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：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：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：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：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：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。

简介：以秦山第二核电厂1、2号机组和田湾核电厂1、2号机组为例,对国内已运行的压水堆核电厂在调试阶段进行安全壳喷淋试验时所采用的两种方式进行了比较分析,总结出两种喷淋试验方法各自的优缺点,可为国内新建核电机组的安全壳喷淋系统的调试试验提供借鉴。

简介：简要描述了美国核电厂运行技术规格书的发展过程,对近期跟踪的几项美国西屋压水堆核电厂运行技术规格书的修改做了简要介绍,并对修改的内容进行了探讨。

简介：本文利用Gasflow程序对非能动压水堆发生假想的严重事故后。安全壳内的氢气流动、分布和积聚行为进行了计算和分析，对安全壳内各房间的氢气风险进行了评价并给出了降低氢气燃烧风险的建议。计算结果表明，在发生大破口事故中，安全壳内氢气浓度较高的区域为破损蒸汽发生器隔间，内置换料水箱隔间和上部隔间，需要设置消氢系统来降低隔间内的氢气浓度。

简介：安全壳是核电厂实现放射性物质包容的最后一道屏障,安全壳条件失效概率是评价核电厂从堆芯熔化到安全壳失效整个阶段缓解系统的重要指标。本文探讨了安全壳条件失效概率的起源,对安全壳条件失效概率指标进行了解读,介绍了国内各先进压水堆核电堆型的安全壳条件失效概率的现状和主要贡献项并给出了相应的结论和建议。

简介：本文针对压水堆核电厂安全壳功能设计中的分析方法、保守假设以及相应的安全要求等方面在审评中发现的一些问题进行了进一步探讨,以确保计算得到的事故后安全壳峰值压力是保守的,保证事故后安全壳的完整性。

简介：地坑滤网问题是压水堆核电厂应关注的安全重要问题。介绍了压水堆核电厂地坑滤网问题的技术背景,回顾了地坑滤网下游效应问题的发展与现状,并对下游效应可能的解决方案进行了分析讨论。

简介：在乏燃料组件的运输和贮存过程中,如何有效地评估组件及承载设施对衰变热的响应是一项重要的工作。由于组件的结构复杂,考虑承载设施后的有限元模型会过于庞大,超过现有计算资源的承受能力。提出的改进方法将燃料组件等效为简单的固体导热模型,利用有限元方法得出AFA3G燃料组件的径向等效导热率,大大减低了计算成本,并与文献报道的国际通用的方法进行了比较。结果表明,在工程设计中,改进方法计算得到的等效导热率更为保守与合理。

简介：介绍了压水堆核电厂一回路冷却剂中主要活化腐蚀产物钴、银、锑源项的产生和对于停堆机组剂量大幅增加的影响。研究这些核素在反应堆运行和停堆期间的行为并尽早探知这些污染物的出现，以便确定相应的解决办法。它包括：从源头做起，与一回路冷却剂系统接触的设备和部件尽量不采用含有钴、银、锑的材料；制定严格的水化学和停堆程序，使得对这些核素污染的净化能力最佳化和对过度污染最小化；根据具体情况改进净化工艺，限制污染带来的影响。实践证明，这些措施对减少或限制钴、银、锑的污染是行之有效的。

简介：中国散裂中子源的核心装置是质子加速器,在加速及打靶过程中,产生的中子和γ射线会在加速器大厅内形成较高的辐射剂量,假如人员误入正在产生脉冲辐射的高辐射区,将会造成严重的人身伤害事故。辐射安全联锁门禁系统的设计目的就是要避免人员误入或误留在高辐射区。本文基于PLC和高安全门禁控制器,实现了一个稳定性高、安全性好,简单可靠可扩展的联锁门禁系统,阐述了该联锁门禁系统的系统组成、工作流程和系统的建造情况。