简介：该出版物中提出的要求用以确保核电厂调试与运行的安全,这些要求是基于过往经验与技术现状提出和建立的,并遵循《核能安全基本原则》中提出的安全目标与原则。该出版物涉及从核电厂调试、运行到核燃料清除这一过程,其中包括核电厂的维护和改造。同时该出版物不适用于退役过程本身,但涉及核电厂退役前的准备阶段,并对退役过程提出了额外的要求。与此同时,本刊物将常规运行、预期运行事件以及事故情况考虑在内。

简介：ThispaperpresentsabriefoverviewofCO2reformingofCH4（CRM）byvariousformsof'arc'plasma,whichismoresuitabletoCRM,andtheenergyefficiencyisusedtoevaluatedifferentplasmaprocessesspecifically.Accordingtothereportedresults,thearcthermalplasmawithbinodeexhibitedbetterperformance.Moreover,theplasmaCRMprocesswascomparedwiththereportedplasmasteamreformingofCH4（SRM）process,andtheresultsshowedthattheformerprocesshasadvantagesonenergyefficiencyandCH4consumption.Additionally,itisbelievedthattheplasmaCRMprocesswouldbecompetitivewiththeconventionalSRMprocessinbothenergyefficiencyandCO2emissiononcetheheatmanagementisemphasizedandtherenewablepowerisused.Finally,aconceptofplasmareactorforindustrialapplicationisproposed.

简介：2013年49-2游泳池式反应堆增加了一回路非能动破坏虹吸功能,以弥补手动破坏虹吸阀门在特殊情况下不能打开的不足.在改造前,分别计算了在不同孔径的虹吸破坏孔下一回路正常运行时的漏流和事故情况下虹吸破坏能力.根据计算结果,在堆水池内一次水管道6.5m高处打了一个1.6cm直径的孔作为非能动破坏虹吸孔.验证表明,新增的非能动破坏虹吸孔即不影响反应堆的正常运行,也具备了破坏虹吸的功能.

简介：当前国内核电厂普遍采用EPRI型方法开展风险指引管道在役检查优化,其需要完成管段失效可能性分析、管段失效后果分析及风险增量计算等工作,对此,本文开展探讨研究并论述其中可能存在的问题。此外,通过对风险指引型分级方法理念及WOG风险指引型管道在役检查优化方法的简要介绍和探讨,本文提出不断提高管段失效可能性计算水平的要求以及结合使用风险减少因子（RiskReductionWorth,简称RRW）和风险增加因子（RiskAchievementWorth,简称RAW）完成管段失效后果分析的改进建议,以在我国当前技术水平条件下,找出一套能够恰当评价核电厂风险变化的在役检查优化方法。

简介：多样化驱动系统（DiverseActuationSystem,简称DAS）作为核电厂纵深防御设计中重要的组成部分,对核电厂的运行安全起着非常重要的作用。本文介绍了ACPR1000堆型多样化驱动系统设备的总体结构和设计特点,系统控制层设备基于现场可编程门阵列（Field-ProgrammableGateArray,简称FPGA）技术实现,同时监控层提供了信息管理功能,在保证多样性的前提下优化了人机交互功能,系统将应用于ACPR1000堆型核电厂,经适应性调整后能广泛应用于三代压水堆核电厂。