直流电源产品在艾默生网络能源（Vertiv）的产品架构中一直处于核心地位，并以其安全、高效、智能的优异品质，深得各行业用户的一致推崇。其中，在核电工业领域，Vertiv基于领先的技术优势和研发实力，为国内外核电站建设应用提供了大批量高品质产品，全面有效地满足了核电站的特殊需求，核电客户已经遍布全球范围。

摘要： 1980年以来，在世界核电站安全运行报告中，出现了相当数量的有关阀门可靠性和安全性的事件报告，阀门故障问题此起彼伏。本文介绍电动、气动、止回阀门的诊断技术及原理,及其在核电站的应用实例。

摘要： 结合国内外核电子发展讨论了核电的安全问题.根据严重事故的可能性危害度谈改进核电安全的必要性.根据国内外对严重事故设防的要求讨论了下一代核电站的应有的安全特性,并从国内外的核电发展讨论了改进核电安全性各种有利条件.

摘要： 本发明涉及用于核电站(2)减压的方法和相应装置，该核电站包括封罩放射性载体的安全壳(4)和用于泄压流的出口(10,10')，泄压流通过配设有过滤系统的泄流管道(12,12')从安全壳(4)被导入大气，该过滤系统包括具有过滤室入口(124)、过滤室出口(128)和位于其间的吸附过滤器(18)的过滤室(16)，该泄压流首先在高压部段(70)中导向流动，随后在节流机构(72)处被膨胀减压，随后至少部分被导送经过带有吸附过滤器(18)的过滤室(16)，最后被吹出到大气中。为了能实现对泄压流所含放射性载体的很高效的有效截留，本发明规定，通过该节流机构(72)被减压的泄压流就在其即将进入过滤室(16)之前被引导经过过热部段(80)，该泄压流在过热部段中通过来自在高压部段(70)内的尚未减压的泄压流的直接传热或间接传热被加热到这样的温度，该温度比存在于那里的露点温度高至少10°C，优选高20°C～50°C。

摘要： 本发明涉及用于核电站(2)减压的方法和相应装置，该核电站包括封罩放射性载体的安全壳(4)和用于泄压流的出口(10,10')，泄压流通过配设有过滤系统的泄流管道(12,12')从安全壳(4)被导入大气，该过滤系统包括具有过滤室入口(124)、过滤室出口(128)和位于其间的吸附过滤器(18)的过滤室(16)，该泄压流首先在高压部段(70)中导向流动，随后在节流机构(72)处被膨胀减压，随后至少部分被导送经过带有吸附过滤器(18)的过滤室(16)，最后被吹出到大气中。为了能实现对泄压流所含放射性载体的很高效的有效截留，本发明规定，通过该节流机构(72)被减压的泄压流就在其即将进入过滤室(16)之前被引导经过过热部段(80)，该泄压流在过热部段中通过来自在高压部段(70)内的尚未减压的泄压流的直接传热或间接传热被加热到这样的温度，该温度比存在于那里的露点温度高至少10°C，优选高20°C～50°C。

摘要： 本发明涉及核电站安全技术领域，公开了一种核电站安全状态的评估方法、系统及核电站设备。核电站安全状态的评估方法包括：获取预先建立的核电站安全参数逻辑关系模型中的全部核电站安全参数的运行状态；根据预先设置的核电站安全参数的安全评估规则和安全等级对获取的全部核电站安全参数的运行状态进行安全等级评估，以获取全部核电站安全参数的安全等级；以及根据建立的核电站安全参数逻辑关系模型中的安全参数逻辑关系对获取的全部核电站安全参数的安全等级进行逻辑运算处理，以获取核电站整体安全状态的安全等级。相对于现有技术，本发明提高了核电站安全状态评估的便捷性、准确性和可靠性，提升了核电站的安全性和可靠性。

摘要： 本发明涉及一种核电站安全壳用清扫设备，所述安全壳外侧设置有空气流通通道，所述清扫设备包括：压缩空气源；压缩空气管路；多个吹扫口，邻近安全壳顶封头外表面设置；和吹扫控制单元，其中：所述压缩空气管路连通压缩空气源与所述多个吹扫口，所述多个吹扫口吹扫顶封头外表面；所述吹扫控制单元适于控制基于吹扫口的吹扫操作。本发明还涉及一种具有该清扫设备的核电站，以及一种核电站安全壳用清扫方法。

摘要： 一种核电站安全预警方法、系统以及核电站仿真技术平台，方法包括：S1、判断实时获取的特征参数的DCS运行数据与安全阈值之间的偏差是否达到特征条件判别点，如是则进入S2；S2、基于当前的DCS运行数据执行快时计算以获取在没有投入人工干预时特征参数的第一仿真预测值；S3、判断该第一仿真预测值是否在安全设定值以内，如是转S1，否则转S4；S4、基于当前的DCS运行数据所确定的干预方式投入人工干预；S5、基于当前获取的DCS运行数据执行快时计算以获取在投入人工干预时特征参数的第二仿真预测值；S6、判断第二仿真预测值是否在安全设定值以内，如是则结束，否则转S4。本发明提前判断是否有必要加入人工干预并验证人工干预是否合适，提高机组运行安全性。

摘要： 本申请公开了一种压水堆核电站安全壳冷却系统和核电站。其中，冷却系统，包括：安全壳、第一水箱、换热器、堆内熔融物滞留(In Vessel Retention，IVR)水箱以及压力容器；第一水箱设置于安全壳的外周；换热器设置于第一水箱内，且换热器的入口和出口分别与安全壳的收容空腔连通；IVR水箱设置于安全壳的收容空腔中，且换热器的出口与IVR水箱的第一端连通；压力容器设置于安全壳的收容空腔中，且IVR水箱的第二端与压力容器连通；其中，第一水箱的水平高度大于IVR水箱的水平高度，且IVR水箱的水平高度大于压力容器的水平高度。本申请实施例能够提升对安全壳内蒸汽的冷却效率。

摘要： 本发明涉及一种核电站安全壳用清扫设备，所述安全壳外侧设置有空气流通通道，所述清扫设备包括：压缩空气源；压缩空气管路；多个吹扫口，邻近安全壳顶封头外表面设置；和吹扫控制单元，其中：所述压缩空气管路连通压缩空气源与所述多个吹扫口，所述多个吹扫口吹扫顶封头外表面；所述吹扫控制单元适于控制基于吹扫口的吹扫操作。本发明还涉及一种具有该清扫设备的核电站，以及一种核电站安全壳用清扫方法。

摘要： 本发明涉及核电站安全技术领域，公开了一种核电站安全状态的评估方法、系统及核电站设备。核电站安全状态的评估方法包括：获取预先建立的核电站安全参数逻辑关系模型中的全部核电站安全参数的运行状态；根据预先设置的核电站安全参数的安全评估规则和安全等级对获取的全部核电站安全参数的运行状态进行安全等级评估，以获取全部核电站安全参数的安全等级；以及根据建立的核电站安全参数逻辑关系模型中的安全参数逻辑关系对获取的全部核电站安全参数的安全等级进行逻辑运算处理，以获取核电站整体安全状态的安全等级。相对于现有技术，本发明提高了核电站安全状态评估的便捷性、准确性和可靠性，提升了核电站的安全性和可靠性。

摘要： 一种核电站安全预警方法、系统以及核电站仿真技术平台，方法包括：S1、判断实时获取的特征参数的DCS运行数据与安全阈值之间的偏差是否达到特征条件判别点，如是则进入S2；S2、基于当前的DCS运行数据执行快时计算以获取在没有投入人工干预时特征参数的第一仿真预测值；S3、判断该第一仿真预测值是否在安全设定值以内，如是转S1，否则转S4；S4、基于当前的DCS运行数据所确定的干预方式投入人工干预；S5、基于当前获取的DCS运行数据执行快时计算以获取在投入人工干预时特征参数的第二仿真预测值；S6、判断第二仿真预测值是否在安全设定值以内，如是则结束，否则转S4。本发明提前判断是否有必要加入人工干预并验证人工干预是否合适，提高机组运行安全性。

摘要： 本申请公开了一种压水堆核电站安全壳冷却系统和核电站。其中，冷却系统，包括：安全壳、第一水箱、换热器、堆内熔融物滞留(In Vessel Retention，IVR)水箱以及压力容器；第一水箱设置于安全壳的外周；换热器设置于第一水箱内，且换热器的入口和出口分别与安全壳的收容空腔连通；IVR水箱设置于安全壳的收容空腔中，且换热器的出口与IVR水箱的第一端连通；压力容器设置于安全壳的收容空腔中，且IVR水箱的第二端与压力容器连通；其中，第一水箱的水平高度大于IVR水箱的水平高度，且IVR水箱的水平高度大于压力容器的水平高度。本申请实施例能够提升对安全壳内蒸汽的冷却效率。