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：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：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：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：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。

简介：摘要硼稀释事故可在核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。本文分析了硼稀释事故产生的原因、稀释源以及在不同工况下应采取的应对措施。

简介：摘要：压水堆核电厂的轴向功率偏差（ΔI）直接反映堆芯功率分布的平坦情况，ΔI越大则表明在轴向上的功率分布畸变越大，越容易导致局部超功率和局部核材料的热应力损伤，甚至导致燃料包壳烧毁，破坏第一道安全屏障。本文通过实践阐述在轴向功率偏差ΔI控制过程中在反作用带、散点图、死区等方面的良好实践，以便更好的指导功率变化时的轴向功率偏差ΔI控制。

简介：摘要：基于原有的压水堆核电厂运行模式分析，进一步开展压水堆核电厂运行模式总体设计研究。综合考虑3种运行模式，提出较为完整的设计思路，并在该设计思路指导下完成压水堆核电厂运行模式总体设计。将本设计应用于核电厂，实践证明本设计具有较高的可行性，望进一步优化我国压水堆核电厂运行模式。

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：在调研了国家核安全局对各压水堆核电厂开展的冷试前检查以及电力公司和各核电厂开展的冷试前检查各项工作的基础上，提出了核电厂冷试前检查标准。将检查标准应用于核电厂冷试前检查，一定程度上可为核电监管部门、电力公司以及核电厂开展冷试前检查及准备工作提供参考。

简介：在分析压水堆核电厂安全重要电气设备的类型和功能的基础上,确定了其标准的需求情况.在跟踪国际标准或国外先进标准的同时,结合我国核电工程的实际情况,制定相应的设备设计、制造及鉴定标准,确保压水堆核电厂安全重要电气设备在核电厂正常运行、预计运行事件或事故工况下完成其相应的安全功能.

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。

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简介：摘要：本文介绍了CPR1000型压水堆核电厂内照射的来源、危害，分析总结了内照射控制与防护措施，并对控制限制、内污染监测手段进行了总结，丰富现场作业人员内照射防护的理论素养，同时也为在建核电厂及其他存在内照射风险的相关单位在内照射控制方面提供参考和借鉴。

简介：本文以复审者的分析研究报告为依据,就300MW压水堆核电厂标准经过五六年来的实践作一总结,并就其特色和不足作了分析,最后对编制核电调试方面的标准,提出建议。

简介：摘要：接地系统被广泛应用于建筑物防雷、电气设备接地故障的防护、电气（电子）设备的功能接地、以及提高信息系统对电磁的抗干扰能力。仪控系统的接地是核电厂仪控设备安全、正常、可靠运行的关键因素，因此本文对压水堆核电厂核岛厂房仪控接地系统的工作原理以及设计现状进行了研究与探讨。在探究过程中发现核电厂核岛厂房仪控接地系统均与核岛网状接地系统连接，并根据功能分为设备保护接地、信号接地与屏蔽接地等类型，所以设计人员应充分理解核岛网状接地系统的概念和结构、正确区分不同的接地类型并合理设计仪控设备的接地。

简介：摘要：本文基于PCTRAN仿真平台，分别对丧失AC和丧失AC后的ATWS事故进行了仿真模拟，结果表面，在事故发生后300s内，一回路压力和温度均呈现先增大后减小的趋势，且丧失AC后的ATWS事故下降速度更明显；DNBR值也较丧失AC事故更大，没有因ATWS而影响电厂安全。

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。