简介：核电厂薄壁大直径贮水容器储备了大量核电厂生产工艺用水,为各个相关系统提供水源或冷源,其中一些贮水容器是核电厂的安全功能的重要组成部分,贮水容器的水装量及水质对核电厂的安全运行至关重要。国内核电厂近期发生了数起贮水容器负压变形事件,这些事件多是由于水箱在排水过程中进气不足而产生负压超出水箱设计承受能力,同时因对水箱的负压保护失效,最终导致水箱局部变形。本文介绍了核电厂的主要贮水容器,分析了贮水容器负压变形事件的原因,建议核电厂营运单位保证相关贮水容器负压保护设施的设计、安装正确,加强对贮水容器移交时呼吸阀/孔的检查,减少呼吸阀/孔人为封堵的情况,防异物封堵呼吸阀/孔时使用通气性好的材料,合理安排贮水容器排水工作,制定排水工作程序,加强对相关经验信息的反馈。

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：以定时截尾恒应力加速寿命试验所获得的失效数据为基础,通过整体分析方法对实际工况奈停下内压管的可靠寿命进行了评估,对内压管大批量工程化应用具有实际的参考价值.

简介：传统使用的失水事故分析模型和方法被公认是极度保守的,它带来不必要的过量裕度,限制了运行核电厂和新建核电厂的功率提高,并限制了运行的灵活性。最佳估算方法的发展和应用为消除这些不必要的限制提供了可能。本文介绍了压水堆失水事故最佳估算方法的进展;叙述了最佳估算方法及评价方法,特别是不确定性分析方法,介绍了目前已获使用的最佳估算程序。

简介：本文介绍了核电厂一回路冷却剂系统、主蒸汽系统及安全壳系统的超压事故分析,涉及内容包括超压验收准则、初始参数和边界条件、分析范围、分析方法等.结合核电厂执照申请文件和最新研究成果,围绕核电行业要求“利益和安全平衡”的特殊原则,本文概述了在审评过程中遇到的问题及其解决方案,旨在探讨如何进一步完善超压分析,推进核电厂的执照申请和审评工作.

简介：探讨了影响核电厂应急计划区大小的主要因素并阐述了作者的技术见解,提出了在先进压水堆核电厂应急计划区范围测算过程中,严重事故截断概率取10~（-8）的建议。

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：研究了冷凝回流在压水堆中破口失水事故中的作用。使用CATHARE程序．进行了主回路冷段5．0～25．0cm的中破口失水事故分析．采用了不使用冷凝回流模型和使用冷凝回流模型两种方法。使用冷凝回流模型最多可使峰值燃料包壳温度降低约300℃。

简介：2009年2月21日,中电投山东海阳核电一期工程1号核岛负挖工程顺利通过国家核安全局组织的专家检查组现场验收。标志着海阳核电主体工程开工准备工作取得了重要的阶段性成果,向实现2009年8月浇注第一罐混凝土(FCD)的目标迈出了坚实的一步。

简介：在分析压水堆核电厂安全重要电气设备的类型和功能的基础上,确定了其标准的需求情况.在跟踪国际标准或国外先进标准的同时,结合我国核电工程的实际情况,制定相应的设备设计、制造及鉴定标准,确保压水堆核电厂安全重要电气设备在核电厂正常运行、预计运行事件或事故工况下完成其相应的安全功能.

简介：通过同步X光荧光（SXRF）成分分析，定性地研究了在0．5atm、0.6atm、0.7atmAs压下1150℃进行退火处理后衬底化学与比的变化。结果表明：控制As压可以改变化学配比，在足够As压下的高温退火将改善化学配比均匀性。

简介：硼稀释事故可在电厂所有运行模式下发生，是对核电厂的安全造成威胁的主要事故之一。本文概要地叙述了压水堆硼稀释事故的原因、后果和在设计中的预防及改进措施。

简介：电厂运行状态（POS）分析的目的是将核电厂低功率停堆运行这一连续的动态过程离散化,这是用事件树表示发展事故序列的必要条件。以某300MW参考核电厂的设计、运行经验、操作规程等基础做为参考,采用相关准则进行详细的POS分析,得到合理的POS,并根据该参考电厂实际运行情况计算得到每个POS的持续时间。这项工作为开展低功率及停堆工况PSA奠定了重要的基础,其分析方法和內容为国內开展此项工作提供了参考。

简介：全国核能标准化技术委员会(TC58)核燃料分会(SC5)4月28日在北京召开压水堆核燃料组件设计和制造标准研讨会。全国核能标准化技术委员会主任委员周永茂院士、核燃料分会主任委员李冠兴院士、分会副主任委员/国防科技工业局核工业司林森副司长及燃料设计制造专家与会,

简介：

简介：描述了我国压水堆燃料制造设施1987～2005年安全相关事件的统计和分析。结果表明,事件主要包括与安全相关的系统和重要设备故障、导致密封屏障失效或损坏事件、可能导致临界的事件和其他事件,它们占事件总数的68.9%。对事件原因和事件后果作了统计分析。最后,为减少事件的发生提出了一些建议。

简介：随着核电行业的发展,尤其是福岛事故之后,小型反应堆因具有放射性源项小、结构简化与大型压水堆相比有独特优势的特点,引起了人们的关注。美国、日本、俄罗斯和韩国等相继开发了小型堆技术,我国也相继开发了低温供热堆和高温气冷堆等小型堆技术。目前小型压水堆是各国优先开发的目标。针对世界上众多的小型压水堆技术,我国选取了mPower、NuScale、ACP100和NHR-I4种反应堆技术为代表进行总结并对比其设计特点和设计参数,尤其对四种堆型的安全特性进行比较分析,为后续的堆型发展提供思路。

简介：通过分析中国核承压设备国产化现状及存在的主要问题，提出只有充分总结和汲取过去发展核电的成功经验和深刻教训，切实采取制定国家核电发展长远和总体性规划、加大核电设备设计和制造科研攻关经费投入、强化核电设备国产化基础、加强核安全监管能力建设等措施．中国核承压设备才能真正实现国产化，核电产业才能持续发展。

简介：本文以复审者的分析研究报告为依据,就300MW压水堆核电厂标准经过五六年来的实践作一总结,并就其特色和不足作了分析,最后对编制核电调试方面的标准,提出建议。

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。