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《小水滴和大石头》读后感第一篇：《小水滴和大石头》读后感今天，我读了一篇《小水滴和大石头》的文章，给我留下了深刻的印象。
从前，悬崖下有一块大石头，它又大又坚硬，很是强壮，常常看不起哪些比它弱小的东西。
悬崖上面的小水滴知道大石头有这个坏毛病，就决心治治它的傲气。
于是小水滴朝着大石头喊：“嘿，大个头，咱们打个赌怎么样？你说我能不能把你穿透？”石头轻蔑地瞧了一眼小水滴说：“就凭你，别做白日梦了。
”于是小水滴开始奋力地往石头上滴。
大石头还偷偷地笑着：“呵呵，真是一个不自量力的小不点，看你怎么出洋相。
”日复一日，年复一年，大石头身旁的小树苗都长成大树了，小水滴还坚持地往下滴它很累，但是只要一想到当初和大石头打的赌，就什么都忘了。
终于，小水滴在大石头上钻了一个小洞，这使小水滴更加自信了。
大石头开始有点惊慌了，后又想只是一个洞而已，没什么。
小石头钻的洞越来越大也越来越深了，大石头终于害怕了，它向小水滴求情，可它的身体不能动。
功夫不负有心人，大石头终于被穿透了。
大石头也很后悔当初没把小水滴放在眼里。
这个故事告诉我们，一定要虚心，不要高估自己；成功来源于坚持不懈持之以恒的精神。
第二篇：奇怪的大石头读后感很小的时候，爸爸给我讲了李四爷爷的故事。
爸爸告诉我，李四光爷爷是我国著名的地质学家，李四光爷爷为我国的石油事业作出过巨大贡献，摘掉了‘中国贫油’的帽子。
从语文课本里，我学到这篇【奇怪的大石头】，课文里给我们讲了，李四光爷爷小的时候玩捉迷藏时，发现了一块巨大的石头，并对这块大石头产生了浓厚的兴趣：这么大的一块石头是从哪里来的呢?这么重的石头如果是从天上掉下来的话，力量一定非常大。
它应该把草地砸一个很深很深的坑？可它为什么没有卧进土里呢？李四光跑去问老师和爸爸，都没有得到满意的答案。
李四光想了很多年。
直到长大以后他到英国留学学习了地质学。
回国后李四光回到家乡专门考察了这块大石头。
他终于弄明白，这块大石头是从遥远的秦岭被冰川带到这里来的。
核电厂运行安全性能指标体系摘要：我国核电厂设备运行安全管理性能指标是当前业内国际上比较流行的一种新型核电厂设备运行安全性能评价分析手段,以其清晰有效的安全性能指标评估分析能力越来越多地受到业界关注。
本文详细化地介绍了当前我国核电厂运行安全性能指标体系的研发及实际应用,包括研究建立我国核电厂运行安全性能指标体系的框架、确定安全性能指标安全评价操作准则。
关键词：核电厂安全性能安全措施核电厂运行安全性能指标是核安全信息公开的重要内容,通过监测影响反应堆安全的始发事件,采取措施限制和降低始其发生频率,确保缓解措施和保护屏障的有效性,更好地维持核电厂长期安全可靠运行。
长期的安全实践经验表明,一个安全系统性能指标良好的安全运行方式核电厂,其安全性能业绩一般也不可能长期保持良好。
其安全业绩一般也能保持良好。
近年来,安全管理性能指标一直以来是国家核电站安全监管管理过程中重点广泛关注的指标内容之一。
一、核电厂运行安全常见问题核电厂在目前的正常设备运行中会不断地地出现一些常见的安全管理问题,这些常见安全问题如果长期不能够得到有效率的解决,核电厂的正常设备运行安全和正常工作效率都将可能会大大地使其受到到严重影响,所以全面地了解正确认识目前核电存在的这些常见问题十分重要。
1.1设备故障核电厂的正常设备运行管理需要多种核电设备之间的沟通协调互相配合,一旦其中某一一种设备发生出现安全故障或者问题,会给我国核电厂整个设备运行管理系统自身造成不利性的影响,导致设备出现不同的安全生产问题,给整个核电厂自身带来安全生产危机。
给核电厂带来安全危机。
一般通常情况下,核电厂日常运行管理过程中关于核电设备发生故障的安全管理问题主要表现有诸如轴承体系驱动断裂、发电机等重要核电器件启动失灵等,使得整个核电厂的安全性和运行过程受到极大的的影响。
1.2器械保养不到位任何核电系统的安全高效正常运行都必然需要切实做好核电相关设备器械与核电设备的日常保养维护工作,正如是所谓"工欲善其事必先利其器",核电厂也不仅一例外,其中的器械设备数量较大,在确保核电厂安全高效运行中一直发挥着重要的保障作用。
国外核新闻2021.4【世界核新闻网站2021年3月1日报道】芬兰放射性废物管理公司波西瓦（Posiva ）已开始在奥尔基洛托附近的安克罗（Onkalo ）启动乏燃料最终处置隧道的挖掘工作。
这条隧道将被用于“总体功能测试”，即在实际条件下进行少量废物处置，示范最终地质处置时将使用的工艺和程序，为处置库获得运行许可证奠定基础。
这是处置库测试工作的重要组成部分。
预计“总体功能测试”将在2023年实施。
但测试用的容器中将不装填乏燃料。
相关部门将对测试工作进行监督。
波西瓦表示，在完成“总体功能测试”后，将启动首批五条处置隧道的挖掘，实际的处置工作将于2025年前后启动。
波西瓦是芬兰核电运营商富腾公司（Fortum ）和工业动力公司（TVO ）的合资公司，负责乏燃料深层地质处置库的建设，2000年决定在位于奥尔基洛托核电厂附近的埃乌拉约（Eurajoki ）建设处置库。
芬兰议会2001年原则性批准处置库建设项目。
波西瓦2013年12月提交处置库建设许可证申请。
政府2015年11月批准该申请。
处置库2016年12月正式启动建设，成为全球首个投入建设的乏燃料最终处置库。
波西瓦拟采用的乏燃料处置方案是：首先在封装厂将乏燃料装入铜-钢罐内；然后将乏燃料转移到位于400～450米深处的隧道中，并进一步放置到位于膨润土缓冲层的处置孔中；完成乏燃料放置后，将使用可溶胀的粘土回填隧道。
波西瓦2019年6月宣布在奥尔基洛托启动乏燃料封装厂的建设。
（中核战略规划研究总院伍浩松张焰）核废物管理【英国《国际核工程》网站2021年3月15日报道】立陶宛地质调查局（LGS ）与伊格纳林纳核电厂近日签署协议，将在2021至2030年合作开展放射性废物深层地质处置库选址研究。
立陶宛政府2021年2月批准的《2021至2030年核电设施退役和放射性废物管理实施计划》指出，未来需要建设放射性废物深层地质处置库。
合作协议的签署为深层地质处置库选址和建设工作的开展奠定了坚实基础。
CPR1000机组反应堆保护系统符合逻辑可靠性探讨摘要：本文从CPR1000机组反应堆保护系统结构入手，通过对整体符合逻辑和局部符合逻辑的分析，梳理出各种类型的符合逻辑退化原理以及因此导致的可靠性问题，以期为核电站反应堆保护系统的改进和电站日常运行中保护旁通管理提供参考。
关键词：反应堆保护系统单一故障准则符合逻辑0引言反应堆保护系统是核电站重要的安全系统，其作用是当运行参数达到危及三大屏障完整性阈值时，保护系统触发反应堆紧急停堆，必要时启动专设安全设施，从而保护三大核安全屏障（即燃料包壳、一回路压力边界和安全壳）的完整性。
GB/T 13284.1（核电厂安全系统第1部分：设计准则）规定安全系统需要满足单一故障准则。
反应堆保护系统主要通过旁通功能和符合逻辑来实现单一故障准则，即故障发生时，保护系统能自动把故障设备从符合逻辑中剔除，从而保证系统整体的安全性和可靠性。
对于被剔除的设备来说叫做设备旁通，对于保护系统的“符合逻辑”来说叫做逻辑退化。
此外，为了完成设备更换、检修、检验或校准操作，保护系统需要设置人为地取消某个（或几个）设备功能的旁通按钮。
本文将详细探讨CPR1000机组反应堆保护系统符合逻辑的实现方式和存在的问题。
1、反应堆保护系统结构CPR1000机组反应堆保护系统包括三层冗余，即测量信号的参数冗余；逻辑运算单元的通道冗余和停堆断路器的执行机构冗余。
系统配置4个冗余通道(CHI- CH IV) ,每个通道包括2个子组, 每个子组采用主备冗余的CPU结构，每个通道的2个子组,分别接收不同的物理信号。
同一物理量的不同信号在不同保护通道内进行阈值计算, 并结合其他通道的计算结果经逻辑表决（四取二、三取二或二取一）产生紧急停堆信号。
同一个通道内的2个子组产生的停堆信号经硬逻辑“或”后送往停堆断路器，用来切断控制棒的电源，实现停堆。
CPR1000机组共配置8个停堆断路器，分为四组，每组的两个停堆断路器接受相同的停堆信号，来自于同一保护通道。
Vol. 54,No. 7Jul. 2020第54卷第7期2020年7月原子能科学技术AtomicEnergyScienceandTechnology动态可靠性评价方法在AP1000核电厂严重事故中的应用研究崔成鑫，黄挺，陈炼，张蕾（国核华清（北京）核电技术研发中心有限公司，北京102209）摘要：动态可靠性评价方法能模拟系统状态发生连续或多重变化的情况，是核电厂概率安全研究的一个新发展点$本文利用动态可靠性评价方法，使用严重事故程序MAAP 对AP1000核电厂全厂断电事故进行分析，并将动态可靠性评价结果应用于二级概率安全评价（PSA ）分析，最终评价对放射性裂变产物 的影响。
研究结果表明，系统动态特性对核电厂PSA 的分析结果有一定影响，且动态可靠性评价过程可挖掘更多信息，有利于更好地指导核电厂设计及提高核电厂的安全性$关键词：动态可靠性；严重事故分析；概率安全评价中图分类号:TL364文献标志码:A 文章编号：1000-6931（2020）07-1235-06doi ：10. 7538/yzk. 2019. youxian. 0485Application of Dynamic Reliability Evaluation MethodinAP1000SevereAccidentAnalysisCUI Chengxin , HUANG Ting , CHEN Lian , ZHANG Lei(.State Nuclear Hua Qing (.Beijing) Nuclear Power Technology R&D Center Co. Ltd., Beijing 102209, China)Abstract : The dynamic reliability evaluation method can simulate the continuous or mul-tiplechangesofthesystemstate ,andbecomesanewdevelopmentpointfortheproba-bilitysafetyresearchofnuclearpowerplants.Basedonthedynamicreliabilityevalua- tion method , the state black out process of the AP1000 by MAAPsevereaccidentpro-gram wasanalyzed , theresults were applied to level 2 probabilistic safety assessment(PSA )analysisandfina l ythee f ectonradioactivefissionproductswasevaluated.Theresearch results show that the dynamic characteristics of the system have a certain impactontheanalysisresultsofthePSAofnuclearpowerplant ,andthedynamicrelia-bilityevaluationprocesscan mine moreinformation , andtobe t erguidethedesignof nuclearpowerplantsandimprovethesafetyofnuclearpowerplants.Keywords 'dynamicreliability %severeaccidentanalysis %probabilisticsafetyassessment传统经典的可靠性分析方法主要包括故障 树与事件树方法,975年诞生了以故障树和事收稿日期2019-0627；修回日期2019-11-07基金项目：国家科技重大专项资助项目（017ZX06004006）作者简介：崔成鑫（1987—）男，吉林蛟河人，工程师，硕士，核科学与工程专业网络出版时间 2020-03-02；网络出版地址：http ：〃kns. cnki. net/kcms/detail/11. 2044. TL. 20200228. 1443. 002. html1236原子能科学技术第54卷件树为基本技术手段的著名的WASH-1400报告，如今该方法已发展得相当成熟，也有相当广泛的应用，如在核电厂、航空航天、化工厂等场景。
核电厂安全系统的可靠性分析要求1 范围本标准对设计和运行中的核电厂平安系统的牢靠性分析工作提出统一的、可接受的、合理的最低限度的要求。
本标准适用于要求牢靠性分析的核电厂平安系统。
本标准也适用于要求牢靠性分析的下述系统或系统的一部分：与平安有关的系统、涉及到与平安有关和非平安有关系统之间相互影响的其他系统。
本标准也适用于核电厂系统和部件的设计、制造、试验、维护和修理等各个阶段。
分析的时机选择取决于分析的目的。
本标准也适用于其他核反应堆平安系统的牢靠性分析。
2 引用标准R＝H×S式中：R——风险(损害／单位时间)；H——消失频率(大事／单位时间)：S——单个大事对—个工作人员或一个居民的损害(损害／大事)。
3．8 不行用性裕度unavailability margin在盼望的目标与计算所得的或观看到的不行用性之间的差数。
4 要求4．1 概述牢靠性分析的目的在于保证平安系统能以一个可接受的胜利概率完成其要求的功能。
进行牢靠性分析和评价分析结果的工作有：a)确定可用性或牢靠性目标；b)评价系统设计；c)确定试验间隔；d)评价就位设备所显现的运行性能；e)实行一切必要的校正措施4．1．1 需要时，应根据4. 2进行定性分析以评价系统与GB 13284设计准则的全都性。
4．1．2 需要时，应根据4. 3和4．4进行定量分折以确定系统设备的初始定期试验间隔。
定量分析也可用于评价运行性能。
4．1．3 在对一个以上核电厂的任何部分采纳标准化设计的状况下，假如确认初始分析是适用的，那么对第一次设计的标准化部分所进行的分析应满意以后建筑的核电厂对此标准化部分的要求。
4．2 定性分析4．2．1 任何时候进行的定性分析应以便于审查的形式形成文件。
4．2．2 为满意所用准则(如单一故障准则、独立性等)，定性分析文件至少包括以下资料：a) 分析级——对系统进行分析的基本级。
在这一级，讨论所分析范围内的全部元部件、组件或装置的值得留意的故障；b) 故障模式——每—类元件适用的值得留意的全部故障模式；c) 系统图——作为系统主要功能或运行方式分析基础的元件规律布置(如简图、流程图等)；d )分析范围——在工作范围内，与分析亲密有关的那部分设计；e) 分析结果——一般作为标准报表的一部分(如故障缘由、探测方法、故障影响等)。
核电站电气控制系统的可靠性研究随着能源需求的增加和环保意识的提高，核能作为一种清洁、高效的能源形式，日益受到人们的重视。
然而，核电站作为一个复杂的工程系统，其电气控制系统的可靠性一直是一个关键的研究课题。
本文将从可靠性分析的角度，探讨核电站电气控制系统的可靠性问题。
一、可靠性分析的意义可靠性是指系统在一定时间内连续正常运行的能力，是评估系统正常运行能力的重要指标。
在核电站中，电气控制系统对于核电站的正常运行至关重要。
因此，对电气控制系统进行可靠性分析，可以为核电站的安全运行提供有效支撑。
二、可靠性分析的方法1. 故障模式与影响分析（FMEA）：通过对电气控制系统的故障模式进行分析，找出故障的根本原因，以及故障对系统的影响程度，从而为系统的维修和优化提供支持。
2. 可用性分析：可用性是指系统在给定时间内正常工作的概率。
通过对电气控制系统的可用性进行分析，可以评估系统的可靠程度，发现系统中存在的薄弱环节，从而采取相应的改进措施。
3. 故障树分析（FTA）：故障树分析是一种用来识别和分析系统故障的方法。
通过构建故障树，可以分析系统故障的可能性和潜在原因，为系统的故障预防提供参考。
三、影响电气控制系统可靠性的因素1. 电气设备的质量：电气设备的质量是影响电气控制系统可靠性的关键因素。
合理选择和采购高质量的电气设备，可以大大提高电气控制系统的可靠性。
2. 维护保养：定期维护和保养电气控制设备，及时检修和更换老化的设备，对于保障电气控制系统的可靠性至关重要。
3. 环境因素：核电站作为一个特殊的工作环境，存在大量的辐射和高温等不利因素。
这些环境因素对电气控制系统的可靠性具有一定的影响，需要引起我们的注意。
四、电气控制系统的可靠性改进1. 引入新技术：随着科技的发展，新技术的引入对于提高电气控制系统的可靠性具有积极作用。
例如，引入自动化控制系统、远程监测技术等，可以提高电气控制系统的运行效率和可靠性。
2. 安全培训与操作规范：加强员工的安全培训，制定严格的操作规范和工作流程，可以降低人为操作导致的故障和事故的发生，提高电气控制系统的可靠性。
第30卷 第5期2023年5月仪器仪表用户INSTRUMENTATIONVol.302023 No.5堆外核测系统探测器检修方法研究卢 建，黄 靖，蔡昊廷，杨 帅，李 祯，祝伟健（中核核电运行管理有限公司，浙江 海盐 314300）摘 要：堆外核测系统探测器更换项目在众多电厂初期均交于外国合作单位实施，并且由于堆外核测系统设备的可靠性因素，大约10年才会出现1次探测器检修更换项目，往往会造成技术人员的流失，原始资料的更替，项目经验的缺失，导致近年来新项目的负责人或项目组缺少对于探测器更换的经验和方法，直接造成项目周期延长了大修主线甚至引发安全事故。
秦二厂在十多年的探测器更换经验中将本工作发展成公司的重大自主检修项目，实现了企业重大检修技能的专业化和特色化。
本文从多个方面重点介绍了探测器更换各项工作，并结合历次更换经验，提出相应的改进建议。
关键词：堆外核测系统；探测器；套筒中图分类号：TM623.7 文献标志码：AStudy on the Inspection Method of the Detector in the OuterNuclear Measurement SystemLu Jian ，Huang Jing ，Cai Haoting ，Yang Shuai ，Li Zhen ，Zhu Weijian（CNNC Nuclear Power Operation Management Co., Ltd., Zhejiang, Haiyan,314300, China ）Abstract：In the early stage of many power plants, the detector replacement project of external nuclear testing system is handed over to foreign cooperative units for implementation. Moreover, due to the reliability of external nuclear testing system equipment, the inspection and replacement project of detector only occurs once every 10 years, which often results in the loss of technical personnel, replacement of original data and lack of project experience. As a result, in recent years, the person in charge of the new project or the project team lacks the experience and method of replacing the detector, which directly leads to the extension of the project cycle and the overhaul of the main line and even leads to safety accidents. In more than ten years of detector replacement experience, the second factory of Qin has developed this work into a major independent maintenance project of the company, which has realized the specialization and specialty of major maintenance skills of the enterprise. This paper mainly introduces the work of detector replacement from many aspects, and puts forward the corresponding improvement suggestions based on the previous replacement experience.Key words：external nuclear measurement system ；detector ；sleeve收稿日期：2023-02-27作者简介：卢建（1994-），男，江苏人，本科，学士，工程师，核反应堆控制与保护技师，从事反应堆控制保护、堆内外核测系统检修维护。
