用层次分析法分析核电站中影响人误的组织因素

应用层次分析法的基本原理,构建核电站中影响人误的组织因素AHP(层次分析法)模型,确定影响人误的组织因素的指标体系,将成对比较矩阵的特征向量作为组织因素的权重,确定了相关因子的影响力排序。研究结果显示:培训与交流反馈是影响人误的主要组织因素;强化质量监督与控制以及加强交流协作与技能培训,是减少核电站人误发生的重要举措。     

某核电站大气中主要污染物检测与分析

通过对某核电站现场采集的大气污染物样品进行检测与分析,获得该核电站所处环境中主要大气污染物的含量、变化范围及变化规律。通过对检测数据的对比分析,提出了该地区Cr含量的分布范围以及酸雨频繁的原因,为某核电站的防腐设计提供了科学依据。     

核电站核事故阶段的划分

核电站核事故可以按事件的时间进程划分为早期、中期和晚期。早期：始于事故的开始,可能持续几小时到几天,这是存在放射性物质向环境释放的时间阶段。中期：指事故得到控制后几天到几个月时间,此时,放射性释放已停止,放射性烟羽基本已消散,     

我国核电站的位置安全吗?

地震多发区的分布是有规律的,即大多处于板块的边缘地带。日本位于亚欧板块和太平洋板块的交界处,处于太平洋板块向亚欧板块俯冲带上,地壳运动活跃,强震主要发生在板块俯冲、碰撞地带。     

发展核电不可因噎废食

近期,由日本大地震引发的福岛核泄漏撩拨起了全球性的核恐慌。而就在两年前,国际社会还在欢呼"核电的春天",此次日本大地震前一周,各国都在紧锣密鼓地进行他们的核能复兴计划。美国总统奥巴马在2012年的预算中就为新核反应堆的建设准备了360亿美元的贷款保证,中国的"十二五"规划把核能放在发展新能源之首,而欧洲各国也在为自己的核电站进行选址工作。     

基于瞬态分析的浮动核电站高能管路冲击疲劳寿命评估

目的合理评估浮动核电站高能管路在水下冲击载荷下的疲劳寿命。方法开展高能管路静载、模态和瞬态响应分析,得到管路在水下冲击作用下的应力时程曲线,为管路疲劳寿命估算提供基本应力谱输入。基于冲击疲劳损伤模型,运用nCode疲劳分析软件,估算管路的冲击疲劳寿命。结果管路在一次冲击载荷作用下会经历多次应力循环,最大应力值超过材料屈服极限的11%。管路在横向冲击作用下的冲击疲劳寿命为3.95×10~4次。结论管路在冲击载荷作用下的最大应力响应发生在冲击输入的正向三角波之后,反向三角波之内,是由于惯性效应造成的响应滞后现象。管路固定端、弯头和三通是应力集中区域,管路疲劳破坏一般发生在这些局部区域。     

堆芯中子通量测量系统指套管磨损分布规律及处理准则优化研究

目的 分析堆芯中子通量测量系统指套管磨损分布规律,提出处理准则优化建议.方法 统计了指套管在堆芯不同位置的磨损数量,分析了指套管磨损分布规律.结合指套管和导向管的结构特点和视频检查结果,分析了指套管的磨损原因,并提出了指套管磨损处理准则优化建议.结果 指套管磨损位置主要集中在P1和P4两处,其中P1位置磨损数量最多,而...