GJ B 844.2A-2015 潜艇核动力装置运行安全规定第2部分：在役检查导则.pdf
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?必须收集和保存运行经验的数据，以用作核动力厂老化管理、核动力厂剩余寿期评价、概率安全评价和定期安全审查的输入数据。 由于近些年核电厂延寿的需要，对运行数据的收集和评价越来越受到重视。国内早期对该问题没有意识到，如某核电厂在近十年的时间内没有对瞬态数据进行统计和管理，这将为以后的延寿等工作带来困难。考虑到RISK-INFORM的管理模式会应用越来越广，也需重视此方面的工作以作为PSA的支持。 5.实物保护 ?必须采取一切合理的预防措施来防止有人蓄意未经授权进行可能危害安全的行动。 ?营运单位必须采取适当的工业保安和实物保护措施，以预防或阻止非授权进入、闯入、偷窃、地面攻击以
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学习_核动力厂运行安全规定_的体会.pdf
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?必须收集和保存运行经验的数据，以用作核动力厂老化管理、核动力厂剩余寿期评价、概率安全评价和定期安全审查的输入数据。 由于近些年核电厂延寿的需要，对运行数据的收集和评价越来越受到重视。国内早期对该问题没有意识到，如某核电厂在近十年的时间内没有对瞬态数据进行统计和管理，这将为以后的延寿等工作带来困难。考虑到RISK-INFORM的管理模式会应用越来越广，也需重视此方面的工作以作为PSA的支持。 5.实物保护 ?必须采取一切合理的预防措施来防止有人蓄意未经授权进行可能危害安全的行动。 ?营运单位必须采取适当的工业保安和实物保护措施，以预防或阻止非授权进入、闯入、偷窃、地面攻击以
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V09NPPOCP1202核动力装置运行讲课教案.ppt
核动力装置运行;12.3 反应性事故; ; 原因分析; 原因分析; 事故下的保护; 事故下的保护; 12.3.4启动时控制棒组件失控抽出;;;保护措施;12.3.5功率运行时控制棒组件失控抽出;;;;;保护措施;; 12.3.6硼酸的失控稀释; 保护措施; 保护措施; 12.3.7一个控制棒组件的弹出 ; 事故后果; 12.4蒸汽发生器管子断裂事故; 事故的起因; 事故的风险; 事故下的保护 ; 事故下的保护; 手动保护;;; 事故的描述;; 12.5蒸汽管道破裂事故; 事故的起因; 事故的风险; 事故下的保护; 事故下的保护; 事故下的保护; 事故下的保护;12.6 给水管道破裂事故;THE
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核动力厂设计安全规定方案.PDF
附件 HAF102-2016
核动力厂设计安全规定
（2016年修订，2016年10月26 日国家核安全局批准发布）
1 引 言
1.1 目的
为实现核动力厂的安全运行，防止或减轻可能危及安全的事件
后果，本规定提出了核动力厂安全重要的构筑物、系统和部件的设
计，以及规程和组织流程所必须满足的要求。
本规定适
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核动力厂设计安全规定介绍.ppt
核安全法规体系讲座 《核动力厂设计安全规定》 环保部核与辐射安全中心 汤搏 2009年6月 《核动力厂设计安全规定》版本的变化 ?《核电厂设计安全规定》(HAF0200)，1986年由国家核安全局发布。 ?《核电厂设计安全规定》（HAF102），1991年由国家核安全局发布，有15个安全导则支持： HAD102/01《核电厂设计总的安全原则》，1989年发布； HAD102/02《核电厂的抗震设计和鉴定》，1996年修订； HAD102/03《用于沸水堆、压水堆和压力管式反应堆的安全功能和部件分级》，1986年发布； HAD102/04《核电厂内部飞射物及其二次效应的防护》，
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CB 20668-2018CN 潜艇核动力装置二回路滑油系统串洗工艺要求.docx
国家国防科技工业局 发
国家国防科技工业局 发 布
中华人民共和国船舶行业标准
FL 1517
CB 20668—2018
潜艇核动力装置
二回路滑油系统串洗工艺要求
Process requirements of the secondary-circuit lubricant oil systems swilling for
submarine nuclear power plants
2018- 12-28发布
2019-03-01 实施
cn
离 宿 防 确
真 品 解 识 谨 防 伤 置
中 华 人 民 共 和 国
船 舶 行 业 标 准
潜艇核动力装置二回路滑油系统
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潜艇动力装置.ppt
舰艇动力装置——潜艇;时间;1897年美国“霍兰”号潜艇;;柴电常规潜艇
;柴电动力潜艇具体传动过程如下：;德国U型潜艇
;;AIP系统
;AIP技术
;斯特林发动机AIP〔SEAIP〕
;斯特林发动机〔SE〕AIP以不依赖空气的斯特林机〔StirlingEngine〕为发电机原动机。斯特林发动机是一种外部加热的连续燃烧发动机，它通过外部燃烧的高温气体经加热管加热内部循环的工质〔船用斯特林机通常用氦气作循环工质〕，内部循环工质受热膨胀推动活塞作功，使发动机输出轴功率。为了使发动机在无空气条件下连续运行，同样需要连续不断地供给氧气燃烧供给热量，因而SEAIP也装有较大容量的液氧罐。为了排除燃烧后
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核动力厂营运单位的组织和安全运行管理（DOC44页）.doc
核安全导则 HAD/06
核动力厂
国家核安全局
核动力厂
（200年月日 国家核安全局批准发布）
本导则自200年月日 起实施
本导则由国家核安全局负责解释
本导则是指导性文件。在实际工作中可以采用不同于本导则的方法和方案，但必须证明所采用的方法和方案至少具有与本导则相同的安全水平。 1．引言 1
1.1 概述 1
1.2 范围 1
2．组织机构 2
2.1 营运单位 2
2.2 组织计划 2
2.3 营运单位的机构 3
3．职能和责任 5
3.1 营运单位的职责 5
3.2 核动力厂运行管理者的职责 7
3.3 目的和目标 8
4．与外部单位的接口 9
4.1 与国家核安全监
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二回路系统B-核动力装置.ppt
图4-22中空纤维《核动力装置》图4-23粒径的分布图《核动力装置》12《核动力装置》在凝水-给水系统中，会从真空部分的不严密处漏入和由补水及疏水带入氧和二氧化碳。水中溶有氧气和二氧化碳气体，会引起汽水循环系统及设备的腐蚀，氧腐蚀的主要部位是给水管道和疏水系统。为了防止这类腐蚀，必须从凝给水中除去这些有害气体，特别是氧。0103025.给水除氧给水除氧方法*《核动力装置》热力（物理）除氧化学除氧向凝水－给水中添加联氨、亚硫酸钠等化学物品，使之与水中溶解的氧发生化学反应而去除氧气化学除氧反应迅速，反应产物和化学物质本身对系统运行无害，能够达到彻底除氧的目的不能去除水中溶解的其他气体，还会增加给水
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二回路系统A-核动力装置.ppt
（3）管内流动阻力尽量小*《核动力装置》使蒸汽管道尽可能短而直，弯头和阀门的数目尽可能少合理选用蒸汽流速，以保证流阻小，且使管道尺寸和重量达到满意的要求蒸汽最大流速取决于许用的压力损失（从蒸汽发生器到汽轮机的管道），在许用的压力损失下，尽量取较大的流速对主蒸汽系统一般计算速度不应超过50～75m/s，饱和蒸汽取低值，过热蒸汽取高值辅蒸汽管路中，蒸汽计算速度为30～50m/s《核动力装置》隔热设计，敷设足够厚度的隔热层防止人员烫伤并最大限度的减小管道的散热损失选用坚固而导热系数低、容重小的隔热材料隔热层表面温度不应超过60℃010302（4）散热损失少010203《核动力装置》主蒸汽系统的布置形