简介：为确定整体效应试验模拟中的重要热工水力现象，本文以AP1000为例，对AP系列非能动核电厂全厂断电工况下的事故现象进行了识别和排序。通过分析非能动全厂断电的事故进程划分了事故阶段，并基于核电厂设计进行了系统分解；通过对法规进行技术分析，获得了非能动核电厂全厂断电事故的安全要求和评判指标；通过对主回路冷却剂系统(RCS)、非能动堆芯冷却系统(PXS)内热工水力现象的识别和重要度判断，得到了非能动核电厂全厂断电事故现象识别与排序表。研究结果表明：非能动核电厂全厂断电事故可分为主回路自然循环、非能动堆芯冷却系统自然循环和长期冷却三个阶段；主冷却剂系统的水体积，尤其是稳压器内的水体积是全厂断电事故中应关注的核心评判指标；在系统部件内识别出的热工水力现象，按其对评估指标的影响程度，可进行现象重要度排序。

简介：美国核管会（U.S.NuclearRegulatoryCommission,简称NRC）在对非能动核电厂AP600和AP1000进行安全审查过程中,提出对非安全系统监管（RegulatoryTreatmentofNon-SafetySystem,简称RTNSS）的安全要求,这是NRC对非能动核电厂监管的重要特点之一。本文介绍了NRC提出RTNSS的历程、监管要求和实施程序,并研究了我国非能动核电厂的非安全相关构筑物、系统和部件的监管方面可能存在的问题,最后对于RTNSS相关安全要求与我国最新发布的核安全法规的一致性,作了评估说明。

简介：介绍了三代非能动核电厂1E级阀门电动装置的设计及其鉴定要求,阐述了鉴定试验方案,包括基于IEEE382-2006标准的代表性样机选型和鉴定试验序列,以及电磁兼容性、热老化、热循环、辐照老化、磨损老化、正常循环加压、振动老化、抗震和设计基准事故模拟等一系列的鉴定试验方法和结果。对抗震试验、设计基准事故试验中的技术问题进行了探讨,指出了相应的解决方案和措施。通过对国内自主研制的阀门电动装置样机的鉴定试验,最终验证电动装置在核电厂服役过程中能够达到规范书的安全功能性能要求,并具有60年鉴定寿命。

简介：摘要相关单位通过选用一定数量的优良焊接材料，制定出一个合理的堆焊工艺，成功地完成第三代核电无源废热去除热交换器管板堆焊，获得了质量和性能优异的堆焊层。通过分析可以了解到采用两侧交替堆焊的方法，以及带钢埋弧焊与电极电弧焊相结合的堆焊方式，既能有效提高堆焊效率，又能保证堆焊后管材的各项基本要求，为第三代核电技术在国内的应用提供了相关的经验。第三代核电技术在传统成熟的压水堆核电技术的基础上，使用被动安全系统，是典型的第三代核电反应堆。

简介：摘要本文对AP1000非能动核电厂化学和容积控制系统(简称化容系统)独有的功能和特点进行了初步地研究，并与第二代核电厂的化容系统进行了简要的比较，分析两者的差别。通过对AP1000化容系统设计理念的梳理和综合，来展现第三代核电厂的先进技术成果。

简介：今天，我有幸去参观了爸爸工作的核电厂。首先去的是辅助厂房，一进里面我就惊呆了。整个厂房就像个迷宫，有许多三贫路口，而且里面居然没有窗户。我戴着沉重的安全帽，来到一个小门前。推开门后，

简介：摘要核电厂非安全级（NC）DCS平台验证的总体技术方案以实践百万千瓦压水堆核电厂全厂DCS体系规划为依托，经过“模仿”核电厂操控体系实践工程施行流程，树立核电厂全规模DCS平台验证体系，可完成DCS平台功能目标、核岛和常规岛等重要体系施行单步或相关运转功能、逻辑预演以及定性分析等功能。本文提出了一种关于上述DCS平台的整体测试方法，经过优化的测试架构和全面的测试内容，在保证测试成果的严谨性、科学性和有效性的基础上，显著地减小了平台的测试周期，并提升了该项目管理上的高效性和简洁性。

简介：能源行业核电标准化技术委员会秘书处于2015年5月12日在北京组织召开了能源行业核电标准《非能动压水堆核电厂核岛主要系统布置准则》的专家审查会，来自环境保护部核与辐射安全中心、中国核电工程有限公司、中国核动力研究设计院、中广核工程有限公司等10家单位的标技委委员、专家和代表参加了会议。

简介：在发生CAP1400非能动核电厂事故1个月后,仅通过非能动空气流道可实现安全壳的冷却。设计上,要求空气流道的气动特性尽可能不受外界环境风的影响。本文应用STAR-CCM＋软件对大型先进非能动核电厂CAP1400实际1∶1模型进行计算流体力学（ComputationalFluidDynamics,简称CFD）分析,研究环境风速、风向、温度等因素对空气流动特性的影响,分析结果表明CAP1400具有风的中立特性。

简介：摘要核电厂非安全级控制系统承担着核电机组正常运行控制功能。在各电厂，均发生过大量DCS软硬件故障问题，导致控制单元异常、甚至机组功率波动、停机停堆。由于DCS系统涉及信号分布较广、功能设备较多、重要程度不同，出现的问题也相对较复杂，运行维护和故障处理也较难全面掌握。本文从控制系统和架构体系入手，结合现场故障处理经验，对经常DCS问题进行故障分析总结，以提供较好运行维护与故障处理参考。

简介：摘要非计划辐射照射事件在核电厂时有发生，给电厂辐射安全绩效和辐射工作人员带来了很大的影响。加强非计划辐射照射的控制，值得引起每个核电从业人员的重视。本文对海阳核电厂如何进行非计划辐射照射控制进行了分析和总结。

简介：摘要：现阶段，核电厂要想在激烈的竞争中脱颖而出立于不败之地不仅需要正确的生产经营还需要更加精细化的管理，保证生产流程顺利进行的同时设备也应始终处于健康的状态，核电厂设备的润滑管理也由单一的实现对设备的润滑与保养拓展到对设备润滑的系统性和全寿命周期管理，通过分析、比对、定制、归一等手段，降低设备的润滑成本，提升设备的运行绩效，从而在追求设备润滑卓越的同时，减少不必要的纠正性维修和预设周期的定期润滑，达到核电厂运行效益增加的目标，为核电厂竞争力的提升提供更好的基础支持工作。

简介：摘要核电厂因其特殊性其抗震计算相对于常规民用建筑标准有较大提高。根据核电厂各构筑物的重要程度，核电厂抗震设计规范将核电厂构筑物划分为三类物项（Ⅰ类物项、Ⅱ类物项、Ⅲ类物项），其中Ⅰ类物项的计算要求更为严苛，且一直是设计的重点，本文通过对建筑抗震规范和核电厂抗震规范进行了简要的梳理对比，旨在说明核电抗震计算的不同之处。

简介：1引言核电厂的安全和可用率是由合理设计的承担不同功能的各个系统(以及合适的运行程序和合格的运行人员)来保证的。构成系统的各个部件对核安全以及电力生产具有不同程度的重要性,对各种内部和外部事件也具有不同程度的敏感性。这就需要对核电厂的物项进行分级。合理的物项分级以及对不同级别物项采用不同的设计、建造、检验和质保要求是实现核电厂设计意图和降低建造成本的重要保障。因而可以说,物项分级是核电厂标准体系中具有普遍意义的关键课题。从标准化这一角度对物项分级进行研究,对建立自洽的核电厂

简介：摘要核能已经成为世界上多数发达国家所需能源的重要组成部分。一个运行中的1000MW的反应堆含有约2×108TBq（～5000MCi）的放射性物质。另外，由于冷却剂本身以及它含有的杂质和它携带的腐蚀产物流经堆芯时被活化，它连续不断地将在堆芯产生的放射性物质带到相关的系统和设备中去。因此，在核电站工作的人员除与其它电力部门的工作人员一样可能遭遇到一般工业安全的危险外，还可能遭遇到辐射照射的危险。

简介：摘要设备润滑管理是核电厂设备管理工作的一项重要内容，设备的安全可靠运行与设备润滑工作密切相关。结合设备润滑管理实际情况和经验，提出了设备润滑管理工作的一些措施，以提高润滑设备的运行可靠性。

简介：摘要定期试验是保证电厂安全、可靠运行的重要活动。核电厂由于核技术的特殊性，对核安全相关的定期试验有更为严格的要求。本文根据笔者的工作经验，着重对核电厂安全相关定期试验项目的管理进行了介绍，包括定期试验相关文件、定期试验计划、执行、结果评价和分析、装料前试验的首次执行等。

简介：摘要：基于核设施的潜在风险和安全的特殊要求，核电厂的生产和工程人员不仅要有扎实的专业理论知识，还要有充分的工程实践和操作技能训练，同时要有较高的核安全文化素养。为了充分保证员工获得并保持相应的技能，海阳核电设立了专职培训部门，独立于人力资源，负责制定培训计划，为核电厂人员提供初始培训和再培训，并监督其有效实施。

简介：摘要：目前，全球范围内资源利用不合理问题日益凸显，传统能源利用带来的污染问题也不断加剧，普及利用一种能够大规模代替传统能源的新型能源成为当下全球发展的关键问题。在这种背景下以高利用率、低能耗著称的核能逐渐走入人们的视野。但核能的发展也带有一定的隐患，只有趋利避害才能为人类发展提供解决之道。该文以讨论核电厂安全运行对策为中心，力求为核电安全事业出谋划策。

简介：摘要：安全是核工业的生命线。为确保核电厂调试期间的安全整体可控，我们要将“安全是技术、安全是管理、安全是文化、安全是责任”的安全发展理念贯穿核电调试的全过程，提升调试本质安全水平，守牢核工业生命线。