简介：摘要在压水堆核电厂中，反应堆冷却剂系统承担着将堆芯热量导出的任务。为了完成这个任务，必须要有足够的反应堆冷却剂流量通过堆芯。因此，准确的确定反应堆冷却剂流量十分必要。本文介绍了一种热工计算的方法，利用二回路参数计算出堆芯的热功率，再由堆芯热功率计算反应堆冷却剂流量。

简介：摘要在事故情况下,事故规程提供了多层次多手段的事故诊断操作，多重的诊断措施减少了漏诊的可能，诊断所依据的信号来自精细的事故分析研究。同时每个关键安全功能都对应一个功能目标，即作出“决策”，恢复或维持每个关键安全功能在安全水平内。本文结合堆芯冷却恶化、不足、饱和的操作，对堆芯冷却控制策略进行分析。

简介：堆芯冷却监测系统（CoreCoolingMonitoringSystem,简称CCMS）用于对压水堆堆芯冷却状态进行监测,属于安全级系统.北京广利核公司采用FirmSys安全级数字化仪控平台产品,对大亚湾核电站CCMS系统进行了数字化改造,以解决原系统可用性降低、堆芯冷却状态算法存在不足、记录功能较弱的问题,同时满足大亚湾核电站事故管理规程从事件导向规程（E0P）向状态导向规程（SOP）过渡的需要.改造后的1#机CCMS系统在2013年11月投入使用,运行稳定可靠.这是国内在役核电厂安全级数字化仪控系统的首次改造,也是国产核级安全级数字化仪控产品FirmSys在国内核电站安全级的首次应用.改造方案可供同类系统改造借鉴.

简介：反应堆堆芯冷却系统是核电厂安全分析的重要内容，新设计的电厂必须通过实验验证其事故工况下保持堆芯覆盖和导出热量的可靠性。本文详细介绍了AP1000核电厂非能动堆芯冷却系统的测试实验和美国核管会（NRC）的评估结果。

简介：摘要：本论文旨在深入分析核电站非能动堆芯冷却系统的动作过程，以提高核能安全性和效率。通过对该系统的结构、工作原理、存在的问题和解决方案进行详细研究，我们可以更好地理解非能动堆芯冷却系统在核电站中的角色，为核电技术的发展提供有益的参考。

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：非能动堆芯冷却系统热态性能试验是AP1000首批机组预运行试验阶段一项重要的调试项目,其中包含多项首堆或首三堆调试试验。国家核安全局对该项调试试验执行过程进行安全监管时,遇到了不少的问题和挑战。本文梳理和总结了AP1000依托项目非能动堆芯冷却系统热态性能调试试验在安全监管过程中发现的问题和挑战,并提出解决建议。

简介：摘要：核电厂要想保障自身经济效益得到增长，要做好堆芯燃料管理，但是在实际管理上也存在部分问题，如燃料管理能力不强或者是管理手段单一，无法满足行业发展需求。所以新时代背景之下要想在竞争激烈的市场中脱颖而出，应结合堆芯燃料管理实际问题提出解决方案，需要增强人员的堆芯燃料管理能力，提高燃料管理的积极性，同时要注重创新，采用适合的方法做好燃料管理，从而在保障经济效益增长的同时，也能够提高综合竞争力。

简介：利用核数据库处理程序NJOY,制作了1700K和1750K温度下,热管堆中45种核素的高温核数据库,并利用ICSBEP2006中的临界基准题对所制作的数据库加以验证.分别利用所制作的数据库和蒙特卡罗程序MCNP对堆芯进行了建模,计算了堆芯的有效增殖系数κeff,确定了热管堆中燃料的尺寸和富集度,分析了堆芯的相对功率分布.最后,初步计算了热管堆在水淹和沙埋2种事故工况下κeff以及安全棒价值,为堆芯安全分析和事故分析提供了基础参数.

简介：核级设备的抗震性能对核电厂运行安全性至关重要,有必要按照抗震设计规范对核级设备进行抗震分析。根据我国核电厂抗震设计规范要求,对堆芯补水箱进行了抗震分析：建立有限元分析模型;给出与抗震分析相关的载荷组合和应力限值;应用有限元软件ANSYS对堆芯补水箱进行了静力分析、模态分析以及响应谱分析;评估了堆芯补水箱在地震条件下的安全性性能。为核级设备抗震分析提供了参考借鉴。

简介：摘要：华龙一号堆芯测量系统在线提供反应堆堆芯中子通量分布、燃料组件出口以及反应堆压力容器上封头腔室内反应堆冷却剂温度和反应堆压力容器水位的测量数据，对核电站安全性和经济性有重要作用。本文通过对堆芯测量系统设备结构和调试工作内容进行介绍，并对系统设备细节给出一些优化建议，从而对后续核电项目堆芯测量系统的设计提供参考。

简介：摘要：华龙一号堆芯测量系统在线提供反应堆堆芯中子通量分布、燃料组件出口以及反应堆压力容器上封头腔室内反应堆冷却剂温度和反应堆压力容器水位的测量数据，对核电站安全性和经济性有重要作用。本文通过对堆芯测量系统设备结构和调试工作内容进行介绍，并对系统设备细节给出一些优化建议，从而对后续核电项目堆芯测量系统的设计提供参考。

简介：利用有限元方法对空间核反应堆电源系统（spacepowerreactorsystems，SPRS）中热管冷却反应堆燃料组件进行了稳态热分析。针对相邻燃料组件间的理想接触与非理想接触两种情况，评估了组件间的热接触状况、功率水平对其温度场分布的影响。结果表明：相邻燃料组件间在理想接触情况下，温度最高点位于燃料棒中心，随着表面传热系数的减小，温度最高点逐渐偏离燃料棒中心位置，且最高温度随功率水平的增大而呈线性增大。

简介：借助中子学与热工水力学耦合的安全分析程序对铅铋冷却快堆概念设计模型的有停堆保护瞬态超功率（PTOP）和无停堆保护瞬态超功率（UTOP）进行了模拟,并对反应堆的安全特性进行了分析。结果表明,在有停堆保护瞬态超功率过程中,由于停堆保护作用,燃料、包壳及冷却剂温度都远远低于设计限值;对于无停堆保护情况,燃料、包壳及冷却剂等的温度先增大后减小,在约200s后达到了新的稳态,各参数的峰值均小于安全限值,表明反应堆是安全的。

简介：提出了热管冷却推进一供电双模式运行的空间核反应堆初步概念,给出了堆芯及热管燃料组件的设计布局,以液氢为推进剂,进行了热工水力学初步分析计算,推进模式下推进剂出口温度达到2600K,验证了初步设计的可行性;分析比较了不同热电转换技术对系统辐射散热器质量及面积的影响,电功率为5kW时,辐射散热器面积可小到1.2m^2,预估了设计的热管冷却双模式空间堆各部件的质量,反应堆系统总质量小于1500kg.结果表明,初步设计的双模式空间堆参数满足相关要求.

简介：摘要反应堆冷却剂系统（RCS）的主要功能是将堆芯产生的热量传递给二回路系统，同时还可进行中子慢化、反应性控制以及冷却剂压力的控制，是核电厂最重要的工艺系统。本文详细探讨了AP1000堆型反应堆冷却剂系统的主要设备安装技术。

简介：摘要： 核电厂 堆芯测量系统实现了在线提供反应堆堆芯中子通量分布、燃料组件出口以及压力容器上封头腔室内冷却剂温度和水位的测量数据，为操纵员实时提供堆芯内部状态。系统机柜卡件是实现探测器测量信号收集计算的重要组成部分，硬件的完整性是实现系统功能的基础。本文介绍了堆芯测量系统电流放大卡在包装运输过程中出现元器件脱落的问题，并分析了卡件故障的原因，为后续的包装运输以及安装提供良好的经验。

简介：摘要笔者对电力工程中常规双曲线型冷却塔塔芯构件的设计加以总结，使广大电力设计人员更深入的了解其设计流程。

简介：摘要本文简要介绍了堆内熔融物冷却，并对某三代核电厂严重事故后一回路卸压的时间窗口和向堆腔注水的时间窗口进行了时间进程分析，得到了不同pose工况下时间窗口。

简介：介绍红枫水电站堆石坝钻孔灌浆防渗处理。灌浆防渗体已形成且基本连续，取代原木斜墙防渗，运行情况良好，但仍应加强观测与分析。