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；倒流防止器是在止回阀的工作原理基础上，通过组合形式实现对倒流介质的严格控制。当出口侧压力高于进口侧压力时，启闭件在弹簧力和介质力的共同作用下实现两级密封，并排空中腔的残余介质。倒流防止器适用于工作温度≤65℃的给水介质管路上，是防止给水系统回流污染的关键设备。目前红沿河核电站倒流防止器主要用于常规岛SEP、SEI等系统。

简介：摘要：本文简单介绍了某三代核电反应堆停堆功能的实现，重点介绍了不同系统对于停堆功能的实现方法，通过非安全级系统为安全级系统提供多样化后备，能一定程度上降低假想瞬态及假想共因故障引发的严重事故概率。

简介：摘要本文对核岛反应堆厂房核清洁的施工逻辑、计划及协调管理等方面进行了介绍及总结，可作为后续核电项目核清洁施工的参考资料。

简介：摘要本文介绍了反应堆达临界的原理、外推临界方法，并结合国内M310机组及AP1000机组的达临界操作过程，对比分析提棒达临界及稀释达临界方式，总结达临界过程需注意的问题。

简介：摘要在压水堆核电厂中，反应堆冷却剂系统承担着将堆芯热量导出的任务。为了完成这个任务，必须要有足够的反应堆冷却剂流量通过堆芯。因此，准确的确定反应堆冷却剂流量十分必要。本文介绍了一种热工计算的方法，利用二回路参数计算出堆芯的热功率，再由堆芯热功率计算反应堆冷却剂流量。

简介：摘要反应堆系统的堆腔风量平衡试验不满足要求，热试过程中检测到堆腔温度过高的现象，是核电站普遍现场。通过对设计方设计修改，最终使堆腔温度达到可接受水平。本文对问题产生原因进行分析，并对改进的内容进行介绍,也对安装过程中易发生的一些问题进行了阐述。通过总结经验，本文讨论了如何从设计和施工两个方面进行改进，避免堆腔过高问题。本文可为其他核电项目,热力工程此类问题的处理提供借鉴。

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：摘要按照我国核电中长期发展规划，到“十三五”末，在运核电装机容量将达到5800万千瓦，在建机组达到3000万千瓦以上，机组总数达到世界第二，仅次于美国而领先于法国。法国作为世界上核发电比例最高的国家（核电占总发电量比重接近80%），其完善的核工业体系对我国有重要的借鉴作用。从我国整个核电产业链来看，无论是上游的铀矿开采和核燃料制造，或是中游的反应堆设计，建造，运营与维护（我国还未有进入退役阶段的核电机组），国内公司均有所涉及，唯独下游的乏燃料后处理环节较为薄弱。考虑到我国庞大的核电规模，尽快补好该短板显的尤为重要。

简介：摘要在核电厂运行过程中，反应堆操纵员是唯一直接跟核电厂系统、设备进行对话的人员，所以反应堆操纵员对核电厂的运行安全肩负着直接的、重大的责任。无论是美国三里岛核事故、震惊世界的切尔诺贝利核事故还是日本福岛核事故，人因都是导致事故发生的重要因素。据统计，在国内外核电厂运行事件中，由于操纵员人为因素造成的事件比例很高。因此，要实现核电厂安全可靠地运行，除了优良的多重安全保障的设计和设备质量外，最重要的还是要培养优秀的反应堆操纵人员。一般而言，培养一个符合国家法律法规的合格的反应堆操纵员，需要3至5年的时间，且耗资巨大，所以操纵员的培养、考核一直是核电厂营运单位的一项重要工作，对核电厂持续安全运行具有重要影响。

简介：摘要本文针对某核电站核岛内安全壳预应力的特点，对用于摩擦试验的水平及其倒U型钢束选取、穿束、张拉力的施加以及有关参数的计算进行了阐述，并对试验结果的数据进行分析，从而验证核岛预应力系统施工的合理性。

简介：摘要：反应堆偏环路运行工况是指多环路的反应堆的一回路系统中，在非对称的入口条件下的一种非对称运行工况，即多环路运行的反应堆系统中，一个或者多个反应堆冷却剂泵停运时的运行工况。反应堆的偏环路瞬态运行将会对堆芯轴向功率、径向功率产生较大扰动进而导致堆芯功率畸变，特别是寿期末氙振荡剧烈，如控制不当，将导致反应堆热工参数超出限值，威胁反应堆的运行安全。文章通过对WWER机组反应堆偏环路运行瞬态分析，以求得最佳的控制策略。

简介：摘要随着秦山首台30万千万核电机组的并网发电，结束了中国大陆上无民用核电的历史，随后便开启了中国核电的新纪元。在日本福岛“3.11”事故以前，由于核电的高效、清洁等优点，我国大力发展核电，中国的核电事业飞速发展。而日本“3.11”事故的发生，给我国核电领域刮来了一阵“冷风”，给全世界敲响了警钟，对核电安全更是空前重视。在此背景下，本文将针对压水堆（以M310改进型为代表）与快堆（以中国实验快堆为代表）这两种堆型安全性几个方面的比较进行浅论。

简介：摘要2011年3月11日日本东北太平洋地区发生里氏9.0级地震，继发生海啸，该地震导致福岛第一、第二核电站受到严重的影响，事故中沸水堆的专设安全设施接连失效，放射性物质泄漏到外部。2011年4月12日，日本原子力安全保安院将福岛核事故等级定为核事故最高分级7级（特大事故），与切尔诺贝利核事故同级1。福岛核事故给世界核电带来了深刻的影响，人们对沸水堆的安全性提出了质疑，随着福岛第一核电站事故处理及退役进程的推进，许多事故后果的猜测逐渐清晰，沸水堆的专设安全设施在全场断电工况是否真的不堪一击，与目前我国主流的压水堆有什么不同，压水堆的专设安全设施设置是否存在类似隐患。本文通过对比CPR1000型压水堆与BWR-4沸水堆专设安全设施，以期能分析压水堆的专设安全设施在极端自然灾害下的防御能力。

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：摘要核能发电厂反应堆功率控制方式较多，通过对HTR-PM、VVER-1000功率控制方案的分析可以发现，HTR-PM控制模式实现起来最为便利，而且具备多种优越的性能，但是控制方法还有不足之处，需要对其进行优化和改善。

简介：摘要本文简要介绍了反应堆冷却剂系统主管道斑痕问题的分析和处理过程，问题的处理过程涉及ASME标准第Ⅲ卷的理解过程，该案例的处理对于ASME标准的正确理解和使用具有重要的参考意义。

简介：摘 要 核电站商运后首次换料大修，安排有一回路水压试验，按照在役检查规范要求，完整在役检查伴随水压试验实施，需要同时执行反应堆压力容器在役检查。本文从前期筹备阶段、现场准备阶段、检查实施阶段、项目收尾阶段这四个阶段分析总结核岛站反应堆压力容器在役检查项目管理经验。

简介：摘要反应堆压力容器结构完整性是核电厂运行及延寿时需重点关注的问题之一。特别是承压热冲击(PTS)工况下反应堆压力容器结构完整性的验证工作对电厂能否安全运行有重要意义。为验证反应堆压力容器的结构完整性。本文分析了核电厂反应堆压力容器完整性问题。

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。