简介：非能动技术在核电工程领域越来越受重视，文章列举了非能动自然循环在核电系统中的应用，对其在运行过程中可能存在的问题进行了分析。介绍了非能动自然循环可靠性分析目前的数学研究方法，并简要总结了这些方法的优缺点。最后展望了非能动自然循环的发展方向。由于非能动自然循环存在失效的可能，在系统运行过程中应对非能动自然循环物理过程失效及其可靠性予以足够重视和积极研究；为了确保系统运行的安全性，系统运行过程中要能动与非能动相互结合，同时选择精确模型，完善非能动可靠性分析方法，准确实现理论计算与实验验证。

简介：摘要：本文针对核电站能动与非能动系统的运行原理进行了深入研究。通过比较两者的特点，分析了它们的优缺点及其影响。最后，提出了未来研究的方向。

简介：摘要：根据HAF102-2016《核动力厂设计安全规定》中的要求，核动力厂要求增设附加用的用于设计扩展工况的安全设施，或扩展安全系统的能力，来预防严重事故的发生或减轻严重事故的后果，或保持安全壳的完整性。本文通过对机组非能动系统功能及过程进行分析，梳理调试中的重点关注工作，并总结各电厂调试经验，为后续机组调试提供借鉴及参考。

简介：摘要：随着时代的发展和我国社会经济水平的持续提升，非能动技术的优化升级也随之得到了越来越多的关注，作为核反应堆设计的重要构成部分，如何实现技术水平的有效提升，让非能动技术的安全性和作用效果都得到有效的优化成为了亟待完成的任务。基于此，本文将对 非能动技术在自主化三代核电技术的应用展开研究。

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：本文简单介绍了核电技术中的非能动技术，分析了非能动技术在自主化三代核电技术中的应用，并提出了在非能动技术应用中加入能动技术以改进非能动安全系统的优化措施，希望能对三代核电技术的发展有一定帮助。

简介：美国核管会（U.S.NuclearRegulatoryCommission,简称NRC）在对非能动核电厂AP600和AP1000进行安全审查过程中,提出对非安全系统监管（RegulatoryTreatmentofNon-SafetySystem,简称RTNSS）的安全要求,这是NRC对非能动核电厂监管的重要特点之一。本文介绍了NRC提出RTNSS的历程、监管要求和实施程序,并研究了我国非能动核电厂的非安全相关构筑物、系统和部件的监管方面可能存在的问题,最后对于RTNSS相关安全要求与我国最新发布的核安全法规的一致性,作了评估说明。

简介：本文应用FLUENT软件对APl000的非能动余热排出热交换器和换料水箱进行了数值模拟，分析了不同c型传热管数量和冷却剂入口温度对热交换器换热性能和换料水箱内热分层、自然循环现象的影响。分析表明，总体通流面积不变，随着传热管数量增加，热交换器出口温度变小，水箱水温整体提升，热分层现象显著，自然循环趋势明显；质量流量不变，随着冷却剂入口温度的增加，入口流速增加，热交换器出口温度变大，但降温幅度也变大，水箱平均水温升高，热分层范围扩大，自然循环流速加快。

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：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：摘要相关单位通过选用一定数量的优良焊接材料，制定出一个合理的堆焊工艺，成功地完成第三代核电无源废热去除热交换器管板堆焊，获得了质量和性能优异的堆焊层。通过分析可以了解到采用两侧交替堆焊的方法，以及带钢埋弧焊与电极电弧焊相结合的堆焊方式，既能有效提高堆焊效率，又能保证堆焊后管材的各项基本要求，为第三代核电技术在国内的应用提供了相关的经验。第三代核电技术在传统成熟的压水堆核电技术的基础上，使用被动安全系统，是典型的第三代核电反应堆。

简介：摘要本文针对核电站运行的安全问题，提出了核电站自动化运行的预警机制，分析了建立该机制的重要性，通过构建虚拟核电厂的仿真模型，设计出具备现实意义的核电运行预警系统。

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：摘要核电厂发生严重事故后，由于燃料包壳的锆水反应，氢气被大量释放，安全壳内各个隔间都有可能会集聚氢气，并最终汇入安全壳大气，高浓度的氢气将成为威胁安全壳完整性的关键因素。非能动氢复合器作为主流的消氢设备，利用氢氧催化复合的原理，能够快速并安全的消除氢气，保证核电厂的安全。本文采用软件数值模拟的方法，分析局部空间内非能动氢复合器的消氢效果，用于指导实际的核电厂安全壳氢气控制系统设计和非能动氢复合器的布置。

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：为确定整体效应试验模拟中的重要热工水力现象，本文以AP1000为例，对AP系列非能动核电厂全厂断电工况下的事故现象进行了识别和排序。通过分析非能动全厂断电的事故进程划分了事故阶段，并基于核电厂设计进行了系统分解；通过对法规进行技术分析，获得了非能动核电厂全厂断电事故的安全要求和评判指标；通过对主回路冷却剂系统(RCS)、非能动堆芯冷却系统(PXS)内热工水力现象的识别和重要度判断，得到了非能动核电厂全厂断电事故现象识别与排序表。研究结果表明：非能动核电厂全厂断电事故可分为主回路自然循环、非能动堆芯冷却系统自然循环和长期冷却三个阶段；主冷却剂系统的水体积，尤其是稳压器内的水体积是全厂断电事故中应关注的核心评判指标；在系统部件内识别出的热工水力现象，按其对评估指标的影响程度，可进行现象重要度排序。

简介：摘要本文采用一维流体阻力计算软件Flowmaster搭建了非能动安全壳冷却系统的流量分配系统的模型，计算了不同情况下的72小时流量分配的情况，结果表明流量分配系统的设计是保守的。利用模型计算结果对流量分配试验和72小时试验进行了分析，提供了流量偏差调整的方法。

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：摘要面对日益增长的核电发展需求，对核电技术安全性要求也随之越来越高。随着能源发展，非能动技术得到越来越多的应用，特别在核电发展中，非能动安全技术成为先进核电的标志。非能动技术的使用能够减少对能动部件的依赖，其动作和操作依靠自然现象（重力、压差等）实现，无需人为干预，仅依赖有限的支持功能。现在核电站设计人员在设计核电站时，广泛采用了非能动安全系统设计，确保反应堆安全停堆并在相当长一段时间内维持安全停堆状态（AP1000反应堆规定为72h）1。本文论述了非能动技术在核电领域中的应用与发展，通过研究AP1000非能动安全系统的主要特征及性能特性，从而对非能动技术的可靠性进行评估分析。

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。