简介：摘要详细介绍了华龙一号核电厂反应堆厂房筏基混凝土技术规格书要求。以5#机组反应堆厂房(5RX)筏基A、B层混凝土整体浇筑为例，通过实验研究，确定了混凝土的合理配比，显著改善了混凝土各项性能，解决了华龙一号大体积混凝土耐久性问题。通过人模温度控制、养护措施控制等大体积混凝土施工质量控制措施，解决了大体积混凝土施工中温度裂缝等问题。

简介：摘要AP1000核电反应堆冷却剂系统主管道为反应堆压力容器、蒸汽发生器（SG）和反应堆冷却剂泵提供了一条封闭回路和压力边界，是压水堆核电站最关键的核安全1级设备，管内介质为带有放射性的含硼水。AP1000核电反应堆冷却剂系统主管道坡口加工数据由三维测量技术和3D计算机模型技术经测量建模及模拟组对后得出；同时主管道的焊接采用窄间隙自动焊。为规避主管道倒装法安装工艺，窄间隙自动焊接技术以及主管道制造偏差等带来的风险，通过合理制定加工工艺及控制方法，确保主管道坡口加工质量。

简介：“先进轻水反应堆业主要求文件(ALWR—URD)”的宗旨是明确美国电力公司对先进轻水堆核电厂的要求。对URD中关于核电厂抗震设计，特别是对核电厂构筑物、系统和设备的抗震分类、取消OBE地震后的抗震设计要求等方面提出的修正意见．以及对核电厂抗震裕度和地震风险评价提出的初步要求，本文作了全面的总结，在关键处浅讨了看法。供新核电厂设计中参考。

简介：摘要：M310型核电机组安全稳定运行期间，其一回路反应堆冷却剂旁路管道上具有多个直接参与机组运行逻辑控制的关键性测温仪表，因而需要定期对测温旁路传输时间进行检验。本文主要介绍一种基于流量测量法的反应堆一回路测温旁路传输时间试验原理，并给出了相应的结果分析方法。

简介：摘要：本文主要介绍了模块式小堆核反应堆压力容器关键部件支承环的焊接技术方案，包括焊接坡口制定、部件装配以及焊接变形控制措施等。依据制定的焊接技术方案，获得了稳定的产品质量，结构变形满足要求。在产品焊接见证件上验证了接头性能指标均能满足技术要求。

简介：为了降低成本并增强竞争力，核电厂采用更加具有挑战性的运行条件、更长的核燃料循环周期以及通过调整燃料设计和制备材料而获取的更高的燃耗。质量保证和控制，以及燃料性能分析已经成为大量专业期刊的讨论主题。该出版物对燃料制备、设计和运营问相互影响的质量与可靠性问题做出了简洁但全面的概述。该出版物解释了技术、安全和组织结构方面的问题，并例举了当前发展情况以及燃料设计者、供应商和反应堆运营商间相互协调配合的良好实践。

简介：摘要本研究以岭澳二期核电站两台机组GCT-A阀门控制回路中402-404RG的P参数设计错误事件为背景，对GCT-A阀门PID调节中比例系数对反应堆安全及运行的影响进行了详细的定量分析，最终针对岭澳二期核电站GCT-A阀门控制回路中P参数设计错误问题制定出了采用两个P参数来控制的方法，既满足了设计验证中最严重的II类瞬态下SG的压力应该小于设计压力的要求，又有效防止了因P参数过大导致GCT-A阀门在机组热停堆期间频繁开关，大大降低了阀门因频繁开关而损坏的机率。

简介：摘要：核电反应堆厂房穹顶预应力系统施工工序复杂，精度要求高，通过开发核电项目管理平台可以对预应力系统施工方案、工序、人员、机械等进行动态管理，做到核电反应堆厂房预应力系统施工工序全周期信息化控制。

简介：摘要：本文主要介绍了模块式小堆核反应堆压力容器与蒸汽发生器焊接结构形式，以及根据产品结构开发背保护专用装置，并开展试验验证。针对压力容器与蒸汽发生器焊接的特点开展打底焊及填充焊焊接技术研究，确定合适的焊材、焊接工艺参数等。

简介：摘要：作为核电站的核心设施，反应堆压力容器在服役期间是不能进行替换的。在常规操作过程中，反应堆内部充满了温度较高、压力较大的流体，反应堆压力容器顶盖及压力容器法兰通过主螺栓拧紧。当每次换料大修时，反应堆压力容器的顶盖必须旋紧并上紧主螺栓，以便长期使用，尤其在压力容器主螺栓旋出拧紧时容易发生咬死故障。以国内新型反应堆压力容器为背景，以解决目前核电站存在的同种故障为目标，以发展一种更加高效的技术手段和配套装备为目标。通过对电站建成后的辐射环境及安装间距的不同进行分析，确定关键技术，并提出相应的技术路线。

简介：摘要：作为核电站的核心设施，反应堆压力容器在服役期间是不能进行替换的。在常规操作过程中，反应堆内部充满了温度较高、压力较大的流体，反应堆压力容器顶盖及压力容器法兰通过主螺栓拧紧。当每次换料大修时，反应堆压力容器的顶盖必须旋紧并上紧主螺栓，以便长期使用，尤其在压力容器主螺栓旋出拧紧时容易发生咬死故障。以国内新型反应堆压力容器为背景，以解决目前核电站存在的同种故障为目标，以发展一种更加高效的技术手段和配套装备为目标。通过对电站建成后的辐射环境及安装间距的不同进行分析，确定关键技术，并提出相应的技术路线。

简介：摘要：在本篇文章中主要探究了我国新建压水堆核电站的反应堆压力容器主螺栓卡涩处理和螺孔技术，利用该项技术探究效率良好，并且适合被应用到核电站运行中的技术工艺和设备。从电站运行周围辐射环境和安装空间差别入手，明确了具体的技术要点和技术路线，重点研究了工艺方式与设备功能，结合设备设计接口以及工艺过程要求，确定了基本的参数开发设备。最后对核心设备展开了现场环境模拟操作。

简介：摘要三门核电反应堆压力容器采用双道金属O型环密封结构，在机组换料大修时需对其进行O型环更换、密封面（槽）检查维护等维修作业，对维持反应堆压力容器密封性能乃至一回路压力边界的安全性至关重要。本文结合反应堆检修工艺和流程，分析了O型环材质性能、O型环槽结构、密封比压以及作业过程中的操作失误和异物控制等影响O型环密封结构维修可靠性的因素，并从规范操作、加强防异物管理、采用密封面保护措施、优化检查清洗工艺流程、使用合理的消缺工艺等方面提出控制措施，以提高维修可靠性。

简介：摘 要：核反应堆压力容器顶盖法兰密封面进行大厚度不锈钢堆焊时，由于堆焊界面两侧材料的组织性能差别较大，在大厚度堆焊层界面处易发生剥离现象而导致产品失效。本文对某核电项目反应堆压力容器大厚度堆焊层发生剥离现象的原因进行了详细的试验研究，并根据分析结果制定了相应预防措施，从而避免这种失效情况的再次发生。

简介：摘要：

简介：摘要反应堆保护系统（RPS-ReactorProtectionSystem）是核电站重要的安全系统，福清5、6号机组核电站数字化反应堆保护系统基于AREVA公司的TXS平台实现，与以往不同，反应堆保护系统的逻辑功能也与以前有很大不同，本文将通过对比这些差异，发现华龙一号反应堆保护系统提高了系统的可靠性，完善了系统的调试和维护。

简介：媒体摘要：近日，一项颠覆性的科学突破正引发科学界的瞩目。18岁的天才少年戴文韬创造了一种“氢、氘、氚合金反应堆核聚变方法及其装置”，以其创新和大胆思维，成功降低核聚变反应难度、稳定核聚变反应运行，为人类的清洁能源梦想描绘了一个崭新的未来。

简介：摘要核岛反应堆厂房（RX）安装工程施工阶段，现场施工人员众多，设备、管道以及钢结构等专业施工量特别大，焊接、切割、打磨作业等特别多，且厂房房间布局交错复杂、相对密闭，导致施工现场焊接烟气及切割打磨等引起的粉尘无法自然扩散，造成较为恶劣的施工环境。大量的烟尘长期存在严重威胁到现场施工和管理人员的身心健康，可能会引起了一些职业病的出现，同时给现场设备清洁度带来了各种难以处理的问题。因此，及时排出现场污浊空气，减少现场烟尘量极为重要。现场通过设计及应用临时通风系统，临时通风系统采用永临结合、临时制冷等方式全面论述核岛施工空气环境综合治理方案，并对实施效果进行了验证，为后续核电施工现场空气质量改善方法提供了重要参考，具有较强的借鉴意义。

简介：利用核动力系统安全分析程序中的三维水力部件模型,模拟了CPR1000反应堆在发生主蒸汽管道破裂（mainsteamlinebreak,MSLB）事故后,堆芯入口处的温度空间分布情况.分析了主蒸汽管道破裂事故发生后,堆芯入口处的流体温度分布形成原因.结果表明：单环路主蒸汽管道破裂后会导致堆芯入口温度分布不均匀,破口侧温度降低.

简介：摘要核电是未来能源发展的趋势。核电站设备分为核岛设备和常规岛设备，核岛设备是核电站的关键设备，而控制棒驱动机构又是核岛设备的核心部件，其直接与反应堆燃料棒接触，控制反应堆的运行。本文针对控制棒驱动机构在出厂前试验中，热态试验时驱动杆组件实际位置监测的问题进行了探讨和研究，提出了解决方案。