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核电厂配置风险管理风险阈值的设定方法研究
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核科学与工程 2022年 第3期42卷 637-644页
作者： 韩治 吴晓燕 初永越 钱晓明 生态环境部核与辐射安全中心 北京100840
本文研究了配置风险管理的基本框架体系、基本概念,重点研究了配置风险管理中风险阈值的设定方法与策略。本文通过调查研究美国核电厂开展配置风险管理的法规要求和实践应用情况,研究配置风险管理风险阈值制定的方法,包括风险区域的划... 详细信息
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M310机组应对全厂断电事故的优化研究
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核科学与工程 2019年 第5期39卷 796-803页
作者： 张博平 初永越 张适 钱晓明 生态环境部核与辐射安全中心
全厂断电事故作为一项超设计基准事故,在核电厂安全分析和设计运行中得到广泛关注。该事故产生的最大风险在于可能丧失堆芯衰变热排出功能,因此如何提高事故期间机组排出堆芯余热的能力,是本事故分析的核心。早在20世纪80年代,美国核管... 详细信息
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中国风险指引型核安全监管体系的发展
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世界环境 2021年 第2期 22-24页
作者： 张博平 依岩 初永越 黄志超 生态环境部核与辐射安全中心
伴随国内核电机组持续快速建成并投运,特别是《中华人民共和国核安全法》的发布实施,对中国加快实现核安全监管体系和监管能力现代化提出了迫切要求。推进"安全核电、科技核电、生态核电"协调发展,充分利用现有核安全监管资源、提高核... 详细信息
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风险指引型技术在核电厂设备检修策略优化中的应用研究
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核科学与工程 2020年 第5期40卷 890-895页
作者： 孔晨光 初永越 程伟 叶水祥 曹光辉 大亚湾核电运行管理有限责任公司 广东深圳518120 生态环境部核与辐射安全中心 北京100082 苏州热工研究院有限公司 广东深圳518000
为了提高核电厂的经济性,核电厂通过对运行管理进行优化以提高其能力因子和运行灵活性,如优化大修期间设备检修策略以缩短大修工期。本文引入风险指引型理念对核电厂设备检修策略优化方法进行研究,并以某核电厂的余热排出系统热交换器... 详细信息
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核电厂维修规则中确定风险重要类的方法研究
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核科学与工程 2020年 第6期40卷 974-979页
作者： 张博平 马喜良 张适 钱晓明 初永越 生态环境部核与辐射安全中心 北京100082 苏州热工研究院有限公司 广东深圳518038
国家核安全局2017年8月发布《改进核电厂维修有效性的技术政策(试行)》,对《核动力厂运行安全规定》(HAF103)中关于核电厂维修相关要求做了进一步的补充和拓展,主要用于指导核电厂营运单位对维修有效性及维修活动的风险进行监测和管理... 详细信息
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核电厂维修规则性能指标制定方法研究
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核科学与工程 2019年 第6期39卷 1053-1060页
作者： 张博平 初永越 钱晓明 李秋奇 王闯 生态环境部核与辐射安全中心
为提高核电厂维修的有效性和风险管理水平,国家核安全局2017年发布了《改进核电厂维修有效性的技术政策(试行)》,要求试点核电厂逐步开展相关的维修活动优化研究。技术政策中提出性能指标的目的是对纳入维修规则范围的构筑物、系统和设... 详细信息
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GO-FLOW法在大亚湾核电站辅助给水系统可靠性分析中的应用
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辐射防护通讯 2012年 第5期32卷 19-23页
作者： 初永越 依岩 李虎伟 环保部核与辐射安全中心 北京100082
以大亚湾核电站辅助给水系统为研究对象,应用GO-FLOW法计算分析了该系统不同阶段的可靠性。根据系统原理图直接构建了系统GO-FLOW模型,利用GO-FLOW程序计算系统在不同时刻的可靠度。结果表明,GO-FLOW法是一种有效、直观、精确的可靠性... 详细信息
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核电厂概率安全分析溯源与建议
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中国核工业 2012年 第12期 46-48页
作者： 李虎伟 依岩 曹健 初永越 环保部核与辐射安全中心
核电厂总的核安全目标是在核动力厂中建立并保持对放射性危害的有效防御,以保护人员、社会和环境免受危害,这个目标由辐射防护指标和技术安全指标来支持,具体实现需要在设计核动力厂时就进行全面的安全分析,以确定所有辐射的来源,评估... 详细信息
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风险指引型在役检查优化申请的独立审核计算
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核科学与工程 2017年 第5期37卷 822-829页
作者： 初永越 李虎伟 黄志超 钱晓明 依岩 环境保护部核与辐射安全中心 北京100082
本文详细介绍了环境保护部核与辐射安全中心针对风险指引型在役检查(RI-ISI)优化申请所开展的独立审核计算。在大亚湾核电厂RI-ISI优化申请的审评工作中,采用国家核安全局标准概率安全分析(PSA)监管模型,计算管段失效后果和拟实施变更... 详细信息
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基于MELCOR程序的PPOOLEX试验装置模拟分析
基于MELCOR程序的PPOOLEX试验装置模拟分析
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第十五届全国反应堆热工流体学术会议暨中核核反应堆热工水...
作者： 王盟 王畅 初永越 魏巍 陈艳芳 师二兵 HUA LI 中核武汉核电运行技术股份有限公司 中国舰船研究设计中心 环境保护部核与辐射安全中心 Division of Nuclear Power Safety Royal Institute of Technology(KTH)
应用MELCOR1.8.6程序对PPOOLEX试验装置进行了模拟分析,得到的结果和趋势与GOTHIC程序分析结果进行了比较分析。分析结果表明:MELCOR与GOTHIC程序在抑压水池相关热工行为方面也存在一定的差别,MELCOR计算压力峰值比GOTHIC程序大约高19.3%。
来源： cnki会议 评论
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