简介：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。

简介：文章概述了小型模块化压水反应堆（以下简称小堆）厂址适宜性要求、国际上现行应急计划区的分区和大小,介绍了反应堆应急计划区的确定方法,同时对我国小堆应急计划区的划分提出可能的建议。

简介：摘要： 目前基于华龙一号的反应堆保护系统有基于数字化保护系统和模拟电路机柜的保护系统两种，两种系统在调试、运维阶段都有自己的特点，数字化保护系统在测试及管控上相对比较透明可控，基于模拟电路的保护系统需要更多的人工干预和验证，特别是在定期试验方法上，验证步骤和验证方法都更复杂。本文对基于模拟机柜的反应堆保护系统定期试验方法进行探讨分析。

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：为防止田湾核电站3号、4号机组安全设施驱动系统（ESFAS）自动和手动触发信号由于软件故障没有生成,设置一套数字化安全设施驱动多样性系统（或称为手动安全驱动系统,简称MASS）提供TXS软件之外的手动操作手段,在计算机化保护系统失效后执行安全功能。MASS采用一套独立的处于计算机系统以外的多样化的硬件系统实现,从主控室发出的ESFAS手动触发信号经MASS后与计算机系统形成的ESFAS驱动信号经＂或＂逻辑处理后传送至驱动控制装置（PAC）,从而可有效避免由于计算机软件共因故障而导致的ESFAS不可操控。

简介：摘要：反应堆堆芯反应性或中子注量率的控制是通过移动含有中子吸收体的控制棒束在堆芯中的位置，控制棒由Ag（80%）、In（15%）、Cd（5%）合金组成，其吸收中子能力强、响应快，主要用于调节与补偿较快的核反应性变化。每个控制棒组件由一个星形架连接24根中子吸收体，插入燃料组件的导向管中。控制棒组件上端与驱动杆连接，驱动杆由控制棒驱动机构CRDM带动，从而实现控制棒束在堆芯的上下移动。控制棒的故障都可能导致堆内功率分布的畸变，更甚者使其停堆停机，现对此系统常见的故障进行分析，为反应堆安全运行提供保障。

简介：摘要：电力能源作为一种能直接影响人类日常活动的能源，已成为人类日常活动的一种重要能源。同时，电力能源也被称作二次能源，因为它不能从自然环境中获得，只能依靠其他多种能源进行转化。因此，本文就核电站核反应堆的运行机理进行了分析，并根据实际情况，对建设构造和使用进行了阐述。

简介：摘要：电力能源是人们日常生活与工作中十分重要的能源种类，对社会稳定与经济发展具有至关重要的影响作用。电力能源又被称之为二次能源，电力能源无法在自然环境中获取，需要通过对各种能源进行加工转换后方可得到。基于此，本文对核电站中核反应堆的运行原理展开分析研究，同时结合实际情况对核反应堆的具体建设结构进行研究，以此为行业人士提供一定的参考依据。

简介：

简介：摘要： 电力能源一直以来都是人们在日 常生活过程中非常重要的能源类型之一，能 够直接对人们的日常生活状态产生影响。同 时，电力能源被称为二次能源，这是由于电 力能源无法自然环境中获取，而是需要通过 各种能源的转换才能够得到。本文针对核电 站核反应堆的运行原理进行分析，并且结 合实际情况，实现对其结构合理的建设和 利用。

简介：摘要：本文使用MELCOR程序对MACE试验进行建模，通过对比试验数据验证了数值仿真结果。文章先简要介绍了研究熔融物与混凝土相互作用的MACE试验及其建模参数，随后叙述了运用MELCOR程序CAV模块建模的过程，并在堆腔熔穿深度、最终形状、熔融物与冷却水换热三方面对试验与数值仿真结果着重进行对比分析。仿真结果中，轴向和径向最大熔穿深度分别为13.1厘米和16.2厘米，熔融物消融混凝土堆腔的熔穿深度和最终形状，与试验结果较为符合；在计算熔融物与冷却水间换热时，引入冷水浸入模型更符合试验观测，热流密度平均为335kW/m2。

简介：摘要：焊接在核反应堆压力容器的设计和制造中是关键的技术和工艺。反应堆压力容器中接管段的制造为压力容器制造的主线。本文通过介绍接管与接管段组焊的技术阐述接管段制造的焊接难点及工艺措施。结合材料及结构特点，分析易产生焊接缺陷、焊接变形及改进措施，为后续主设备的制造提供了经验及技术保证。

简介：摘要：自改革开放以来，我国核电事业蓬勃发展，在迈入新世纪的十余年里，我国建设了大量的核电站，目前在役和在建的核电站主要为二代半和三代压水堆核电技术，本文在对压水堆反应堆压力容器进行介绍基础上，对比了不同堆型的反应堆压力容器的结构差异，为后续反应堆压力容器的制造积累了经验。

简介：摘要: 反应堆运行过程中，堆芯石墨中会受到辐照产生部分放射性核素，其中14C半衰期长，分布在石墨套管和石墨砌体中，较难处置，制约了反应堆退役。石墨套管中的14C主要来源于14N、13C、17O的活化。本文通过理论计算和分析取样，对石墨套管中的14C的分布情况进行分析和讨论，发现14C在石墨套管表面14C高于内部，其主要贡献来源于保护氮气活化后附着于石墨套管表面。

简介：摘要：小幅功率提升技术在核电厂的升级改造中发挥着重要的作用，不仅能够有效的减少核电厂反应堆升级改造的时间成本，还能够有效的降低经济成本投入，对于促进核电厂的稳定和持续发展有较大的积极作用，是我国核电领域持续进步的重要推动力量。基于此，本文将对核电厂反应堆小幅功率提升技术展开研究。

简介：摘要：本文针对某电厂反应堆本体机械真空泵振动缺陷问题进行了分析，分别从电气故障问题、对中误差问题、电机虚脚调节问题进行根本原因查找，有效解决了真空泵振动缺陷故障。

简介：摘要：核电厂反应堆水池异物打捞工作是核电厂生产活动中的一项重要的工作内容，打捞中存在的辐射风险高。反应堆水池异物容易存在外照射和污染扩散的风险问题，特别是金属在核反应中被中子活化，形成的辐射剂量率比较高，打捞人员作业中极容易因高辐射剂量率造成安全问题。本文主要对核电厂反应堆水池异物打捞的辐射风险进行分析，并探究合理的解决策略，提升核电厂的核辐射污染防控水平。

简介：摘要：核电厂反应堆水池异物打捞工作是核电厂生产活动中的一项重要的工作内容，打捞中存在的辐射风险高。反应堆水池异物容易存在外照射和污染扩散的风险问题，特别是金属在核反应中被中子活化，形成的辐射剂量率比较高，打捞人员作业中极容易因高辐射剂量率造成安全问题。本文主要对核电厂反应堆水池异物打捞的辐射风险进行分析，并探究合理的解决策略，提升核电厂的核辐射污染防控水平。

简介：摘要：反应堆厂房位于华龙一号核岛土建关键路径，是决定华龙一号建造总工期的关键因素。为实现反应堆厂房快速施工，提升华龙一号核心竞争力，近年来，施工管理中心联合设计院开展了行业对标和重点攻坚，开创性提出“钢衬里底板+截锥体模块”设想，并积极稳妥推进相关技术在惠州、三澳、陆丰项目批量落地，有效缩短了华龙一号项目建设工期，降低了建造成本。

简介：摘要：本文主要结合AP1000核电项目反应堆冷却剂主泵倒装法施工特点、基于徕卡AT403激光跟踪仪测量精度高、操作灵活的性能，开发出来的一种新型测量技术，该技术主要是使用激光跟踪仪在反应堆冷却剂主泵安装前采集各部件关键部位的尺寸，然后使用SA测量软件计算结果并进行模拟安装，其次在主泵芯包安装时通过测量监测点，建立关系定位三维数据模型，对比实测模型与理论模型的尺寸数据，来调整芯包位置，引导主泵的顺利安装，为今后同类项目的施工提供一定的借鉴。