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特殊岗位人员名单特殊岗位人员名单是指在特定岗位上从事特殊工作的人员名单。
这些特殊岗位通常需要具备特定的技能、知识或者背景，以确保工作的安全性、保密性或者高效性。
以下是一个示例特殊岗位人员名单，用于说明该名单的标准格式：特殊岗位人员名单岗位名称：核能研究员人员名单：1. 张华，男，40岁，博士学位，拥有10年以上核能研究经验。
曾经参预多个核能项目的研究与开辟工作，熟悉核反应堆设计与运行原理，具备核安全知识和实践经验。
2. 王明，女，35岁，硕士学位，拥有5年核能研究经验。
在核能材料与辐射防护领域有深入研究，熟悉核辐射监测与防护设备的使用与维护。
3. 李雷，男，38岁，本科学位，拥有8年核能研究经验。
在核废料处理与储存方面有丰富经验，曾经参预多个核电厂的废料处理项目。
4. 张明，男，42岁，博士学位，拥有15年以上核能研究经验。
在核能安全评估与监管方面有深入研究，曾经担任核电厂的核安全主管，具备丰富的核安全管理经验。
5. 王芳，女，30岁，硕士学位，拥有3年核能研究经验。
在核能事故应急与救援方面有专业知识与经验，曾经参预核电厂事故应急演练与救援工作。
6. 李华，男，45岁，本科学位，拥有10年核能研究经验。
在核燃料循环与核废料处理技术方面有专业知识与实践经验，曾经参预核电厂的燃料循环项目。
7. 王雷，男，37岁，硕士学位，拥有7年核能研究经验。
在核材料与辐射监测方面有专业知识与实践经验，曾经参预核电厂的辐射监测与防护工作。
8. 张明，女，33岁，本科学位，拥有6年核能研究经验。
在核能安全管理与监督方面有专业知识与实践经验，曾经担任核电厂的核安全监督员。
以上人员名单仅为示例，实际特殊岗位人员名单可能根据具体岗位需求而有所不同。
特殊岗位人员名单的编制应根据相关政策法规和岗位要求进行，确保人员的背景、技能和经验符合岗位的要求。
同时，特殊岗位人员名单应定期进行更新和审查，以确保人员的合规性和适应性。
核电站应急指挥中心基底隔震技术方案
李忠诚;张涛;李松奇
【期刊名称】《核科学与工程》
【年(卷),期】2016(036)002
【摘要】日本福岛核电站事故之后，中国国家核安全局正式发布«福岛核事故后核电厂改进行动通用技术要求»，提高了核电站应急指挥中心的抗震安全要求。
本文以防城港核电站应急指挥中心示范项目为分析对象，探讨了采用橡胶支座作为隔震装置的基底隔震方案，并进行了隔震效果评价。
通过采用43个橡胶隔震支座，可以显著地削弱地震响应，提高应急指挥中心的抗震裕量。
通过该技术方案可以保护应急指挥中心的人员、设备和系统的安全，从而提升核电站震后应急能力。
分析研究成果和工程实践经验可在后续核电站建设中推广应用。
【总页数】5页(P218-222)
【作者】李忠诚;张涛;李松奇
【作者单位】深圳中广核工程设计有限公司，广东深圳 518172;深圳中广核工程设计有限公司，广东深圳 518172;深圳中广核工程设计有限公司，广东深圳518172
【正文语种】中文
【中图分类】TU352.12
【相关文献】
1.隔震技术及其在核电站中的应用 [J], 王燕
2.基底隔震技术在高压电气设备中的应用 [J], 张晓旭
3.田湾核电站应急指挥中心信息系统安全改进浅析 [J], 胡巍
4.浅议日本核电站隔震技术的研究和应用 [J], 李海龙;初起宝;徐宇;杨红义;文静
5.田湾核电站应急指挥中心信息安全改进 [J], 胡巍;苏本新;张宝龙
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核电厂地震分析综述
洪景丰
【期刊名称】《核动力工程》
【年(卷),期】1996(17)3
【摘要】地概述了核电厂结构、系统和部件的地震分析全过程，包括厂址地震载
荷的确定，分析系统的划分，数学模型建立，计算方法和结果的分析、处理等．对其中主要环节作了比较详细的评述．此外，简要介绍了地震载荷与其它载荷的组合。
【总页数】6页(P193-198)
【关键词】核电厂;地震分析;地震载荷
【作者】洪景丰
【作者单位】中国核动力研究设计院
【正文语种】中文
【中图分类】TM623;TU311.3
【相关文献】
1.核电厂地震概率风险评估研究综述 [J], 王晓磊;吕大刚
2.核电厂地震自动停堆综述 [J], 郑华;魏淑虹
3.某核电厂应急通道桥梁地震响应分析 [J], 周扬; 邹德高; 隋翊; 龚涛; 刘鑫
4.核电厂地震PSA中应急柴油发电机相关性分析 [J], 冯丙辰;王照;杨建峰
5.核电厂结构地震响应分析的时频域分析方法比较 [J], 戴志军;李小军;侯春林;周
国良
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某核电厂应急指挥中心基础隔震研究范世凯;谭平;刘德稳;周福霖【期刊名称】《华南地震》【年(卷),期】2014(000)001【摘要】应急指挥中心是核电厂应为紧急核事故而专设的指挥中心，本文对某核电厂应急指挥中心进行基础隔震设计，分析了隔震效果；建立了各楼层的楼层反应谱，对比分析了隔震前后结构楼层反应谱与目标反应谱的关系。
结果表明，隔震后结构明显降低了应急指挥中心的地震反应，同时，其楼层反应谱也大大降低，确保核电厂应急指挥中心在应急抢险中充分发挥其功能作用。
%An emergency center is established for dealing with emergency accidents in nuclear power plant. A complete base isolation design of reactor structure is presented in this paper. The control effectiveness of isolated emergency center is evaluated. The floor response spectrum of isolated emergency center, base-fixed emergency center and the target floor response spectrum of the emergency center are compared. Results show that base-isolated technology can significantly reduce the seismic response and the floor response spectrum of emergency center, thus base-isolated technology can greatly enhance the function of emergency center in emergency accidents.【总页数】6页(P80-85)【作者】范世凯;谭平;刘德稳;周福霖【作者单位】广州大学减震控制与结构安全国家重点实验室培育基地，广东广州510405;广州大学减震控制与结构安全国家重点实验室培育基地，广东广州510405;广州大学减震控制与结构安全国家重点实验室培育基地，广东广州510405;广州大学减震控制与结构安全国家重点实验室培育基地，广东广州510405【正文语种】中文【中图分类】TU352.1【相关文献】1.橡胶支座基础隔震结构隔震层软限位加固方法研究 [J], 韩淼;沙千里2.核电厂负刚度阻尼隔震结构的地震响应研究 [J], 杨巧荣;李传德;许浩;刘文光3.核电厂隔震结构支座力学性能多因素耦合地震响应研究 [J], 何文福;黄一沈;刘文光;刘文燕4.核电厂整体基础隔震体系的振动台试验研究 [J], 闫维明;戴颖楠;陈适才;孙运轮5.AP1000核电厂模型基底隔震振动台试验研究 [J], 周志光;周龙定;赵锦一因版权原因，仅展示原文概要，查看原文内容请购买。
核电厂电气设备抗震能力鉴定方法探讨摘要：核电厂电气设备的抗震能力对于核电站的安全运行至关重要。
本文从设备安装和测试、阻尼比的确定、反应谱的确定等方面详细探讨了核电厂电气设备抗震能力鉴定的方法。
在实际操作中，应根据设备的具体情况进行鉴定，并进行验证，确保设备在地震发生时能够正常运行。
关键词：核电厂；电气设备；抗震能力；鉴定方法引言：随着我国核电行业的快速发展，核电厂作为重要的基础设施，必须满足在地震等极端天气条件下仍能正常运行的要求，因此对电气设备的抗震能力鉴定的主要目的是确保核电站在地震等极端情况下能够保持正常的电力供应，从而保证核电站的安全运行。
同时，该鉴定工作还能够提高核电厂工程建设的水平和管理水平，促进电气设备安装、试验和运行的标准化和规范化，为核电厂的安全稳定运行提供可靠保障。
因此，对核电站的电气设备进行抗震能力鉴定是非常必要的。
1.核电厂电气设备抗震能力鉴定概述随着核电技术的快速发展，核电厂电气设备作为电力系统的重要组成部分，其安全性和可靠性受到越来越多的关注。
核电厂电气设备抗震能力鉴定，即对核电厂电气设备在地震作用下的耐震能力进行评估和检测，从而确定其在地震发生时的安全性和可靠性[1]。
该鉴定能够帮助核电企业制定科学合理的防震措施和应急预案，从而保障核电厂的正常运行和安全稳定。
通过对核电厂电气设备进行抗震能力鉴定，可以评估电气设备在地震灾害中的稳定性，进而确定电气设备的防震等级，以保障核电站的正常运行和安全稳定。
对于新建核电站而言，抗震能力鉴定还可以为电气设备的选型和设计提供参考，确保电气设备能够满足地震工况下的要求。
另外，核电站是重要的能源设施，地震等自然灾害可能对核电站的安全性能造成威胁。
通过对核电厂电气设备的抗震能力鉴定，可以发现电气设备的抗震性能问题并采取相应的措施加以改善，以提高核电站的安全性能。
最后，通过对核电厂电气设备的抗震能力鉴定，可以保障电气设备在地震灾害等突发事件中的可靠性，从而确保电力系统的正常运行。
第27卷 第10期2020年10月仪器仪表用户INSTRUMENTATIONVol.272020 No.10一种核级电动执行机构的抗震试验分析陈宝龙，陈 根，朱 瑄（重庆川仪自动化股份有限公司 执行器分公司，重庆 401121）摘 要：对N10型核级电动执行机构的抗震试验进行研究，利用地震模拟试验台，采用单频拍波法，按照要求的响应谱控制地震加速度和频率，对N10核级电动执行机构进行两次OBE 地震试验和一次SSE 地震试验。
在SSE 地震试验过程中，X、Y、Z 三轴向所测点最大加速度峰值位置分别为电机、手轮、电机，三轴向峰值分别为19.160g、36.209g、14.826g，试验验证了N10型核级电动执行机构在地震条件下能正常工作，满足核级设备要求。
关键词：核级；电动执行机构；抗震试验；响应谱中图分类号：TL364.2 文献标志码：AStudy of Seismic Test of A Nuclear-Grade Electric ActuatorChen Baolong ，Chen Gen ，Zhu Xuan（Chongqing Chuanyi Automation Co., Ltd., Actuator Filiale,Chongqing,401121,China）Abstract：The seismic test of N10 level nuclear electric actuator is studied. The seismic acceleration and frequency are con-trolled according to the required response spectrum by using the single frequency wave method on the simulation test bench. TwoOBE seismic tests and one SSE seismic test are carried out on N10 nuclear electric actuator. During the SSE seismic test, the max-imum acceleration peak position of the measured points in the X, Y, and Z axes are the motor, handwheel and motor respectively, and the triaxial peak values are 19.160g, 36.209g and 14.826g respectively. The test verified that the N10 nuclear electric actuator can work successfully under seismic conditions and meet the requirements of nuclear equipment.Key words：nuclear；electric actuator；seismic test；response spectrum0 引言核级电动执行机构是用于控制核电站的阀门驱动装置，以确保阀门正常开关动作，作为阀门控制单元，是核电站的重要安全设备。
核电厂跌落井结构设计分析
王芳;侯树强
【期刊名称】《中国核电》
【年(卷),期】2015(8)1
【摘要】核电厂跌落井承担着核电厂排水的重要功能,工艺要求在结构空间上少墙少梁,不同于常规的构筑物.文章以某核电厂跌落井为例,详细阐述了结构方案设计中需要注意的问题,并对设计方案进行优化,对重要的结构构件进行了分析和探讨,用ANSYS软件三维有限元模型,对不同工况组合进行整体数值分析,得到构件的内力结果,最后提出了类似构筑物的设计建议.
【总页数】4页(P10-13)
【作者】王芳;侯树强
【作者单位】中国核电工程有限公司,北京100840;中国核电工程有限公司,北京100840
【正文语种】中文
【中图分类】TL37
【相关文献】
1.核电厂项目中低压开关柜结构设计分析 [J], 董会平;宋建峰;王卫红
2.核电厂虹吸井结构设计分析 [J], 王芳;靳金平
3.某核电厂应急指挥中心结构设计分析 [J], 万松琳;唐雨建
4.三代核电厂结构的抗震设计分析概论 [J], 夏祖讽
5.核电厂综合技术管廊供配电设计分析 [J], 吕风杰; 葛荣亮
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核电厂电气设备抗震能力鉴定方法初探发布时间：2021-01-19T06:40:02.347Z 来源：《建筑学研究前沿》2020年23期作者：黄波佳蒋春荣[导读] ：核能作为推动社会发展和文明进步的主要能源，核电站的稳定与安全备受重视，其中核电站电气设备的抗震能力是核电站稳定安全的重要因素。
在现实生活中，只有保证核电厂电气设备抗震能力的稳定性，才能确保核安全设备执行其安全功能，防止爆炸、核泄漏等事故发生，保证人们的生活和生产正常运行。
本文主要通过对核电厂电气设备抗震能力的研究，浅析核电厂电气设备的鉴定方法与探讨。
黄波佳蒋春荣中国核电工程有限公司浙江嘉兴 314300摘要：核能作为推动社会发展和文明进步的主要能源，核电站的稳定与安全备受重视，其中核电站电气设备的抗震能力是核电站稳定安全的重要因素。
在现实生活中，只有保证核电厂电气设备抗震能力的稳定性，才能确保核安全设备执行其安全功能，防止爆炸、核泄漏等事故发生，保证人们的生活和生产正常运行。
本文主要通过对核电厂电气设备抗震能力的研究，浅析核电厂电气设备的鉴定方法与探讨。
关键词：核电厂电气设备；抗震能力；鉴定方法随着党和国家新一代能源发展战略的深入实施，可持续发展和推动国民经济快速增长的驱动因素及主要动力之一为核清洁能源的生产与运用。
但和安全问题不容小视，日本因大地震而引发等福岛核电站严重核安全事故，给全球敲响了核安全的警钟。
核电厂电气设备，尤其1E级电气设备在核应急事故状态下，能给核安全设备提供有效能源，确保其能执行安全功能。
核电厂电气设备抗震能力是其能在地震等事故工况下，执行其供电能力的一种体现。
如果那些负责维护核电厂安全的核电设备还需要继续投入使用，那么必须对其设备进行安全性质鉴定与性能检测。
美国的IEC和法国的RCC—M这一系列标准是目前我国进行核电基础设施质量检测的主要计量依据，但是也的确有存在部分项目采用前苏联和法国的检测标准的具体情况。
作为进行核电样机设备抗震环境鉴定检验重要的技术一环，抗震性能鉴定的检测目的主要是为了验证核电样机设备是否完全满足抗震设计性能要求，几何力学参数、地震设备载荷承受能力、工作环境状态、地震前后核电整机的整体工作环境状态和整体电气鉴定性能等都是作为设备抗震鉴定检测的主要内容，对于核电气设备的整体抗震鉴定性能等在进行抗震综合特性评价时也是十分重要。
核电站应急控制中心抗震设计方法探索□林海万松琳【内容摘要】本文对某核电站应急控制中心抗震性能进行研究，分析不同地震输入对结构响应、配筋的影响，并结合可居留性功能要求，探讨应急控制中心抗震设计基准的合理选取，给出实用的结构设计方法。
【关键词】核应急，结构抗震，可居留性【作者简介】林海（1980 ），男，中国核电工程有限公司高级工程师，硕士万松琳（1981 ），女，中国核电工程有限公司高级工程师，硕士核电站应急控制中心是应急指挥部在应急期间举行会议指挥核电站应急行动的地方；运行支持中心是在应急响应期间供执行设备检修、系统或设备损坏探查和其他执行纠正行动任务的人员以及有关人员集合与等待指派具体任务的场所。
日本福岛事故以前，已建的应急控制中心、运行支持中心均属于与核安全无关的Ⅲ类物项，即核电站中与核安全无关的物项。
Ⅲ类物项只需要按国家现行的有关抗震设计规范进行抗震设计。
日本福岛事故后，应急控制中心、运行支持中心的抗震要求需重新审视并加以合理确定。
一、应急控制中心结构特点日本福岛事故前已建的应急控制中心、运行支持中心大部分采用框架结构加外围钢筋混凝土屏蔽墙的结构形式。
日本福岛事故后设计的应急控制中心结构形式改为了钢筋混凝土抗震墙结构，抗震能力得到了提升。
应急控制中心通常为地上2 3层建筑物，其外围混凝土墙体同时兼具辐射屏蔽作用，对于墙体的裂缝有严格的要求。
本文以某核电站应急控制中心为例，该中心当地抗震设防烈度为7度，为地上2层建筑，长56.4m，宽17.7m，首层结构层高为6.5m，二层层高为4.2m，采用条形基础，基础持力层为强风化黑云母花岗岩，墙体全部为钢筋混凝土墙体，外围起屏蔽作用的墙体根据工艺需求设置为厚度300mm，其余墙体厚度为200 160mm。
二、地震输入根据建筑物的重要性程度合理地选择地震输入，应急控制中心不同于普通工业民用建筑，应急控制中心的结构首先要实现的功能是在核应急状态下保证可居留性，对应的最不利地震工况为SL－2，即在该工况下保证结构构件不能出现破坏，起屏蔽作用的墙体不能出现贯穿性的裂缝。
基于ANSYS的核电厂设备抗震性能分析
王渊渊
【期刊名称】《中国新技术新产品》
【年(卷),期】2024()9
【摘要】常规核电厂设备抗震性能分析方法只考虑了部分模态或单向的能量传递,因此计算出的地震等级偏低。
为了解决该问题,本文提出了基于ANSYS的核电厂设备抗震性能分析方法。
首先,建立基于ANSYS核电厂的地震动场。
其次,设计核电厂设备边界条件。
再次,计算核电厂设备的物理状态。
最后,确定核电厂设备抗震等级。
设计对比试验,试验结果证明,使用该方法分析核电厂设备的抗震性能时能够捕捉到更高的位抗震等级,从而能更真实地反映设备在地震中的实际响应。
【总页数】3页(P45-47)
【作者】王渊渊
【作者单位】中国原子能科学研究院
【正文语种】中文
【中图分类】G642
【相关文献】
1.基于随机模拟一致危险性谱的核电厂抗震性能分析
2.基于ANSYS的石桥水电站重力坝抗震性能分析
3.基于ANSYS的400 kV电力变压器抗震性能分析
4.基于ANSYS Workbench的插接式管塔抗震性能分析
5.基于ANSYS的混凝土转换梁抗震性能分析
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基底隔震对核电站反应堆厂房的地震响应影响分析朱秀云;林皋;潘蓉【摘要】以某核电站反应堆厂房为研究对象,运用有限元分析软件ANSYS对比分析了极限安全地震动作用下采用基底隔震技术和不采用隔震技术厂房结构的地震响应.结果表明,采用基底隔震后能有效地减小反应堆厂房的水平向楼层反应谱、加速度响应及地震作用;采用基底隔震后厂房整体水平向的位移较大,位移主要集中在筏板基础处的隔震层,厂房结构本身楼层间的相对位移很小,呈现出类似刚体位移的特征;此基底隔震方案在水平向的隔震效果显著,而在竖直向隔震效果不明显.%Taking the reactor building of NPP as an example,comparison analysis of seismic responses was carried out with and without base-seismic isolation technology by the finite element analysis software ANSYS.The results show that the floor response spectrum,acceleration response and seismic action of the reactor building in the horizontal direction can be effectively reduced after the application of base-seismic isolation.The overall displacement of reactor building in the horizontal direction is larger and mainly concentrated in raft foundation of the isolation while the relative displacement between the floors is very small,and the reactor building shows the characteristics similar to the rigid body displacement after the application of base-seismic isolation.This base-seismic isolation has a significant effect on the seismic response in the horizontal direction while the effect is not obvious in the vertical direction.【期刊名称】《原子能科学技术》【年(卷),期】2017(051)004【总页数】7页(P706-712)【关键词】基底隔震;核电站反应堆厂房;地震响应;ANSYS软件【作者】朱秀云;林皋;潘蓉【作者单位】大连理工大学建设工程学部工程抗震研究所,辽宁大连 116024;环境保护部核与辐射安全中心,北京 100082;大连理工大学建设工程学部工程抗震研究所,辽宁大连 116024;环境保护部核与辐射安全中心,北京 100082【正文语种】中文【中图分类】TL48核电站地震安全性问题一直是核安全问题的重要方面，基底隔震技术是提高核电站地震安全性的有效手段之一[1]。
核电厂工程结构抗震研究进展孔宪京;林皋【期刊名称】《中国工程科学》【年(卷),期】2013(000)004【摘要】当前以及今后相当长一段时期，核电都将是中国积极发展的能源形式之一，保障核电安全是确保核电工程建设顺利实施和安全运营的关键。
然而，中国幅员广阔，地质条件差异大，海域自然条件复杂；同时，中国地震活动范围广、强度大、频度高，基于标准化设计的核电工程结构在建设过程中面临着诸多问题。
尤其是2011年日本大地震导致的福岛核电事故的教训，对核电工程的抗震安全提出了新的问题。
结合大连理工大学十几年来在解决我国核电工程结构抗震安全中的关键问题，以及在“地震作用下核电厂工程结构的功能失效机理及抗震安全评价”研究中所取得若干进展进行综述性介绍，主要包括核岛地基抗震适应性研究和核岛安全相关工程结构抗震防灾研究。
【总页数】13页(P62-74)【作者】孔宪京;林皋【作者单位】大连理工大学海岸与近海工程国家重点实验室，辽宁大连 116024; 大连理工大学水利工程学院，辽宁大连 116024;大连理工大学海岸与近海工程国家重点实验室，辽宁大连 116024; 大连理工大学水利工程学院，辽宁大连116024【正文语种】中文【中图分类】TM623.8【相关文献】1.核电厂预应力混凝土安全壳结构抗震裕度评估 [J], 薛志成;彭云志;裴强;朱孔琛;张瑶2.考虑地基不均匀性核电厂房结构拟三维抗震安全分析 [J], 尹训强; 罗勇; 王桂萱3.强震作用下核电厂顺层软岩高边坡组合支挡结构抗震性能研究 [J], 张卢明;岳建国;张建经;王首智;朱丹4.强震作用下核电厂顺层软岩高边坡组合支挡结构抗震性能研究 [J], 张卢明;岳建国;张建经;王首智;朱丹5.工程结构与抗震新趋势——2019中国工程建设标准化学术年会“工程结构与抗震”分论坛召开 [J],因版权原因，仅展示原文概要，查看原文内容请购买。
