简介：摘要：反应堆压力容器中接管和安全端作为一回路压力边界的重要组成部分，在核电站设备运行过程中承受高温、高压的交变复杂应力作用，是反应堆压力容器重要焊缝之一。通过对多台反应堆压力容器接管安全端焊缝焊接工艺及焊接质量进行分析，对常出现的焊接缺陷进行了梳理并分析了产生的原因，掌握了接管安全端焊缝质量控制要点。

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：本文通过对比研究接管安全端异种金属焊接用ERNiCrFe-7及ERNiCrFe-7A焊接材料，对其化学成分、力学性能和金相组织进行分析，通过焊接材料的对比，讨论两种焊接材料的性能数据。

简介：摘要：按照风险管理的基本理念，根据前期项目经验及ACP1000项目特点对反应堆压力容器设备制造过程中的各类风险进行识别及评价，给设备采购项目管理人员提供一些具体建议和应对措施。

简介：摘要：核反应堆仪表连续监测反应堆功率、功率演变及功率分布，对测得的各种模拟信号加以显示记录，从而在反应堆装料、停堆、启动及功率运行时给操纵员提供反应堆状态的信息，是反应堆安全运行的重要设备。本文旨在分析反应堆源量程仪表故障带来的影响，进一步分析原因并在提出在保证安全上的补充措施，以期为电厂运行过程中出现类似问题提供参考支持。

简介：摘要：主螺孔螺纹的完整性对反应堆压力容器的正常运转至关重要。主螺栓拆卸安装过程中，若出现螺栓卡涩、磕碰等情况，极易造成螺纹损伤，进而威胁核电站的寿命和安全。本文系统总结了主螺孔螺纹检查手段、修复方法和评价机制三个方面的技术进展，为研究人员提供参考和借鉴。

简介：【摘要】内层安全壳是核电厂反应堆主要的安全屏障，内层安全壳必须具备足够的承载能力和抗变形能力。内层安全壳包括内层钢衬里和外层壳体，其中外层壳体是预应力钢筋混凝土结构，正常使用状态下的是由钢衬里和外层混凝土壳体协同工作的。其中钢衬里部分一般单独作为研究对象，本文主要以某核电厂反应堆内层安全壳为例，阐述反应堆内层安全壳预应力的一般设计过程。

简介：摘要：压水堆核电厂中，反应堆与汽轮机是两个关键的组成部分。反应堆负责产生热能，汽轮机则将热能转化为电能。为了确保核电厂的安全、稳定和高效运行，需要对反应堆与汽轮机的功率进行协调控制。这种协调控制方案既要满足电网对功率的需求，又要保证核电厂各系统在安全运行范围内。因此，在核电厂建造之初，必须注意反应堆协同界面问题，以保证汽轮机之间的功能性界面相吻合与完备，避免以后发生较大的变化。本文所提供的关于反应堆与汽轮机功率协调控制的一些方法，可为现有核电厂的改造和新堆型研发时参考使用。

简介：摘要：反应堆压力容器主螺栓是连接容器法兰和顶盖的紧固件，对避免核放射性物质外逸，保证压力容器正常工作起着重要作用。为了避免主螺栓安装后不易拆卸的问题，并在一定程度上防止腐蚀，主螺栓精加工后需进行磷化处理。本文主要研究锰基磷化处理过程中酸洗和磷化工序对螺纹中径尺寸的影响规律，对螺纹中径加工公差的控制起到一定的指导意义。

简介：摘要在压水堆核电站建设过程中，反应堆厂房安全壳预应力穿束是土建施工的一项重要工作。本文简要介绍了安全壳预应力穿束施工组织的人员、施工步骤及相关注意事项，具有比较广泛的借鉴意义。

简介：摘要：本文使用MELCOR程序对MACE试验进行建模，通过对比试验数据验证了数值仿真结果。文章先简要介绍了研究熔融物与混凝土相互作用的MACE试验及其建模参数，随后叙述了运用MELCOR程序CAV模块建模的过程，并在堆腔熔穿深度、最终形状、熔融物与冷却水换热三方面对试验与数值仿真结果着重进行对比分析。仿真结果中，轴向和径向最大熔穿深度分别为13.1厘米和16.2厘米，熔融物消融混凝土堆腔的熔穿深度和最终形状，与试验结果较为符合；在计算熔融物与冷却水间换热时，引入冷水浸入模型更符合试验观测，热流密度平均为335kW/m2。

简介：摘要：焊接在核反应堆压力容器的设计和制造中是关键的技术和工艺。反应堆压力容器中接管段的制造为压力容器制造的主线。本文通过介绍接管与接管段组焊的技术阐述接管段制造的焊接难点及工艺措施。结合材料及结构特点，分析易产生焊接缺陷、焊接变形及改进措施，为后续主设备的制造提供了经验及技术保证。

简介：摘要：核电厂反应堆水池异物打捞工作是核电厂生产活动中的一项重要的工作内容，打捞中存在的辐射风险高。反应堆水池异物容易存在外照射和污染扩散的风险问题，特别是金属在核反应中被中子活化，形成的辐射剂量率比较高，打捞人员作业中极容易因高辐射剂量率造成安全问题。本文主要对核电厂反应堆水池异物打捞的辐射风险进行分析，并探究合理的解决策略，提升核电厂的核辐射污染防控水平。

简介：摘要：核电厂反应堆水池异物打捞工作是核电厂生产活动中的一项重要的工作内容，打捞中存在的辐射风险高。反应堆水池异物容易存在外照射和污染扩散的风险问题，特别是金属在核反应中被中子活化，形成的辐射剂量率比较高，打捞人员作业中极容易因高辐射剂量率造成安全问题。本文主要对核电厂反应堆水池异物打捞的辐射风险进行分析，并探究合理的解决策略，提升核电厂的核辐射污染防控水平。

简介：摘要：反应堆厂房位于华龙一号核岛土建关键路径，是决定华龙一号建造总工期的关键因素。为实现反应堆厂房快速施工，提升华龙一号核心竞争力，近年来，施工管理中心联合设计院开展了行业对标和重点攻坚，开创性提出“钢衬里底板+截锥体模块”设想，并积极稳妥推进相关技术在惠州、三澳、陆丰项目批量落地，有效缩短了华龙一号项目建设工期，降低了建造成本。

简介：摘要:本文介绍了田湾核电站3号机组反应堆厂房应急检修通风系统（KLD20）的调试过程，里面包括了系统功能、运行方式、单体调试、系统调试等。

简介：摘要：本文主要结合AP1000核电项目反应堆冷却剂主泵倒装法施工特点、基于徕卡AT403激光跟踪仪测量精度高、操作灵活的性能，开发出来的一种新型测量技术，该技术主要是使用激光跟踪仪在反应堆冷却剂主泵安装前采集各部件关键部位的尺寸，然后使用SA测量软件计算结果并进行模拟安装，其次在主泵芯包安装时通过测量监测点，建立关系定位三维数据模型，对比实测模型与理论模型的尺寸数据，来调整芯包位置，引导主泵的顺利安装，为今后同类项目的施工提供一定的借鉴。

简介：摘要：核电主设备反应堆压力容器制造过程中零部件需焊接临时附件，以满足容器制造、过程中焊接、加工、翻转、转运的需求。临时附件的合理设计和稳定使用，关系到整个反应堆压力容器的安全制造，甚至影响核电项目建设的周期。针对某核电项目反应堆压力容器临时附件起重时发生断裂为例，从临时附件的设计强度、材料、焊接方面分析原因，明确临时附件装焊的控制技术措施，为后续压力容器的安全稳定制造提供指导和借鉴。

简介：摘要 环缝灌蜡，是反应堆厂房钢衬里与内部结构环形变形缝之间填充石蜡及面层嵌缝的施工方法，为华龙一号第三代核电站所选做法，相较于国内现有及EPR堆型所采用的单纯嵌缝封堵方式，具有明显的使用功能优势。为确保使用功能的实现，笔者及其所在团队通过问题前置并试验验证，将现场问题提前解决，施工效果反馈良好。现结合实际施工，总结如下心得，为其他核电近似类型构造的施工，提供一定程度的参考与引导。

简介：摘要：VVER-1000型核电机组每次换料大修（或退到热态）后，都需要进行达临界操作，达临界操作是反应性相关操作，具有较高的风险，如果操作不当，则会引起反应堆停堆、短周期、意外临界等事故。本文以田湾核电站1、2号机组为例，结合2号机组第十四次换料大修（以下简称OT214大修）达临界棒位优化的研究成果，通过探索和分析反应堆达临界的操作实践，希望可以实现VVER-1000型核电机组整个达临界操作过程的无缝衔接和灵活控制，为后续达临界操作时提供参考。