简介：介绍了阻尼器在核电厂中的应用和分类,机械阻尼器和液压阻尼器的结构及工作原理,阐述了对核级阻尼器的相关要求,重点探讨了阻尼器制造的关键技术,展望了阻尼器在核电厂中的应用及其国产化前景。

简介：介绍了维修规则中的性能指标概念和作用，重点介绍了维修规则中可靠性和可用性指标设定的几种方法。以三门核电厂用水系统为例，采用不同方法计算了各个序列对应的可靠性指标，并进行了计算方法的比较和验证，计算结果与概率安全分析的假设相一致，并证明这些方法均可用于维修规则中性能指标设定的具体实践。

简介：地坑滤网问题是压水堆核电厂应关注的安全重要问题。介绍了压水堆核电厂地坑滤网问题的技术背景,回顾了地坑滤网下游效应问题的发展与现状,并对下游效应可能的解决方案进行了分析讨论。

简介：为了保证核电建设的质量符合安全相关要求,正确地划分设备和部件的安全相关性、等级至关重要。从可操作性的角度考虑,一份完善的分析方法说明文件在判定物项的分级要求时具有重要的指导意义。本文依据国内外的相关法规和导则,阐述了物项分级的原则与方法,并结合某转动机械设备的实例,给出了分析方法的应用过程和结果。

简介：多样化驱动系统（DiverseActuationSystem,简称DAS）作为核电厂纵深防御设计中重要的组成部分,对核电厂的运行安全起着非常重要的作用。本文介绍了ACPR1000堆型多样化驱动系统设备的总体结构和设计特点,系统控制层设备基于现场可编程门阵列（Field-ProgrammableGateArray,简称FPGA）技术实现,同时监控层提供了信息管理功能,在保证多样性的前提下优化了人机交互功能,系统将应用于ACPR1000堆型核电厂,经适应性调整后能广泛应用于三代压水堆核电厂。

简介：在乏燃料组件的运输和贮存过程中,如何有效地评估组件及承载设施对衰变热的响应是一项重要的工作。由于组件的结构复杂,考虑承载设施后的有限元模型会过于庞大,超过现有计算资源的承受能力。提出的改进方法将燃料组件等效为简单的固体导热模型,利用有限元方法得出AFA3G燃料组件的径向等效导热率,大大减低了计算成本,并与文献报道的国际通用的方法进行了比较。结果表明,在工程设计中,改进方法计算得到的等效导热率更为保守与合理。

简介：为弄清核电厂蒸汽发生器二次侧的流动和传热特性机理,以确保蒸汽发生器的稳定性,文章采用数值软件根据蒸汽发生器的结构特点和运行模式进行简化建模,利用相似原理,使用相变模块模拟了蒸汽发生器的二次侧汽液两相流的流场分布情况。研究了相同结构下不同给水比例对二次侧流场分布的影响,尤其是对空泡份额分布特性的影响。研究发现,不同的给水工况对直管段的空泡份额分布和流体流速分布都有明显的影响,但对传热管上部区域的空泡份额和速度分布的影响不大。

简介：对秦山第三核电厂在2007～2009年3年中所发生的运行事件加以分析和统计,特别是使用了原因和因素图法分析典型事件的原因,并结合经验反馈分析该电厂的运行情况趋势。

简介：

简介：设计反应谱对评价核电厂在地震作用下的安全性极为重要。本文从统计核电厂抗震设计标准反应谱时选取的强震数据及统计方法两个方面,分析比较了美国RG1.60设计反应谱和我国核电厂抗震设计规范反应谱的异同。通过对比分析,深入理解核电厂抗震设计反应谱的提出需考虑的关键因素,为核电厂抗震设计和审评工作提供参考。

简介：福岛核事故后,核工业界及核安全监管当局对严重事故更加重视,严重事故管理指南（SAMG）的制订已经成为国内核安全监管要求.核电厂制定了应急运行规程（EOP）用以防止核电厂事故升级为严重事故,在SAMG研制时,如何从EOP合理地过渡到SAMG成为必须解决的问题.本文详细分析了EOP与SAMG的接口准则和影响因素,并结合国内核电厂SAMG研制现状,对EOP与SAMG接口方案进行了分析和建议,可为其他核电厂SAMG的研制工作提供参考.

简介：随着核电成为我国能源多元化策略的重要组成部分，核电厂退役的重要性不言自明。虽然我国目前运行的核反应堆并不多，距离大量核电厂正常退役的时间尚早，但是随着核电发展，将来不可避免地要面临大规模的退役问题。本文在文献调研的基础上分析了国际上核电厂退役有关过程、目标、监管、公众的接受能力、费用、废物等方面的经验做法及面l临的困难和挑战。

简介：基于IEEE、IEC、RCC-E等标准及文献,阐述了1E级电气设备的质量鉴定方法,进而结合国内外设备鉴定的实践经验,制定了1E级充电器、逆变器的鉴定方案,对元器件评估、性能及应力试验、EMC试验、抗地震试验、软件鉴定等环节进行重点剖析。可为1E级充电器、逆变器设备国产化过程中的质量鉴定提供参考。

简介：对核电厂预应力混凝土安全壳结构进行了内压作用下的非线性有限元分析。详细介绍了ANSYS中的混凝土单元SOLID65及混凝土材料的本构关系,并对非线性求解过程中影响收敛的因素进行了分析;同时,以福清核电厂5、6号机组内层安全壳为工程实例进行有限元计算。结果表明,15m至30m标高范围内的径向位移大于其他高度的径向位移,标高25m左右径向位移最大;内压加至O.42MPa,模型结构仍处于受压状态,满足使用要求。分析表明,福清核电厂5、6号机组安全壳结构在设计内压作用下是安全的,可为安全壳整体性试验提供参考。

简介：通过结合实际工作和文献研究的方法，分析得出随着核电质量管理的发展，《核电厂质量保证安全规定》已经难以发挥其指导和规范作用，在实际工作中也凸现不足，因此有必要进行修订。在日本福岛核事故后加强核安全监管背景下，在有关上位法的出台和质量管理经验逐步丰富的现状下，完全能够完成《核电厂质量保证安全规定》的修订工作。

简介：福岛核事故后，严重事故废液的安全问题受到广泛关注。本文基于放射性废液的可控制性，研究确定了事故废液在核电厂内滞留和包容，不向环境排放的原则，并提出了AP1000以及国产自主化三代堆严重事故工况下放射性废液源项以及事故废液滞留和包容的措施，确保严重事故工况下环境安全特别是周边水资源安全。

简介：岭澳核电厂二期3号机汽轮机旁路系统（GCT）阀门，在机组调试阶段投自动（通过数字化仪表控制系统逻辑自动控制）后不断出现各种故障和问题。本文分析了GCT系统阀门的用途、重要性及其控制回路，重点分析了L3GCT121VV阀门故障引发机组自动停堆的事件，全面解释了GCT121VV阀门在投自动后产生的问题、事件的发展过程，并提出了对GCT系统阀门投自动后预防类似事件再次发生的思路。

简介：

简介：本文从AP1000废气活性炭延迟处理技术出发,以科研试验为依托,结合在役核电厂的运行经验,获得了一套可应用于各核电厂废气延迟处理系统的专用活性炭选型指标,为今后的工程设计、运行、改进提供了指导.

简介：2016年5月10日，能源行业核电标准化技术委员会秘书处在深圳组织召开了核电标准化研究项目“核电厂严重事故管理导则格式内容标准化研究”的验收会。来自环保部核与辐射安全中心、中广核研究院有限公司、中国核动力研究设计院等7家单位的18位专家和代表参会。