搜索结果: 1-8 共查到“核科学技术 Assessment”相关记录8条 . 查询时间(0.093 秒)
Reliability Assessment of 2400 MWth Gas-Cooled Fast Reactor Natural Circulation Decay Heat Removal in Pressurized Situations
2400 MWth Gas-Cooled Fast Reactor Natural Circulation
2009/9/3
As the 2400 MWth gas-cooled fast reactor concept makes use of passive safety features in combination with active safety systems, the question of natural circulation decay heat removal (NCDHR) re...
管系动应变测量和疲劳寿命评估(Dynamic Strain Measurement and Fatigue Life Assessment of Pipeline )
管系 动态应变 疲劳寿命
2008/11/19
某核电站调试期间发现电动泵入口管系在小流量运行时振动强烈。本文作者运用电测方法测量了管系实际动态应变,根据ASME和BS标准估算了管道的疲劳寿命。
核电厂船运事故评价方法(The Assessment Method for Transportation Event Near the Nuclear Power Plant)
核电厂 船运事故 概率方法
2008/11/19
从分析事件发生概率的角度(不对放射性后果作评价)介绍了一种判断是否需在滨海核电厂设计中考虑核电厂厂址附近航线上油气船只在发生不测期间所运输物品发生爆炸对核电厂安全的不利影响的方法,该方法已在岭澳核电站的安全分析中得到应用。
百万千瓦级压水堆核电厂蒸汽发生器国产化能力分析(Domestic Design and Manufacture Capability Assessment Of 1 000 MW PWR Steam Generator )
压水堆 蒸汽发生器 国产化
2008/10/22
蒸汽发生器是压水堆核电厂的关键设备。经过数十年的努力,我国目前已基本掌握百万千瓦级压水堆核电厂蒸汽发生器关键设计技术,具备了设计和制造能力,可以满足新建核电厂蒸汽发生器国产化的要求。本文论述了我国百万千瓦级压水堆核电厂蒸汽发生器研发需要掌握的关键技术,现有的蒸汽发生器自主设计和制造能力,并对蒸汽发生器国产化比率作出估计。
核电厂运行经验反馈活动的自我评价(Self-assessment on Nuclear Power Plants Operational Experience Feedback Process)
核电厂 运行经验反馈 自我评价
2008/10/9
简要介绍了核电厂营运单位开展自我评价的目的、作用,以运行经验反馈为例详细介绍自我评价的方法和要求。
NRC to Discuss 2006 Assessment for Pilgrim Nuclear Plant at Public Meeting Scheduled for April 17
nuclear power plant
2007/4/11
nuclear regulatory commission to Discuss 2006 Performance Assessment for Palisades Nuclear Power Plant
Nuclear
2007/4/11