简介：摘要：压水堆核电厂在调试或运行期间，功率的变化会导致裂变产物浓度的变化，进而导致裂变产物引入反应性的变化，最终会影响堆芯内总反应性的变化，需要改变硼浓度或控制棒棒位抵消该影响。裂变产物中氙引入的反应性（氙毒）相当可观，氙浓度依赖于堆芯功率（中子通量）、碘浓度与氙存在量，其中，碘浓度是堆芯功率与时间的函数。通过计算氙浓度的变化率即氙产生速率与消失速率之差，得出氙浓度随时间变化的规律，进而得出氙浓度变化引入的氙毒随时间的变化。根据堆芯状态及预测的氙毒变化规律，在设当的工况下进行瞬态试验或重新临界，增强对堆芯的控制能力并保证核安全性。

简介：文章对美国和法国的核燃料标准体系进行了介绍，重点对我国压水堆燃料标准体系及其包含的主要法规标准进行了梳理和综述，并建议短期参照美国标准补充与锆材相关以及安全相关的标准，以适应我国目前的发展需要和完善我国的核燃料标准体系，从长期来看应将我国与压水堆燃料设计和制造有关的标准整合成如RCC—C形式的综合性标准，以彻底解决压水堆燃料的标准问题。

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：反应堆燃料组件的移动是压水堆核电厂大修换料中常见的程序，在这一过程中燃料组件移动的合理性与准确性直接关系着反应堆在后续应用中的安全性和运行效率，是压水堆核电厂生产和发展的重要依托力量。基于此，本文将对压水堆核电厂反应堆燃料组件移动管理展开研究。

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：摘要：现今我国社会科技水平迅速发展，人们的生活质量以及生活水平逐渐提升，用电需求也越来越大，同时我国为早日实现双碳目标对于低碳环保的要求也越来越严格，因此正是在这样的大环境下我国开始大力发展核电。然而随着核电厂的建设数量逐渐增多，核电厂运行的安全性、稳定性、经济性对社会经济发展也越来越起到重要的推动作用。而在压水堆核电系统中，主给水系统起着至关重要的作用，主给水泵配置以及选型会直接影响核电厂的安全、稳定运行及核电工程建设成本和运行的经济性。

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：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：压水堆核电厂功率运行期间和停堆大修期间，随着机组工况的变化和水化学环境的改变，沉积在堆芯和主管道表面的腐蚀产物中的一部分会被释放到主冷却中，其中部分以颗粒形态悬浮于主冷却剂中，通过净化系统上的高精度机械过滤器过滤截流。然而，高精度机械过滤器只对颗粒直径大于过滤器孔径的颗粒有较高的截留效率，对颗粒直径小于过滤器孔径的颗粒的截留效率较差。因此研究功率和停堆期间主冷却剂中活化腐蚀产物颗粒不同孔径的分布情况，对日常和大修期间过滤器孔径的选择具有指导意义。该试验表明，功率运行期间腐蚀活化产物主要以颗粒形态存在，使用更小孔径（0.1μm）的过滤器，大修期间保持0.45μm过滤器孔径，有利于提高腐蚀活化产物的过滤效率。从而提升对主冷却剂的净化效果，控制机组源项，降低集体剂量。

简介：摘要随着核电的发展，电网中核发电量所占份额的增加，要求核电站必须进行负荷跟踪。本文详细分析了压水堆核电机组的负荷跟踪能力。

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：摘要论文主要概述了我国压水堆核电燃料元件的发展历程，对压水堆核电站采用环形燃料元件的可行性进行了分析，得出结论核电厂采用环形燃料代替传统棒状燃料，安全性显著提高，经济性明显改善，且在传统燃料生产线上制造环形燃料是可行的，制造成本不会明显增加。

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：摘要：压水堆核电机组运行控制的一项重大任务就是避免反应堆超功率。反应堆超功率有两种可能的原因，反应堆本身的控制异常导致核功率异常上涨超功率或二回路热功率的异常上涨导致核功率超限。这两大类故障模式又分别包含多种可能的故障原因。压水堆核电机组的运营过程中为避免反应堆超功率有一系列成熟的管理措施和技术手段。

简介：摘要：随着国内核电站的数量增长，核材料使用量不断增加，核材料管制工作将愈加繁重。由于人员、设备、经验差异等各种因素影响，在核材料管制工作的理解、执行、推进等方面遇到的问题逐渐显现。本文总结了压水堆核电厂自取得核材料许可证以来核材料衡算工作的实施情况及管理经验，以期经验分享，解决共性问题。

简介：摘要：

简介：摘要在核电站反应堆中存在着许多摩擦方面的问题，这些问题直接影响着核电站的安全运行和经济效益。在此列举了压水堆的几大主要设备中存在的磨损问题，并分析了产生磨损的原因，提出了解决问题的对策。

简介：摘要：核电站反应堆冷却剂系统的排放量的确定是硼回收系统设计运行能力的基本输入。压水堆核电厂硼回收系统的前贮槽、中间贮槽等重要设备容量均以该数值为基础进行设计。本文对压水堆核电厂硼回收系统运行能力研究。