简介：摘要：文章对先进非能动压水堆机组稀释达临界的原理及过程进行介绍，总结了达临界过程中的重要操作，分析了达临界过程中的参数变化，为后续核电厂的运行打下了良好基础。

简介：摘要：文章对先进非能动压水堆机组 5%/min线性负荷扰动试验进行介绍，总结了试验过程中重要参数的变化趋势，分析了试验过程各控制系统的响应，为核电站瞬态试验及后续运行过程中可能出现的瞬态提供了响应依据，为后续核电厂的运行打下良好基础。

简介：本文对非能动压水堆核安全监管要求的变化作了具体的叙述和分析。13项重要的改变涉及：非安全级系统的监管处理、安全停堆状态、全厂断电法则、未能自动停堆的预计瞬态法则、安全参数显示系统问题、事故后取样系统、蒸汽发生器多管破裂、氢的控制、重新定义运行基准地震、现实放射性源项、安全壳C型试验的最大时间隔、关于非能动流体系统的单一故障以及ITAAC问题。

简介：摘 要：本文论述了技术规格书在核电站的重要作用，以及电站运行人员在遵守技术规格书过程中的障碍。针对提到的障碍，文章给出了技术规格书信息化管理的建议及其优点。

简介：摘要先进非能动压水堆（PPWR）是三代核电技术的代表，它除了以非能动设计特性提高机组安全性之外，也通过其化学和容积控制系统的运行大大减少放射性废液的产生，从而降低电站放射性物质的排放量。本文通过对PPWR的化学和容积控制系统（CVS）和CPR1000的化学容积控制系统（RCV）进行分析比较，验证了PPWR机组在减少放射性废液产生方面具有明显的优势。

简介：能源行业核电标准化技术委员会秘书处于2015年5月12日在北京组织召开了能源行业核电标准《非能动压水堆核电厂核岛主要系统布置准则》的专家审查会，来自环境保护部核与辐射安全中心、中国核电工程有限公司、中国核动力研究设计院、中广核工程有限公司等10家单位的标技委委员、专家和代表参加了会议。

简介：2014年8月25日～26日，南能源行业核电标准化技术委员会秘书处组织有关单位专家和代表在北京召开了能源行业核电标准《非能动压水堆核电厂工程设计图形符号和文字代号》、《非能动压水堆核电厂系统设备代码》《非能动胝水堆核电厂文件代码》3项标准送审稿的专家审查会。

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：摘要：漳州核电位于福建省漳州市云霄县，目前在建的1、2号机组采用的是我国自主研发的“华龙一号”。漳州核电站1、2号机组非能动堆腔水池采用模块化整体吊装的方式进行引入，设备本体吊耳分布不均，需连接专用钢架进行吊装。钢架在起到分布载荷作用的同时，还能减少水池模块的形变，是吊装顺利开展的关键所在。在此条件下，本文对漳州核电非能动堆腔水池模块整体吊装进行介绍。

简介：本文基于热声效应原理设计出一种新型的测温装置，用于弥补现今核反应堆内以热电偶等方式测温缺乏非能动特性的不足，可以提高在严苛环境下仪表测量的可靠性和安全性。本文利用DeltaEC热声计算软件对设计的热声测温装置各个组件尺寸进行了优化，目标是使得各个组件组成的系统性能最佳，即在同等工作条件下装置内气体震荡幅度最高。经过优化后，通过改变热端温度找到了热端温度与装置内声波频率的对应关系，近似为一条一次函数直线，因此新型的测温装置可以有效地实现非能动测量。

简介：反应堆堆芯冷却系统是核电厂安全分析的重要内容，新设计的电厂必须通过实验验证其事故工况下保持堆芯覆盖和导出热量的可靠性。本文详细介绍了AP1000核电厂非能动堆芯冷却系统的测试实验和美国核管会（NRC）的评估结果。

简介：摘要：本论文旨在深入分析核电站非能动堆芯冷却系统的动作过程，以提高核能安全性和效率。通过对该系统的结构、工作原理、存在的问题和解决方案进行详细研究，我们可以更好地理解非能动堆芯冷却系统在核电站中的角色，为核电技术的发展提供有益的参考。

简介：针对严重非均质油藏的特点,开展启动压力梯度实验,研究启动压力梯度随物性、压力的变化关系,并根据现场测试启动压力资料,建立相应的启动压力模型。现场应用结果表明,所研制的模型计算结果较准确,可为严重非均质油藏的开发、调整提供科学的技术支持。

简介：摘要随着秦山首台30万千万核电机组的并网发电，结束了中国大陆上无民用核电的历史，随后便开启了中国核电的新纪元。在日本福岛“3.11”事故以前，由于核电的高效、清洁等优点，我国大力发展核电，中国的核电事业飞速发展。而日本“3.11”事故的发生，给我国核电领域刮来了一阵“冷风”，给全世界敲响了警钟，对核电安全更是空前重视。在此背景下，本文将针对压水堆（以M310改进型为代表）与快堆（以中国实验快堆为代表）这两种堆型安全性几个方面的比较进行浅论。

简介：非能动堆芯冷却系统热态性能试验是AP1000首批机组预运行试验阶段一项重要的调试项目,其中包含多项首堆或首三堆调试试验。国家核安全局对该项调试试验执行过程进行安全监管时,遇到了不少的问题和挑战。本文梳理和总结了AP1000依托项目非能动堆芯冷却系统热态性能调试试验在安全监管过程中发现的问题和挑战,并提出解决建议。

简介：2013年49-2游泳池式反应堆增加了一回路非能动破坏虹吸功能,以弥补手动破坏虹吸阀门在特殊情况下不能打开的不足.在改造前,分别计算了在不同孔径的虹吸破坏孔下一回路正常运行时的漏流和事故情况下虹吸破坏能力.根据计算结果,在堆水池内一次水管道6.5m高处打了一个1.6cm直径的孔作为非能动破坏虹吸孔.验证表明,新增的非能动破坏虹吸孔即不影响反应堆的正常运行,也具备了破坏虹吸的功能.

简介：摘要2011年3月11日日本东北太平洋地区发生里氏9.0级地震，继发生海啸，该地震导致福岛第一、第二核电站受到严重的影响，事故中沸水堆的专设安全设施接连失效，放射性物质泄漏到外部。2011年4月12日，日本原子力安全保安院将福岛核事故等级定为核事故最高分级7级（特大事故），与切尔诺贝利核事故同级1。福岛核事故给世界核电带来了深刻的影响，人们对沸水堆的安全性提出了质疑，随着福岛第一核电站事故处理及退役进程的推进，许多事故后果的猜测逐渐清晰，沸水堆的专设安全设施在全场断电工况是否真的不堪一击，与目前我国主流的压水堆有什么不同，压水堆的专设安全设施设置是否存在类似隐患。本文通过对比CPR1000型压水堆与BWR-4沸水堆专设安全设施，以期能分析压水堆的专设安全设施在极端自然灾害下的防御能力。

简介：摘要：压水堆核电厂在调试或运行期间，功率的变化会导致裂变产物浓度的变化，进而导致裂变产物引入反应性的变化，最终会影响堆芯内总反应性的变化，需要改变硼浓度或控制棒棒位抵消该影响。裂变产物中氙引入的反应性（氙毒）相当可观，氙浓度依赖于堆芯功率（中子通量）、碘浓度与氙存在量，其中，碘浓度是堆芯功率与时间的函数。通过计算氙浓度的变化率即氙产生速率与消失速率之差，得出氙浓度随时间变化的规律，进而得出氙浓度变化引入的氙毒随时间的变化。根据堆芯状态及预测的氙毒变化规律，在设当的工况下进行瞬态试验或重新临界，增强对堆芯的控制能力并保证核安全性。

简介：文章对美国和法国的核燃料标准体系进行了介绍，重点对我国压水堆燃料标准体系及其包含的主要法规标准进行了梳理和综述，并建议短期参照美国标准补充与锆材相关以及安全相关的标准，以适应我国目前的发展需要和完善我国的核燃料标准体系，从长期来看应将我国与压水堆燃料设计和制造有关的标准整合成如RCC—C形式的综合性标准，以彻底解决压水堆燃料的标准问题。

简介：浓缩的中国名叫江河,静脉是长江,动脉是黄河.名可名,非常名.一个人从小到大,往往会有好几个名:从乳名、小名开始,逐渐成为学名,大名,后来有了成就的,就留下一世英名、美名……只是为了便于记忆,历史才截取事物较为凸显的部分以一斑而窥全豹.