简介：摘要按照我国核电中长期发展规划，到“十三五”末，在运核电装机容量将达到5800万千瓦，在建机组达到3000万千瓦以上，机组总数达到世界第二，仅次于美国而领先于法国。法国作为世界上核发电比例最高的国家（核电占总发电量比重接近80%），其完善的核工业体系对我国有重要的借鉴作用。从我国整个核电产业链来看，无论是上游的铀矿开采和核燃料制造，或是中游的反应堆设计，建造，运营与维护（我国还未有进入退役阶段的核电机组），国内公司均有所涉及，唯独下游的乏燃料后处理环节较为薄弱。考虑到我国庞大的核电规模，尽快补好该短板显的尤为重要。

简介：摘要本文针对某核电站核岛内安全壳预应力的特点，对用于摩擦试验的水平及其倒U型钢束选取、穿束、张拉力的施加以及有关参数的计算进行了阐述，并对试验结果的数据进行分析，从而验证核岛预应力系统施工的合理性。

简介：压水反应堆本体结构热工水力特性的CFD数值模型的准确建立是实现数字化反应堆的关键技术之一。采用等流通截面积方法简化了控制棒导向筒内部几何结构,通过多孔介质模型对堆芯燃料组件结构进行了简化,在此基础上建立了＂华龙一号＂反应堆本体结构的整体CFD分析模型。模拟结果表明,堆内流场不具备对称性,进行整体CFD模型建立和分析非常必要,所建立的＂华龙一号＂反应堆整体CFD模型计算得到的热工水力特性合理,可为反应堆安全运行提供有效的参考数据。

简介：摘要本文针对某核电厂反应堆冷却剂泵电机轴承温度高跳泵逻辑中存在的设计缺陷进行分析，并制定针对性的改进措施，并通过现场实施和试验证明了改造方案的可行性，有效的提升了反应堆冷却剂泵运行的可靠性，为同类型的问题处理提供了参考经验。

简介：摘要本文通过对三门核电一期工程AP1000堆型反应堆压力容器的安装施工中质量控制管理进行的系统的技术管理总结，为后续AP1000核电站RPV安装施工的质量管理、控制提供参考和借鉴。

简介：摘要反应堆压力容器结构完整性是核电厂运行及延寿时需重点关注的问题之一。特别是承压热冲击(PTS)工况下反应堆压力容器结构完整性的验证工作对电厂能否安全运行有重要意义。为验证反应堆压力容器的结构完整性。本文分析了核电厂反应堆压力容器完整性问题。

简介：摘要不确定性评价是反应堆堆芯设计和安全分析的重要组成部分。概括而言，反应堆堆芯设计和安全分析的不确定性主要来源于以下几个方面（1）工程不确定性；（2）计算不确定性；利用相关统计方法和概率理论对上述不确定性因素进行合理有效的定量分析，能够在确保堆芯设计和运行安全性的前提下，改善核电厂运行的经济性和灵活性。

简介：摘要噪声源识别和量化，以及传播途径的识别是实施震动以及噪声控制工作的基础。为了符合工程实践当中分析振动传力路径的定量方面的要求，把TPA使用在反应堆的管道系统中震动传递性质的研究之中，利用对各个震动传递路径所具备的频率响应函数、激励点、目标定的响应和激励力的估算，实施传递路径的具体分析，从而得出设备跟管路对目标点在振动当中形成的贡献量。本文利用某个典型反应堆的管道系统实验，对这个方法所具备的准确性以及有效性实施了验证。

简介：摘要我国的经济发展逐渐进入了快速发展的时期，社会整体用电总量不断增加。因此，我国不断开发效率更高、更加经济环保的新型发电方式，核能就是其中最重要的能源之一。核电厂的发电方式主要是应用了核反应堆的原理，所以，我国逐渐加大了对核反应堆操作员的培养力度，在这其中，模拟机培训的场景设置在操作员的培训中起着至关重要的作用。为了获得更加良好的培训效果，模拟机的教员要利用各种措施，强化模拟机场景设置的能力。本文首先从大的角度对模拟机的场景设置进行了分类，进而根据具体的案例，着重对机组状态演变的场景设置进行了分析。

简介：WWER-1000反应堆设置有快速预保护系统,在特定情况下能通过下落APP工作棒组引入适量负反应性,使堆芯核功率迅速下降到合理水平,避免跳堆。APP工作棒组需要根据实际的堆芯状态挑选,本文以田湾3号机首循环为例,使用KASKAD软件包进行模拟计算,挑选出合适的APP工作棒组,并对APP工作棒组下插后的氙瞬态过程进行了模拟计算。结果可以为电站的安全运行提供建议。

简介：摘要本文详细介绍了核反应堆的墙板梁以及埋件的定位方法，利用AUTOCAD快速得到测量放线中所需要的坐标点，精确高效完成施工测量任务。

简介：摘要RSR750型反应堆冷却剂泵设置了氮气密封，即上部停机密封，其主要作用是反应堆冷却机泵停机状态或事故工况下，三级密封失效，防止冷却剂泄漏，氮气密封安装于第三级密封的上方，是通过充氮气运行的弹性密封。此结构设计属于设计改进，其存在有利有弊，文章就氮气密封结构及利弊进行分析

简介：核电站卸载的乏燃料中含有大量放射性核素,这些放射性核素主要包括长寿命裂变产物和次锕系核素,为了消除这些核素的放射性,国际上认为分离-嬗变技术是最有效的方法。次锕系核素中,镎（Np）的含量最高且半衰期长,同时镎是制备238Pu的主要原料。因此,本文以AP1000型反应堆（以下简称AP1000）作为嬗变堆,研究了堆芯中布置镎的方案,并利用MCNP程序搭建模型进行计算,设计出在首循环堆芯中添加嬗变材料的方案。然后利用燃耗软件SCALE计算了堆芯中添加NpO_2后,经过500天辐照后,堆芯中~（238）Pu生成量为3540克,约为无~（237）Np添加时生成~（238）Pu的253倍。因此,该研究一定程度上可以为我国压水堆嬗变除~（237）Np,同时生产~（238）Pu的技术发展提供研究思路。

简介：为了降低成本并增强竞争力，核电厂采用更加具有挑战性的运行条件、更长的核燃料循环周期以及通过调整燃料设计和制备材料而获取的更高的燃耗。质量保证和控制，以及燃料性能分析已经成为大量专业期刊的讨论主题。该出版物对燃料制备、设计和运营问相互影响的质量与可靠性问题做出了简洁但全面的概述。该出版物解释了技术、安全和组织结构方面的问题，并例举了当前发展情况以及燃料设计者、供应商和反应堆运营商间相互协调配合的良好实践。

简介：摘要本研究以岭澳二期核电站两台机组GCT-A阀门控制回路中402-404RG的P参数设计错误事件为背景，对GCT-A阀门PID调节中比例系数对反应堆安全及运行的影响进行了详细的定量分析，最终针对岭澳二期核电站GCT-A阀门控制回路中P参数设计错误问题制定出了采用两个P参数来控制的方法，既满足了设计验证中最严重的II类瞬态下SG的压力应该小于设计压力的要求，又有效防止了因P参数过大导致GCT-A阀门在机组热停堆期间频繁开关，大大降低了阀门因频繁开关而损坏的机率。

简介：利用核动力系统安全分析程序中的三维水力部件模型,模拟了CPR1000反应堆在发生主蒸汽管道破裂（mainsteamlinebreak,MSLB）事故后,堆芯入口处的温度空间分布情况.分析了主蒸汽管道破裂事故发生后,堆芯入口处的流体温度分布形成原因.结果表明：单环路主蒸汽管道破裂后会导致堆芯入口温度分布不均匀,破口侧温度降低.

简介：研究了单个典型通道组件堆外水力试验边界的设计方法,分析认为只有保证试验模型与原型间隙稳定段流道压降相同、流量相等才能确保试验模型等效反映原型.基于这种等效设计思路进行推导计算,设计得到了单个组件水力试验筒体,并利用数值模拟和关系式两种方法分别进行了验证,验证结果表明：等效设计方法是正确可靠的.

简介：堆浸工艺，是低品位矿石资源回收的重要技术之一，填补了我国细菌浸出回收低品位硫化铜矿中铜金属的空白，为矿山循环经济的典范，结束了矿山不直接生产成品铜的历史。以德兴铜矿为研究对象，利用Fluent数值模拟技术，构建了堆浸工艺数值分析模型，获得了不同矿堆高度作用下堆浸渗透性、堆内氧气浓度、温度分布和浸出率的变化规律。

简介：摘要随着国家对西部水电资源的快速开发,加上堆石坝填筑碾压施工具有受气候影响较小,可分层、分区进行大规模机械化快速填筑施工等优点,因而成为21世纪最具竞争优势的坝型之一。目前堆石体的密度测试就是控制和评价大坝填筑施工质量的一种方法。为了更好的运用此种方法来控制填筑质量，本文结合四川省大渡河猴子岩水电站现场碾压试验来探讨一下堆石体中密度检测的方法。

简介：摘要随着国家对西部水电资源的快速开发,加上堆石坝填筑碾压施工具有受气候影响较小,可分层、分区进行大规模机械化快速填筑施工等优点,因而成为21世纪最具竞争优势的坝型之一。目前堆石体的密度测试就是控制和评价大坝填筑施工质量的一种方法。为了更好的运用此种方法来控制填筑质量，本文结合四川省大渡河猴子岩水电站现场碾压试验来探讨一下堆石体中密度检测的方法。