核电厂典型配电装置火灾特性分析.pptx
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核电厂典型配电装置火灾特性分析;;01;;;02;仪表和控制系统;;;03;;;;04;配电装置火灾燃烧过程可分为初期、发展、猛烈和衰减四个阶段。初期阶段火势较小，发展阶段火势逐渐扩大，猛烈阶段火焰高温且燃烧剧烈，衰减阶段火势逐渐减弱。;温度分布;;05;;;;06;;;;07;;;THANKS
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核电厂火灾事故
核电厂火灾的原因 核电厂火灾的主要原因有设计缺陷、人为因素和偶然事故。核电厂具有大量的可燃物质，如燃料油、润滑油、液压油、变压器油、电缆绝练材料、活性碳及氢气等，因此具有火灾危险性。火灾原因有： (1)由于设计、设备或操作等方面的原因，核反应堆发生故障，造成泄漏、起火或爆炸事故，这种事故的后果是相当严重的。 (2)易燃、可燃液体引起火灾事故。因为核电厂内使用有大量汽油、柴油、透平油、润滑油等易燃、可燃液体，可燃液体遇到明火、电气火花或高温即可发生火灾事故。 (3)可燃气体如氮气、乙炔、煤气等从管道或设备当中泄漏以后，与空气混合，形成爆炸性气体混合物，遇到明火
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核反应堆工程案例分析 核电厂全景 核电厂安全案例分析 前言 一 背景知识 二 案例分析 前言 核电厂和其它工业生产活动一样，不可避免地会发生设备失效、人员差错、意外、灾害等事件。 核能：最危险/最安全的能源，一种事物矛盾体的两方面 核电厂严重事故后果可以引发世界性灾难；核能是世界公认有发展 前途的清洁能源。 核电厂安全：取决于人类智慧和驾驭核能的能力 核电厂经验反馈/案例分析：化废为宝；吃一堑长一智把灾害变成财富的手段 —--也是核电厂安全水平和经济效益提高的驱动力：经验反馈；科技进步是核
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(21)申请号 202021390526.2
(22)申请日 2020.07.15
(73)专利权人 大连芊盛机械设备制造有限公司
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（PowerOperation）
PAGE\*ROMAN
PAGE\*ROMANIII
目 次
目 次 I
前 言 II
引 言 III
范围 1
规范性引用文件 1
术语和定义 1
术语 1
缩略语 1
技术要素 2
PSA模型范围、质量 2
技术要素 2
实施过程 2
电厂区域划分 2
火灾P
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核电厂维修规则分析与探讨(1).pdf
RPOWER
核电厂维修规则分析与探讨
王盟1，杨铭2，王江国1。王静2，高巍1，赵玲1
(1．核电运行研究(上海)有限公司，上海200120；
2．海南核电有限公司。海南昌江572733)
摘要：为满足核电厂实际生产及可持续发展的需要，更好地解决安全性与经济性之间的矛盾是关键，其中
求核电厂营运单位应当建立维修有效性评价体系，以保证核电厂构筑物、系统和设备能在设计基准规定的
所有条件下有效执行其预定的安全功能。维修规则(MR)是核电厂风险指引型应用的一块重要基石，本文
调研了核电厂维修规则的提出和发展，
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核电厂安全分析报告
核电厂安全 总结
第一章
1.1：在正常运行情况下，反应堆厂房外的放射性辐射以及向外排放的液态和气态放射性废物，对反应堆工作人员和周围居民造成的放射性辐照，应该小于规范规定的允许水平。在事故情况下，不论事故是内部原因(如系统或设备的故障)或者外部原因(如飞机坠落、地震等)引起的，反应堆的保护系统及专设安全设施都必须能及时投入工作，确保堆芯安全、限制事故发展、减少设备的损坏、防止大量放射性物质泄漏到周围环境中去。
1.2核反应堆安全性特性：A.强放射性。反应堆在运行和停闭过程后，都有很强的放射性；B.高温高压水；C.衰变余热
1.3：1)总目标:在核电厂里建立
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１２１２１１
，，，，，
王盟杨铭王江国王静高巍赵玲
（（），；
核电运行研究上海有限公司上海
１．２００１２０
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内陆核电500kV配电装置型式比选.pdf
浙江电力
年第期
201010ZHEJIANGELECTRICPOWER21
内陆核电500kV配电装置型式比选
黄开长，孙文波，张乐群
（浙江省电力设计院，杭州310012）
摘要根据浙江省西部某核电项目的工程实际情况，对配电装置的多种型式，如空气绝缘敞开
:500kV
式配电装置（AIS）、SF6气体绝缘全封闭组合电器（GIS）和混合式配电装置（H-GIS）等，从技术、经济等
方面进行详细的分析比较，并综合考虑核电厂的可靠性、安全性等因素，推荐500kVGIS作为内陆核
电的配电装置选型方案。
关键词：核电厂；内陆；500kV配电装置；选型
中图分类号：+文献标志码：文章编号：（）
TM6
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核电厂中压配电系统调试讲座考核试卷
考生姓名：答题日期：得分：判卷人：
本次考核旨在检验考生对核电厂中压配电系统调试的理论知识和实际操作技能的掌握程度，确保考生能够胜任核电厂中压配电系统的调试工作。
一、单项选择题（本题共30小题，每小题0.5分，共15分，在每小题给出的四个选项中，只有一项是符合题目要求的）
1.核电厂中压配电系统的额定电压通常为：（）
A.6kV
B.10kV
C.35kV
D.110kV
2.中压配电系统的绝缘水平应不低于：（）
A.10kV
B.20kV
C.35kV
D.110kV
3.中
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核电厂6.6kV中压配电系统调试讲座.pdf
6.6kV中压配电系统调试
STB 张颢 编
工程公司调试中心
培训目标
• 了解6.6kV系统的功能和运行方式
• 了解6.6kV设备的特点
• 掌握6.6kV调试试验
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6.6kV中压配电系统调试
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NB_T 20248-2013核电厂人机特性评价指南.pdf
ICS 27. 120. 20F69备案号：41479—-2013NB中华人民共和国能源行业标准NB/T 20248--2013代替 EJ/T 798—1993核电厂人机特性评价指南Guide for the evaluation of human-system performance in nuclear power plants2013 - 06 - 08 发布2013－10-01 实施发布国家能源局
NB/T 20248-2013目次前言I1范围2规范性引用文件3术语和定义4人机特性评价4. 1概述4.2评价要求4.3人机特性度量的特点.4.4评价方法4.5测试平台附录A（资料性附录）
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* 核电厂退役探讨 定义： 核电厂退役是指核电厂使用期满或其他原因( 如技术已经落后或事故等) 停止运行，永不再使用，为了保证工作人员和公众不受剩余放射性物质及其它潜在风险的危害，而对这样的核电厂有计划地实施必要的善后处理，使其安全永久地退出服役的过程。 目的：是实现场址不受任何限制的开放使用。 1973 年9 月国际原子能杌构( IAEA) 首次提出核电厂退役课题。 之后，各有核电的国家对核电厂退役均给予极大的重视，并组织相关机构研发新的技术和方法。 退役的方式 立即拆除：停堆后把乏燃料元件运出场地，封存3 年左右立即开始拆除管制区内的所有设备和设施，
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重水堆核电厂
(heavywaterreactornuclearpowerplant)
以重水堆为能源的核电厂。重水堆是以重水作慢化剂的反映堆。重水的中子吸收截面小，慢化性能好，中子利用率高，故能够直接利用天然铀作为核燃料。
重水堆核电厂是进展较早的核电厂。有各类类别，但已实现工业规模推行的只有加拿大进展起来的CANDU型压力管式重水堆核电厂。1962年，第一座示范堆罗耳弗顿(22MW)投入运行。1967年，第一座原型堆道格拉斯角(208MW)投入运行。1971～1973年，第一批商用重水堆核电厂皮克灵A(4×515MW)投入运行。1976～1979年，布鲁斯A(4×825MW)投入运行。目前