简介：高温气冷堆核电站示范工程是我国自主开发的,已列入国家中长期科技发展规划重大专项的先进核电厂项目。由于国际上对该堆型尚缺乏系统适用的核安全法规、标准和规范,对审评人员的技术水平和安全判断能力提出了挑战。本文针对高温气冷堆的特点,对审评过程中遇到的失冷失压事故后燃料最高温度及其安全裕度的分析方法问题进行了进一步探讨。

简介：介绍了10MW高温气冷实验堆（简称HTR-10）工程的实践经验成果,论述了HTR-10的成功对于高温气冷堆示范工程的现实意义。

简介：本文通过对石墨在高温气冷堆中的运行环境进行了分析,研究了在石墨堆内构件设计中的关键问题和在高温气冷堆单个模块及其未来发展中核级石墨的需求。从原料、成型及中子辐照等角度分析了核级石墨国产化研究方向。根据核级石墨目前的研发形势,进行了风险问题分析。

简介：高温气冷堆因具有良好的安全特性、较强的经济竞争能力、广阔的应用前景而成为第四代先进核能系统的优选技术。为确保核安全,生态环境部华东核与辐射安全监督站对高温气冷堆核电厂建造过程实施了严格有效的监督。本文在简要介绍高温气冷堆技术特点的基础上,梳理了建造阶段核岛土建和安装施工的重点、难点,总结了建造阶段核安全监督的实践,为高温气冷堆机组的核安全监督提供了参考。

简介：

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：原位XAFS方法研究NiB纳米非晶态合金在78K至573K温度范围的结构特点。结果表明：在78K时，NiB样品的第一配位峰的位置和强度分别为2．06A、396．4，其强度只有Ni箔第一配位峰强度的25％左右；300K时，第一配位峰的位置和强度分别2．08A、255．9；573K时，第一配位峰的位置和强度分别为1．87A、155．4。温度从78K升至300K，第一配位峰的位置变化不大，但峰强度降低35％左右：温度继续升至573K时，峰的位置较78K的向小的方向移动0．20A，并且强度降低了60％。这表明随着测量温度的升高，NiB纳米非晶态合金中Ni原子周围的热无序度显著增加。

简介：原位XAFS方法研究NiB纳米非晶态合金在78K至573K温度范围的结构特点。结果表明：在78K时，NiB样品的第一配位峰的位置和强度分别为2．06A、396.4，其强度只有Ni箔第一配位峰强度的25％左右；300K时，第一配位峰的位置和强度分别2．08A、255．9；573K时，第一配位峰的位置和强度分别为1．87A、155．4。温度从78K升至300K，第一配位峰的位置变化不大，但峰强度降低35％左右；温度继续升至573K时，冷的位置较78K的向小的方向移动0．20A，并且强度降低了60％。这表明随着测量温度的升高，NiB纳米非晶态合金中Ni原子周围的热无序度显著增加。

简介：运用同步辐射X射线白光形貌研究了α-BaB2O4晶体内部的完整性并分析了α-BaB2O4晶体的缺陷行为及缺陷形成原因。在(001)面发现了生长扇界和亚晶界，而在(100)面和(120)面分别观察到了位错、位错组以及针状包裹体。运用白光形貌拍摄到高清晰的旁埃斑。

简介：通过分析高温气冷堆反应堆压力容器内壁非开口浅表性缺陷易漏检的原因、对比设计文件及检验和验收标准中的检验规则的不同处,制定防止漏检的措施并进行有效的验证,验证发现核1级厚板超声波检验除标准要求的直射法检验外,需增加斜射法检验才能达到良好的检验效果。

简介：本文利用通用流体计算软件,建立了爆破阀传热模型,采用稳态及瞬态求解器对AP1000型核电厂正常工况和严重事故工况下的爆破阀传热过程进行了计算与研究。计算过程中实时监测药筒壁面最高温度随时间的变化,计算结果为验证爆破阀在严重事故工况下的可用性提供了理论依据。研究结论如下：正常工况下,药筒壁面最高温度约为75℃;严重事故工况下,阀体表面与空气的对流换热系数分别采用10、50及100W·m^-2·K^-1三种条件进行计算,药筒壁面最高温度分别达到95.7℃、124.8℃及154.8℃。计算结果表明,严重事故期间,药筒壁面最高温度不超过160℃,不会对爆破阀所用火药性能产生重大影响。

简介：锅炉与压力容器规范第Ⅲ卷第5册提供了高温反应堆的建造规则,包括高温气冷堆（HTGR）和液态金属反应堆（LMRs）。这些规则适用于超过第1册中温度的部件,以及温度等于或高于700℉（370℃）的铁素体材料、或温度等于或高于800℉（425℃）的奥氏体不锈钢或高镍合金的部件。更重要的是,第5册还包含石墨堆芯组件的新规则。这些新规则包括对石墨的通用要求、设计和建造规则。除对石墨的辐照效应在石墨材料强度特性测定中反映出的概率设计特点外,新规则还包括了针对石墨的辐照效应。

简介：

简介：1现状调查在电厂,汽轮机再热阀是控制蒸汽由高压缸进入低压缸的重要设备,依靠阀门开度大小从而控制蒸汽进入低压缸的流量,进而影响机组运行功率,对于调控机组的安全稳定运行有重要意义.

简介：本文通过对工艺自控系统故障测试和维修技术的学习,和在实际工作中通过对系统检修经验的积累,归纳总结了对自控系统及设备故障诊断和与维修的思路和方法,为保证系统运行的稳定性和可靠性提供了维修技术的策略.

简介：对核电厂中发生的几起止回阀失效案例进行了分析,阐述了＂基于概率风险分析目标对止回阀相关设计应用单一故障准则＂的论点。

简介：岭澳核电厂二期3号机汽轮机旁路系统（GCT）阀门，在机组调试阶段投自动（通过数字化仪表控制系统逻辑自动控制）后不断出现各种故障和问题。本文分析了GCT系统阀门的用途、重要性及其控制回路，重点分析了L3GCT121VV阀门故障引发机组自动停堆的事件，全面解释了GCT121VV阀门在投自动后产生的问题、事件的发展过程，并提出了对GCT系统阀门投自动后预防类似事件再次发生的思路。

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。