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：目前而言，随着全球经济的迅速发展，全人类都在面临着来自能源方面的危机，在这种情况下，开发新能源已经成为解决能源危机的重要措施，其中核能受到了格外的关注，因为核能具有能源应用量大，使用时间长等特点，是缓解人类能源危机的重要途径。在发展核心的过程中，需要重点开发和反应堆，保证核反应堆持续安全地运行。反应性测量技术是勇于监测核电站反应堆状态的一种技术，是保证核反应堆安全运行的重要保障。通过监测核反应堆的运行，让核反应堆保持良好的运行状态，进而充分发挥核反应堆的经济价值和生态价值。

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：核电站反应堆压力容器作为核电站反应堆压力边界的重要组成部分，其安装过程的质量和安全对保障核电工程建设顺利进行影响较大。本文针对反应堆压力容器安装工艺过程突出的3个安全质量高风险点进行分析，结合核电工程建设实践经验提出了对应的改进建议。

简介：摘要：介绍第三代先进压水堆CEPR反应堆控制系统（RGL）的结构组成、功能和控制模式。通过与第二代CPR1000设计技术进行对比，分析出CEPR反应堆功率控制的新特点，为系统后续运行维护或其它电站升级改造提供参考。

简介：摘要：现今我国社会经济迅速发展，各个行业也逐年发展。在核电厂运行的过程中经常出现因为操作失误或者反应堆工程师之间衔接不良的工作问题而导致反应性异常的运行问题，其问题会影响核电厂的运行稳定性，更会对其安全运行产生严重的影响。对此，从强化其运行稳定性与安全性的同时，压水堆核电厂反应性管理工作极为重要，笔者将重重点针对现今我国核电厂反应性管理工作进行分析，并对其管理的要求进行分析，以保障其运行的稳定性和安全性。

简介：摘要：核电厂反应堆冷却剂泵又称主泵，通过驱动高温高压、具有放射性的冷却剂，把堆芯中产生的热量传送给蒸汽发生器。核电厂主泵设备的检修工作基本都涉及对中，文章通过设计一套专用对中调整工具，优化对中流程，提高主泵与电机对中的精度与效率。

简介：摘要：针对我国乏燃料贮存中子吸收材料的需求，本文介绍了国内外乏燃料贮存中子吸收材料的特点、研究和应用。国外自利用核能开始就对乏燃料贮运中子吸收材料进行了一系列研究，但由于我核电商业化应用较晚，致使国内对中子吸收材料的研究相对较慢。目前我国还需要从国外购进部分的中子吸收材料。本工作重点研究了含硼中子吸收材料的制备工艺、性能及存在的问题。并且,还介绍了目前在中国开始应用的不锈钢包覆金属镉中子吸附材料,还有目前外国开始研发的掺钆合金中子吸附材料。

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：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：电力能源作为一种能直接影响人类日常活动的能源，已成为人类日常活动的一种重要能源。同时，电力能源也被称作二次能源，因为它不能从自然环境中获得，只能依靠其他多种能源进行转化。因此，本文就核电站核反应堆的运行机理进行了分析，并根据实际情况，对建设构造和使用进行了阐述。

简介：摘要：电力能源是人们日常生活与工作中十分重要的能源种类，对社会稳定与经济发展具有至关重要的影响作用。电力能源又被称之为二次能源，电力能源无法在自然环境中获取，需要通过对各种能源进行加工转换后方可得到。基于此，本文对核电站中核反应堆的运行原理展开分析研究，同时结合实际情况对核反应堆的具体建设结构进行研究，以此为行业人士提供一定的参考依据。

简介：

简介：摘要： 电力能源一直以来都是人们在日 常生活过程中非常重要的能源类型之一，能 够直接对人们的日常生活状态产生影响。同 时，电力能源被称为二次能源，这是由于电 力能源无法自然环境中获取，而是需要通过 各种能源的转换才能够得到。本文针对核电 站核反应堆的运行原理进行分析，并且结 合实际情况，实现对其结构合理的建设和 利用。

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：压水堆核电厂运行模式的划分原则是基于设计基准事故假设和运行控制方式而确定，本文从热工物理参数、次临界度等参数结合运行控制和设计基准事故进行研究，综合比较分析各类堆型压水堆的运行模式划分的方式。从水热工物理参数结合核安全要素、核安全屏障、设计基准事故和运行控制进行分析和研究提出了模式合理划分方式建议。

简介：摘要：核电作为世界上公认的清洁能源，具有高效、安全和经济的特点。锆合金具有优异的耐腐蚀性能、力学性能以及和铀燃料良好的相容性，是核反应堆中不可缺少的材料。本文从国内外专利文献方面着重分析了核反应堆用锆合金技术进展，并研究了核反应堆用锆合金在国内外的发展趋势和特点。

简介：摘要：反应堆压力容器（RPV）是反应堆压力边界的重要组成部分，其内部安装有反应堆堆芯、堆内构件、堆内支承件，以及控制和安全运行所需的控制和测量元件或组件。反应堆压力容器作为包容反应堆堆芯的容器, 起着固定和支承堆内构件的作用；作为反应堆冷却剂系统的一部分, 起着承受一回路冷却剂压力的压力边界作用。反应堆压力容器保温层设置在RPV外侧，包容了整个RPV，保温层为金属反射式保温层。压力容器保温层安装施工采用了全新工艺，要求安装精度较高，施工难度较大。为保证福清核电工程反应堆压力容器及其保温安装质量，我们对施工重点、难点进行了分析，主要分析研究了预埋支承板位置尺寸控制、保温支承盒方管尺寸定位、压力容器翻转抱环螺栓紧固力矩问题和压力容器支承垫板的测量加工问题等，并提出了相应的纠偏措施和预控措施，验证了实施效果，提出了今后进一步的改进措施和努力方向。

简介：摘要：核反应堆冷却剂泵是压水堆核电蒸汽提供系统中唯一的转动设备——主泵，其技术含量大，现如今全世界可以生产主泵国家很少，技术性路径清晰，文章介绍了主泵的发展历程，技术性路径及其现阶段三代核电主泵工艺。