简介：摘要：某核电厂机组热试期间，反应堆硼和水补给系统REA016VD阀门调节过慢无法实现除盐除氧水补给功能。本文对该问题的相关信息及处理过程进行了详细描述。

简介：摘要：接地系统被广泛应用于建筑物防雷、电气设备接地故障的防护、电气（电子）设备的功能接地、以及提高信息系统对电磁的抗干扰能力。仪控系统的接地是核电厂仪控设备安全、正常、可靠运行的关键因素，因此本文对压水堆核电厂核岛厂房仪控接地系统的工作原理以及设计现状进行了研究与探讨。在探究过程中发现核电厂核岛厂房仪控接地系统均与核岛网状接地系统连接，并根据功能分为设备保护接地、信号接地与屏蔽接地等类型，所以设计人员应充分理解核岛网状接地系统的概念和结构、正确区分不同的接地类型并合理设计仪控设备的接地。

简介：摘要：针对某三代压水堆机组，提出了主给水系统设置2×75%的电动调速给水泵配置方案，不设备用泵。正常运行时，两台给水泵同时运行，每台机组提供50%额定主给水流量；当一台运行的主给水泵出现故障跳闸时，反应堆快速降功率至75%额定功率平台，运行泵快速升转速提供75%额定主给水流量。为满足运行经济性的要求，引入了新型调速装置(行星齿轮型)，电动给水泵组由前置泵、电动机、行星齿轮型和压力级泵组成。取消备用泵后，设备初投资降低900万元，厂房占地减少约210 m2，投资经济性得到明显改善；采用新型调速装置后，机组额定功率运行时，可降低厂用电率0.1%；部分负荷运行，新型调速装置的功率损失更少，运行经济性更高。

简介：摘要：核仪器系统是一个安全控制系统，在发生事故时可用于关闭核电站。本文件从核仪器系统的组成和功能方面概述了核仪器系统的原理，并讨论了典型故障和改进方法，为核仪器系统的运行和管理提供参考，通过选择合适的处理方案进行处理，弥补了系统缺陷，给同类型核电机组提供了良好的经验反馈。

简介：摘要：核仪器系统是一个安全控制系统，在发生事故时可用于关闭核电站。本文件从核仪器系统的组成和功能方面概述了核仪器系统的原理，并讨论了典型故障和改进方法，为核仪器系统的运行和管理提供参考，通过选择合适的处理方案进行处理，弥补了系统缺陷，给同类型核电机组提供了良好的经验反馈。

简介：摘要：在交通荷载的作用下，软土路基会发生沉降变形，不利于高速公路运行安全。当前高速公路软基加固方式较多，其中路面堆载方式有助于加速软基中孔隙水消散和地基排水固结，提升路基结构稳定性。传统的软基预压多采用填土堆载的方式，土料使用量巨大，且预压期结束后必须将相应土方卸载至弃土场，处理成本高，对于土料资源匮乏的地区并不适用。而水载预压技术能就地取材，充分利用江河湖海地区丰富的水资源，向软基施加荷载，加速孔隙水排出和软土路基排水固结，无需大量机械设备即可完成加载，弃水通过排水沟排放至江河湖海即可，不存在任何环境污染，社会效益和经济效益显著。

简介：摘要压水堆核电机组在大修下行阶段，需要运输大批专用工器具进入核岛，便于执行压力容器开盖、卸料等操作。由于运输的物资种类、数量较多，耗费大量的主线时间，因此有必要对物资运输进行优化。工期优化是压缩计算工期，以达到要求工期目标或在一定约束条件下使工期最短的过程。通常，工期优化一般采用压缩关键工作的持续时间来达到优化目标。实践证明，通过压缩卸料用物资占用关键路径的时间，并将部分占用关键路径的物资运输提前执行，调整为非关键路径的运输以达到工期优化的方法是可行的。

简介：摘要：本文基于PCTRAN仿真平台，分别对丧失AC和丧失AC后的ATWS事故进行了仿真模拟，结果表面，在事故发生后300s内，一回路压力和温度均呈现先增大后减小的趋势，且丧失AC后的ATWS事故下降速度更明显；DNBR值也较丧失AC事故更大，没有因ATWS而影响电厂安全。

简介：通过对AP1000技术与传统压水堆物项的安全分级、抗震分类、规范等级和质量保证分级4种分级的方法、依据、参考标准和适用范围等进行比较分析，得出AP1000各种分级既保证安全，又经济合理，而且提出AP1000技术国产化过程中，应制定符合国情的质量保证分级方法和相应的质量保证要求。

简介：摘要本文介绍了CPR1000型压水堆安注箱的设计参数、主要制造过程，其分别从安注箱的功能和结构、主要制造工艺及关注重点、典型不符合项三个方面进行阐述，为我国自主设计、自主制造的CPR1000型核电项目的制造、监造工作提供一个参考和借鉴，提高1000MW级核电国产化能力。

简介：文章概述了小型模块化压水反应堆（以下简称小堆）厂址适宜性要求、国际上现行应急计划区的分区和大小,介绍了反应堆应急计划区的确定方法,同时对我国小堆应急计划区的划分提出可能的建议。

简介：以秦山第二核电厂1、2号机组和田湾核电厂1、2号机组为例,对国内已运行的压水堆核电厂在调试阶段进行安全壳喷淋试验时所采用的两种方式进行了比较分析,总结出两种喷淋试验方法各自的优缺点,可为国内新建核电机组的安全壳喷淋系统的调试试验提供借鉴。

简介：简要描述了美国核电厂运行技术规格书的发展过程,对近期跟踪的几项美国西屋压水堆核电厂运行技术规格书的修改做了简要介绍,并对修改的内容进行了探讨。

简介：本文利用Gasflow程序对非能动压水堆发生假想的严重事故后。安全壳内的氢气流动、分布和积聚行为进行了计算和分析，对安全壳内各房间的氢气风险进行了评价并给出了降低氢气燃烧风险的建议。计算结果表明，在发生大破口事故中，安全壳内氢气浓度较高的区域为破损蒸汽发生器隔间，内置换料水箱隔间和上部隔间，需要设置消氢系统来降低隔间内的氢气浓度。

简介：

简介：安全壳是核电厂实现放射性物质包容的最后一道屏障,安全壳条件失效概率是评价核电厂从堆芯熔化到安全壳失效整个阶段缓解系统的重要指标。本文探讨了安全壳条件失效概率的起源,对安全壳条件失效概率指标进行了解读,介绍了国内各先进压水堆核电堆型的安全壳条件失效概率的现状和主要贡献项并给出了相应的结论和建议。

简介：摘要：核电从业者在放射性工艺系统本身或系统周围执行运行、维修和检查等工作中会受到不同程度的辐射照射，只有设法降低这些系统内部的沉积源项，才能降低作业现场的辐射场强度，减轻工作人员的剂量负担。降低系统设备表面的沉积源项是一项系统工程，需要从材料替代、运行化学控制策略优化、去污技术的应用和工作实践改善等多个维度入手。水下吸尘作为重要的去污技术之一，在核电厂中具有较广阔的应用前景，本文论述了堆芯水下吸尘的技术原理、实施方案和去污效果评价方法，并提供了典型的工作案例，指出了其中的优势与不足，为该技术的进一步优化和推广应用提出了改进方向。

简介：摘要:随着我国工业化的不断发展,人民生活水平也随之不断提高。为促进可持续健康发展,维护好自然环境,就不得不优先发展洁净能源,使用核能发电就变得得尤为重要,当前的我国核能各项事业处于"理性、协同、并进"的方针下,蓬勃发展。在压水堆核电站主设备安装过程中,存在着许多影响因素。本文分析了压水堆核电站的建造及其质量控制的途径。

简介：摘要：近些年国家在核电厂建设、核电厂运行方面的关注度越来越高，要力求运行过程中的安全与稳定。本文对压水堆核电厂管道中不可凝结气体的成因、积聚位置以及监测方法进行了分析，并对比了不同的监测方法，得知应根据不可凝结气体出现的位置，采用相应的监测手段，以提升结果的准确性。

简介：摘要：现阶段，在核电厂运行过程中，主要是以压水反应堆为主，在启动机组的过程中，一回路系统必须经过化学平台处理，通过添加相应数量的联氨溶液达到该项目开展的目的，对于我国各项核电厂一回路除氧方式来讲，产生的效果是不一样的，没有能够基本确定的方式。在本篇文章中重点探究了对除氧效果产生影响的基本因素，其中表现为系统运行方式，一回路温度、冷却剂、化学加药量和化学加药方式等，综合性比较了和其他类型电厂的具体情况提出了相应的除氧策略。