简介：摘要：本文从CPR1000机组反应堆保护系统结构入手，通过对整体符合逻辑和局部符合逻辑的分析，梳理出各种类型的符合逻辑退化原理以及因此导致的可靠性问题，以期为核电站反应堆保护系统的改进和电站日常运行中保护旁通管理提供参考。

简介：摘要反应堆保护系统是核电站的重要安全系统，压水堆核电反应堆保护系统是基于三菱的数字化分布式控制系统平台MELTAC，本文结合该平台的设计特点，对该压水堆核电项目数字化反应堆保护系统的总体结构和设计特点进行了简要介绍。

简介：摘要：反应堆堆芯反应性或中子注量率的控制是通过移动含有中子吸收体的控制棒束在堆芯中的位置，控制棒由Ag（80%）、In（15%）、Cd（5%）合金组成，其吸收中子能力强、响应快，主要用于调节与补偿较快的核反应性变化。每个控制棒组件由一个星形架连接24根中子吸收体，插入燃料组件的导向管中。控制棒组件上端与驱动杆连接，驱动杆由控制棒驱动机构CRDM带动，从而实现控制棒束在堆芯的上下移动。控制棒的故障都可能导致堆内功率分布的畸变，更甚者使其停堆停机，现对此系统常见的故障进行分析，为反应堆安全运行提供保障。

简介：摘要反应堆保护系统是核电厂的重要安全系统。它在限制核电厂事故发展，减轻事故后果，确保反应堆和核电厂设备和人员安全以及防止放射性物质进入周围环境等方面发挥着重要作用。它监控重要的发电站参数，执行必要的采集，计算，固定值比较以及安全信号的逻辑处理。当选定的电厂参数满足安全系统设定值时，它会自动触发紧急停机和/或驱动反应堆，建立安全设施，实现并保持电厂安全关闭状态。

简介：

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：介绍第三代先进压水堆CEPR反应堆控制系统（RGL）的结构组成、功能和控制模式。通过与第二代CPR1000设计技术进行对比，分析出CEPR反应堆功率控制的新特点，为系统后续运行维护或其它电站升级改造提供参考。

简介：摘要针对国内现役核电保护系统（大亚湾、岭澳一期）由于设备老化等原因面临着数字化改造问题，提出了利用LabVIEW模拟保护系统逻辑的数字化实现方案。首先简述了模拟系统的系统结构及硬件组成，然后着重阐述了系统软件设计及功能实现方法。该反应堆保护系统模拟装置实现了核电厂热停堆、冷停堆、满功率工况下反应堆保护系统紧急停堆逻辑和安全专设逻辑，相对于电子功能插件卡组成的反应堆保护系统，系统极大简化，且响应速度大大提高，为核电站反应堆保护系统数字化改造提供了一种解决方案。

简介：摘要本文对AP1000反应堆保护系统PMS从最初设计到最终运行维护各阶段的试验进行了全面介绍，主要包括厂家测试、现场测试、定期监督试验，并对各阶段的主要试验进行了特点分析和比对。

简介：摘要本文针对某核电厂反应堆冷却剂泵电机轴承温度高跳泵逻辑中存在的设计缺陷进行分析，并制定针对性的改进措施，并通过现场实施和试验证明了改造方案的可行性，有效的提升了反应堆冷却剂泵运行的可靠性，为同类型的问题处理提供了参考经验。

简介：1技术优点1.1防病效果显著秸秆反应堆使用的高活性菌种,在发酵过程中产生大量有益菌株,对多种致病菌有抑制、杀灭作用,从而减少了病害尤其是土传病害的发生,降低化学杀菌剂的使用量。1.2减少化肥用量秸秆经微生物分解后变成容易被作物吸收的营养元素,并生成有机质,活化了土壤中被固定的营养元素,可以节省化肥30%-50%。

简介：

简介：威斯康辛大学麦迪逊分校不久前获得100万美元基金用于核反应堆研究项目，包括第四代核反应堆、先进燃料运转方式及核氢问题。在一个3年计划中，麦迪逊分校将研究氧化物、碳化物和氮化物等核燃料间质及核燃料容器对辐照损伤的抵御能力。

简介：摘要： 目前基于华龙一号的反应堆保护系统有基于数字化保护系统和模拟电路机柜的保护系统两种，两种系统在调试、运维阶段都有自己的特点，数字化保护系统在测试及管控上相对比较透明可控，基于模拟电路的保护系统需要更多的人工干预和验证，特别是在定期试验方法上，验证步骤和验证方法都更复杂。本文对基于模拟机柜的反应堆保护系统定期试验方法进行探讨分析。

简介：为防止田湾核电站3号、4号机组安全设施驱动系统（ESFAS）自动和手动触发信号由于软件故障没有生成,设置一套数字化安全设施驱动多样性系统（或称为手动安全驱动系统,简称MASS）提供TXS软件之外的手动操作手段,在计算机化保护系统失效后执行安全功能。MASS采用一套独立的处于计算机系统以外的多样化的硬件系统实现,从主控室发出的ESFAS手动触发信号经MASS后与计算机系统形成的ESFAS驱动信号经＂或＂逻辑处理后传送至驱动控制装置（PAC）,从而可有效避免由于计算机软件共因故障而导致的ESFAS不可操控。

简介：摘要：本文深入研究了反应堆的反应性及反馈机理。首先介绍了反应堆反应性的基本概念和重要性，接着详细阐述了反应性的影响因素，包括燃料成分、温度、压力等。然后重点分析了反应堆的反馈机理，包括温度反馈、功率反馈和燃耗反馈等。最后，对未来反应堆反应性及反馈机理的研究方向进行了展望，旨在为反应堆的设计、运行和安全管理提供理论支持。

简介：2015年5月29日，能源行业核电标准化技术委员会秘书处在北京主持召开了能源行业核电标准《压水堆安全重要流体系统单一故障准则》送审稿审查会。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、上海核工程研究设计院等8家单位的18位专家和代表参加了此次会议。

简介：摘要：核反应堆位于核岛中心，是核电站的“心脏”。核反应堆设备具有种类多、安装工序复杂、精度高等特点，是核电安装施工活动的重点、难点。本文以田湾核电站3、4号机组核反应堆设备安装过程为例，介绍VVER堆型核反应堆设备组成，安装工艺流程和施工特点。分析核反应堆设备安装的关键技术及重难点，并提出相关解决方案，为后续同类堆型核反应堆堆芯设备安装提供一定参考。

简介：摘要根据福清1，2号机组调试大纲的调试要求，需验证反应堆保护系统单个通道失去电源后的核电厂的状态响应。LNA失电后应该只有本通道的断路器（RPA100JA、RPA101JA）由于失压线圈断电而跳开，而实际情况却是，除本通道断路器分闸外，跨列跨通道断路器RPB200JA、RPB201JA也意外分闸，非RPR逻辑及保护功能预期动作。

简介：摘要：目前而言，随着全球经济的迅速发展，全人类都在面临着来自能源方面的危机，在这种情况下，开发新能源已经成为解决能源危机的重要措施，其中核能受到了格外的关注，因为核能具有能源应用量大，使用时间长等特点，是缓解人类能源危机的重要途径。在发展核心的过程中，需要重点开发和反应堆，保证核反应堆持续安全地运行。反应性测量技术是勇于监测核电站反应堆状态的一种技术，是保证核反应堆安全运行的重要保障。通过监测核反应堆的运行，让核反应堆保持良好的运行状态，进而充分发挥核反应堆的经济价值和生态价值。