简介：摘要：核主泵是核岛三大设备中唯一未实现国产化的设备，核主泵推力轴承是核主泵中承受全部轴向力的核心部件，本文通过对现有核主泵推力轴承的整理分析，结合可倾瓦推力轴承基础理论，介绍主流1000MW级核主泵类型、推力轴承摩擦副材料、基础参数与支点角度位置、轴承性能、高压油顶起计算方法等，为核主泵轴承配套提供依据。

简介：摘要：核主泵是核岛三大设备中唯一未实现国产化的设备，核主泵推力轴承是核主泵中承受全部轴向力的核心部件，本文通过对现有核主泵推力轴承的整理分析，结合可倾瓦推力轴承基础理论，介绍主流1000MW级核主泵类型、推力轴承摩擦副材料、基础参数与支点角度位置、轴承性能、高压油顶起计算方法等，为核主泵轴承配套提供依据。

简介：摘要：渗水是水利工程项目中极为常见，破坏性又极其严重的病害问题，因此，开展水利工程建设，需要以保证工程防渗能力为重要使命，尤其是在水坝施工中，对防渗施工技术措施及防渗施工质量的要求更加严格，鉴于粘土心墙坝是水利工程水坝施工中常用的防渗方法，所以，本文结合实际工程项目，首先分析水利工程黏土心墙堆石坝施工中的主要施工技术与质量控制要求，然后探讨黏土区填筑施工工艺与质量控制要点，旨在为同类施工提供技术参考。

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：斗轮堆取料机，是指一种用于大型干散货堆场的既能堆料又能取料的连续输送的高效装卸机械，是堆场最主要的设备。其中液压系统又是斗轮堆取料机的重要组成部分，液压系统一旦发生故障，设备基本就会停止运行，所以及时快速解决液压故障对生产作业十分重要。本文通过对堆取料机液压系统的研究分析，能快速地解决液压系统发生的故障，迅速恢复设备运行。

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：随着我国经济的快速发展，水利工程的建设日益引起了社会的高度重视。大坝是水利水电工程中最重要的一环，其施工与养护直接关系到人们的生命和财产安全，还与国家经济、社会发展密切相关。作为一种由土石混合体组成的高强度高抗震耐久的大坝，面板堆石坝目前已经成为国内外研究的重点。为了保证施工的质量和效率，对其进行研究意义重大，对于保证工程安全有着十分重要的理论与实际应用价值。

简介：摘要：本论文研究了固溶热处理参数对800H的组织及力学性能的影响。结果表明，随着固溶温度的提高，合金组织中的碳化物数量明显减少，由聚集分布向独立的颗粒状转变。随着固溶温度的升高，800H合金室温及600℃拉伸强度均呈现下降趋势，尤其以600℃时屈服强度下降最为明显。

简介：摘要：核电厂堆芯热电偶在反应堆温度测量中起着重要作用，测量管线从反应堆堆芯经过压力容器顶盖一直延伸到反应堆厂房外的机柜，包含多个接头和多段补偿导线，任何的故障都会造成堆芯温度的偏差。其中，位于核岛内的热电偶补偿导线接头长期处于高振动及高辐射的恶劣环境下，发生故障的概率较高。笔者从热电偶补偿导线接头的焊接工艺、接头针脚易形变和接头易受潮三方面，具体分析了热电偶补偿导线接头可能出现故障的原因。面对目前国内核电厂在堆芯热电偶补偿导线接头更换维修方面涉猎较少的情况，笔者在介绍目前原厂使用较多的更换方式的同时，提出了另一种经济性和实用性更高的热电偶补偿导线接头，描述该接头的结构，列出了各自的优缺点并进行了对比。

简介：摘要：能源短缺环境污染已成为全世界重点关注的问题，加速开发推广应用以电

简介：摘要若尾矿库溃坝出现相关事故，这样会导致公众的健康与财产受到威胁，也会对周边环境造成一定的影响。本文主要依托于某矿山尾矿库，尾矿库情况进行介绍，对高浓度尾矿干堆尾矿坝稳定性进行分析，并提出提高坝体稳定性的相关措施。

简介：摘要本文详细介绍了真空联合堆载预压的施工工序、方法，以及施工过程中的监测。可为类似工程提供借鉴意义。

简介：真空联合堆载预压排水固结法结合了真空预压和堆载预压的优点。本文基于真空联合堆载预压法在实际高速公路软土路基加固中的应用，简要的阐述了真空联合堆载预压法的加固机理，并结合具体工程介绍了真空联合堆载预压法的具体施工过程，最后通过观测试验叙述了预压法的施工效果。

简介：摘要：目前，我国是世界上在建核电机组规模最大的国家，按照“十三五”规划纲要，到2020年我国核电运行装机容量将达到5800万kW，在建达到3000万kW以上，随着大量新堆型、新机组已经或者将要进入调试高峰期，对调试管理提出更大的挑战。随着华龙1号、高温气冷堆、国和一号（CAP1400）等陆续开建并进入到调试阶段，可能会涌现出大批类似AP1000、EPR所面临的问题。因此，如何提前识别潜在风险、理顺接口流程，能够高效地实施首推调试活动，切实起到验证设计、制造、施工正确的作用，成为核电工程建设的重中之重。

简介：摘要：核电主设备反应堆压力容器制造过程中零部件需焊接临时附件，以满足容器制造、过程中焊接、加工、翻转、转运的需求。临时附件的合理设计和稳定使用，关系到整个反应堆压力容器的安全制造，甚至影响核电项目建设的周期。针对某核电项目反应堆压力容器临时附件起重时发生断裂为例，从临时附件的设计强度、材料、焊接方面分析原因，明确临时附件装焊的控制技术措施，为后续压力容器的安全稳定制造提供指导和借鉴。

简介：摘要：近年来，随着我国自主研制的华龙一号和融合版华龙一号机组的陆续商运，以及核电快速发展的背景下，研究不同堆型之间的技术差异显得尤为重要。本文通过对M310、华龙一号及融合版华龙一号核电站汽轮机旁路排放系统的系统组成、系统运行和系统控制的对比，总结分析了汽轮机旁路排放系统在不同堆型之间的差异性。

简介：摘要：辅助给水系统（ASG）属于专设安全设施。在任一正常给水系统（ARE、APA、APD）发生事故时，ASG系统投入运行，导出堆芯余热，直到反应堆冷却剂系统达到余热排出系统（RRA）可投入的状态。在大修期间，辅助给水箱要排空进行保养维护工作，待保养维护工作结束后需对辅助给水箱进行氮吹扫及充水操作，本文即对检修工作结束后的辅助给水箱氮气吹扫及充水工作进行简单阐述及相关操作的细节优化。

简介：摘要：本文介绍了秦山第二核电厂四台65万千瓦级压水堆机组的装卸料机堆芯定位的原理和方法，结合现场应用情况分析了定位方法存在的问题和不足，分析了定位精度不足可能产生的后果。系统分析了影响装卸料机定位精度的因素，重点介绍了零点坐标确定和堆芯坐标确定的优化改进方法，通过多机组多次大修现场实践证明方法有效，提高了燃料操作的安全性以及节省了大修关键路径时间。同时也针对现场实际操作过程中可能出现的误操作进行了分析和提醒。本文中提到的优化改进方法可以为同类型核电机组的装卸料机堆芯定位提供借鉴和参考。