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。

简介：摘要本文对CPR1000堆型反应堆压力容器控制棒驱动机构管座（简称CRDM管座）过盈连接的各项参数进行计算，在对CRDM管座冷装固定方式分析的基础上，结合工艺试验验证了理论计算及所推荐的经验数据是正确可靠的，对CRDM管座冷装控制具有非常重要的指导意义。

简介：

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：反应堆功率控制系统是核电厂最重要的非安全级控制系统之一。海阳核电站功率控制系统在快速降功率系统、旁排控制系统、汽机功率给定系统的协同下完成各个工况的功率控制。本文分析了主要控制策略及主要试验，帮助核电站相关人员加深对功率控制系统的理解，提高他们对机组状态的响应能力。

简介：综述了现有的反应堆压力容器和主管道焊缝残余应力的测试结果和残余应力选取的实践经验。对于反应堆压力容器环焊缝,残余应力沿壁厚呈余弦分布,其最大值可取为60MPa。对于主管道对接环焊缝,最大残余应力区域通常位于在焊缝中心线且靠近管道外表面,而运行过程中的缺陷常出现在内表面区域,在进行安全性评价时焊缝最大残余应力可取为100MPa。

简介：介绍了国内外处理严重损伤螺栓孔修复的技术概况，结合国内处理反应堆压力容器主螺栓孔不符合项的核安全审查，给出了核安全审查中应关注的方面以及力学评价存在的问题，以期望对后续的核安全审查有借鉴意义。

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：核电作为世界上公认的清洁能源，具有高效、安全和经济的特点。锆合金具有优异的耐腐蚀性能、力学性能以及和铀燃料良好的相容性，是核反应堆中不可缺少的材料。本文从国内外专利文献方面着重分析了核反应堆用锆合金技术进展，并研究了核反应堆用锆合金在国内外的发展趋势和特点。

简介：摘要：反应堆压力容器（RPV）是反应堆压力边界的重要组成部分，其内部安装有反应堆堆芯、堆内构件、堆内支承件，以及控制和安全运行所需的控制和测量元件或组件。反应堆压力容器作为包容反应堆堆芯的容器, 起着固定和支承堆内构件的作用；作为反应堆冷却剂系统的一部分, 起着承受一回路冷却剂压力的压力边界作用。反应堆压力容器保温层设置在RPV外侧，包容了整个RPV，保温层为金属反射式保温层。压力容器保温层安装施工采用了全新工艺，要求安装精度较高，施工难度较大。为保证福清核电工程反应堆压力容器及其保温安装质量，我们对施工重点、难点进行了分析，主要分析研究了预埋支承板位置尺寸控制、保温支承盒方管尺寸定位、压力容器翻转抱环螺栓紧固力矩问题和压力容器支承垫板的测量加工问题等，并提出了相应的纠偏措施和预控措施，验证了实施效果，提出了今后进一步的改进措施和努力方向。