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：1981年6月7日下午,以色列悍然出动14架飞机,对伊拉克首都巴格达东南郊20公里处正在修建中的原子研究中心发动了一次闪电般的空袭,使伊拉克经营多年、造价4亿美元的核反应堆毁于一旦。以色列的这一侵略行径自然遭到了全世界舆论的谴责,但是,从军事上看,以色列空军进行的这次空袭作战,从组织到实施都是非常成功的,体现了现代空袭作战的特点,国际军界评论它是一次典型的“外科手术”式空袭作战。

简介：摘要在核电厂运行过程中，反应堆操纵员是唯一直接跟核电厂系统、设备进行对话的人员，所以反应堆操纵员对核电厂的运行安全肩负着直接的、重大的责任。无论是美国三里岛核事故、震惊世界的切尔诺贝利核事故还是日本福岛核事故，人因都是导致事故发生的重要因素。据统计，在国内外核电厂运行事件中，由于操纵员人为因素造成的事件比例很高。因此，要实现核电厂安全可靠地运行，除了优良的多重安全保障的设计和设备质量外，最重要的还是要培养优秀的反应堆操纵人员。一般而言，培养一个符合国家法律法规的合格的反应堆操纵员，需要3至5年的时间，且耗资巨大，所以操纵员的培养、考核一直是核电厂营运单位的一项重要工作，对核电厂持续安全运行具有重要影响。

简介：讨论核反应堆系统散射裂变截面的最小范数控制问题.在一定条件下证明了最小范数散射裂变截面控制变量的存在性和唯一性,并给出其相应的优化条件.

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：摘要通过对支吊架的作用、类型、构成进行描述，结合三门核电1#核岛反应堆厂房管道支吊架的设计特点和施工特点，重点阐述了AP1000首堆建造中对管道支吊架施工技术的优化建议。

简介：摘要随着高温气冷堆、钠冷快堆、熔盐堆等核反应堆的发展，核电阀门材料的耐高温性能的要求不断提高，本文简要介绍ASMEBPVC第III卷第5册2015版（以下简称ASMEIII.5）用高温部件核电阀门选材应用分析，及其与ASMEBPVC第III卷第1册NH分册2015版（以下简称ASMEIII.1NH）的主要区别。

简介：反应堆退役将产生大量放射性废物金属，熔炼处理可使其减容、再循环再利用，以大量减少放射性废物处置量，回用绝大部分金属。熔炼处理有减容、整备、包容放射性核素、降低比活度、便于放射性监测等优点，但会产生二次废物、对一些放射性核素的去污效果不理想等缺点。因此采用这项工艺要预先用其他去污工艺去污，预计去污效果和落实再循环再利用的去向，还必须有效控制二次废物。

简介：反应堆操纵员是核电厂安全稳定运行的基本保证，对操纵员的筛选、培训和考核尤为重要。但随着核电的发展，以及社会民众对电厂安全性要求的提高，目前我国的反应堆操纵员的培训与考核在某些方面已逐渐不能适应我国核电发展的需求。笔者分析了现阶段我国操纵员考核制度、培训手段、选拔方式等方面的不足，结合我国核电发展对操纵人员的要求，提出操纵人员考核及管理体系可优化性、加强复杂工况培训以及重视操纵员心理素质等方面的一些观点。

简介：麻省理工学院的核反应堆研究所的研究人员发现涂层材料能够对反应堆提供更好的安全性、减少维护，并能在工业运行的条件下允许铀燃料更充分地反应。由于碳化硅（SiC）在高温下具有超凡的强度、与水和蒸汽的超低的反应活性、超低的中子吸收特性、

简介：摘要：反应堆压力容器是核电站核心关键部件之一，压力容器的完整性决定了反应堆的安全、可靠运行，其服役寿命也决定了核电站的使用年限。本文概括叙述了反应堆压力容器材料的设计选用要求和发展历程，对压力容器的辐照脆化现象以及脆化评价方法进行了介绍。

简介：摘要： 本文通过对反应堆内辐照后锆合金燃料包壳产生的氧化和氢化问题分析，讨论了辐照后燃料包壳如何进行焊接以及焊接后可能产生是问题。从两方面来应对辐照后包壳材料的氢化和氧化状况。

简介：水冷反应堆包括轻水堆和重水堆，轻水堆分为压水堆和沸水堆；重水堆分为加压重水堆和加拿大的氘铀堆。国际上把它们归为一类进行研究。本文涉及的破损燃料元件的在役检测和处理包括：反应堆运行时的检测；换料时或换料后的检测；在燃料组件内鉴别破损的燃料棒；燃料组件的监测、拆卸和修复；破损燃料棒拆出后的检测，破损定位与修补。

简介：摘要：核电厂反应堆冷却剂泵又称主泵，通过驱动高温高压、具有放射性的冷却剂，把堆芯中产生的热量传送给蒸汽发生器。核电厂主泵设备的检修工作基本都涉及对中，文章通过设计一套专用对中调整工具，优化对中流程，提高主泵与电机对中的精度与效率。

简介：摘要：反应堆偏环路运行工况是指多环路的反应堆的一回路系统中，在非对称的入口条件下的一种非对称运行工况，即多环路运行的反应堆系统中，一个或者多个反应堆冷却剂泵停运时的运行工况。反应堆的偏环路瞬态运行将会对堆芯轴向功率、径向功率产生较大扰动进而导致堆芯功率畸变，特别是寿期末氙振荡剧烈，如控制不当，将导致反应堆热工参数超出限值，威胁反应堆的运行安全。文章通过对WWER机组反应堆偏环路运行瞬态分析，以求得最佳的控制策略。

简介：摘要：本文旨在提高某反应堆整体冷却厂房通风系统的效率和空气质量，对现有通风系统的不足进行分析，提出一系列改造方案，通过对整体冷却厂房现有通风系统存在的问题进行深入剖析，设计一套全新的改造方案，包括引入通风设备、优化通风管道布局以及改进空气循环系统等措施，旨在提高整体通风冷却能力。我们对部分改造方案进行了实施，并通过模拟和实验验证了其可行性和有效性。研究结果表明，该方案可提高整个厂房通风冷却能力，为后期相类似的通风系统改造提供参考。

简介：摘要：本文介绍了反应堆主冷却剂处理系统的功能和组成部分，通过分析功率运行期间反应堆主冷却剂处理系统运行不稳定，频繁出现换热器堵塞和无法取样等问题，总结归纳问题产生的根本原因，并提出了功率运行期间反应堆主冷却剂处理系统的干预原则和运行优化建议，为运行人员维持系统和机组的稳定运行提供了有效的参考价值。在后续机组功率运行期间进行了验证，取得了良好的效果，提升了反应堆主冷却剂处理系统的稳定性。

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：本文综述了我国研究性反应堆核事故应急准备工作的现状．分析了存在的问题并提出了改进建议。