简介：研究了单个典型通道组件堆外水力试验边界的设计方法,分析认为只有保证试验模型与原型间隙稳定段流道压降相同、流量相等才能确保试验模型等效反映原型.基于这种等效设计思路进行推导计算,设计得到了单个组件水力试验筒体,并利用数值模拟和关系式两种方法分别进行了验证,验证结果表明：等效设计方法是正确可靠的.

简介：摘要：核电厂要想保障自身经济效益得到增长，要做好堆芯燃料管理，但是在实际管理上也存在部分问题，如燃料管理能力不强或者是管理手段单一，无法满足行业发展需求。所以新时代背景之下要想在竞争激烈的市场中脱颖而出，应结合堆芯燃料管理实际问题提出解决方案，需要增强人员的堆芯燃料管理能力，提高燃料管理的积极性，同时要注重创新，采用适合的方法做好燃料管理，从而在保障经济效益增长的同时，也能够提高综合竞争力。

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：利用核数据库处理程序NJOY,制作了1700K和1750K温度下,热管堆中45种核素的高温核数据库,并利用ICSBEP2006中的临界基准题对所制作的数据库加以验证.分别利用所制作的数据库和蒙特卡罗程序MCNP对堆芯进行了建模,计算了堆芯的有效增殖系数κeff,确定了热管堆中燃料的尺寸和富集度,分析了堆芯的相对功率分布.最后,初步计算了热管堆在水淹和沙埋2种事故工况下κeff以及安全棒价值,为堆芯安全分析和事故分析提供了基础参数.

简介：核级设备的抗震性能对核电厂运行安全性至关重要,有必要按照抗震设计规范对核级设备进行抗震分析。根据我国核电厂抗震设计规范要求,对堆芯补水箱进行了抗震分析：建立有限元分析模型;给出与抗震分析相关的载荷组合和应力限值;应用有限元软件ANSYS对堆芯补水箱进行了静力分析、模态分析以及响应谱分析;评估了堆芯补水箱在地震条件下的安全性性能。为核级设备抗震分析提供了参考借鉴。

简介：摘要在事故情况下,事故规程提供了多层次多手段的事故诊断操作，多重的诊断措施减少了漏诊的可能，诊断所依据的信号来自精细的事故分析研究。同时每个关键安全功能都对应一个功能目标，即作出“决策”，恢复或维持每个关键安全功能在安全水平内。本文结合堆芯冷却恶化、不足、饱和的操作，对堆芯冷却控制策略进行分析。

简介：摘要：华龙一号堆芯测量系统在线提供反应堆堆芯中子通量分布、燃料组件出口以及反应堆压力容器上封头腔室内反应堆冷却剂温度和反应堆压力容器水位的测量数据，对核电站安全性和经济性有重要作用。本文通过对堆芯测量系统设备结构和调试工作内容进行介绍，并对系统设备细节给出一些优化建议，从而对后续核电项目堆芯测量系统的设计提供参考。

简介：摘要：华龙一号堆芯测量系统在线提供反应堆堆芯中子通量分布、燃料组件出口以及反应堆压力容器上封头腔室内反应堆冷却剂温度和反应堆压力容器水位的测量数据，对核电站安全性和经济性有重要作用。本文通过对堆芯测量系统设备结构和调试工作内容进行介绍，并对系统设备细节给出一些优化建议，从而对后续核电项目堆芯测量系统的设计提供参考。

简介：摘要： 核电厂 堆芯测量系统实现了在线提供反应堆堆芯中子通量分布、燃料组件出口以及压力容器上封头腔室内冷却剂温度和水位的测量数据，为操纵员实时提供堆芯内部状态。系统机柜卡件是实现探测器测量信号收集计算的重要组成部分，硬件的完整性是实现系统功能的基础。本文介绍了堆芯测量系统电流放大卡在包装运输过程中出现元器件脱落的问题，并分析了卡件故障的原因，为后续的包装运输以及安装提供良好的经验。

简介：堆芯冷却监测系统（CoreCoolingMonitoringSystem,简称CCMS）用于对压水堆堆芯冷却状态进行监测,属于安全级系统.北京广利核公司采用FirmSys安全级数字化仪控平台产品,对大亚湾核电站CCMS系统进行了数字化改造,以解决原系统可用性降低、堆芯冷却状态算法存在不足、记录功能较弱的问题,同时满足大亚湾核电站事故管理规程从事件导向规程（E0P）向状态导向规程（SOP）过渡的需要.改造后的1#机CCMS系统在2013年11月投入使用,运行稳定可靠.这是国内在役核电厂安全级数字化仪控系统的首次改造,也是国产核级安全级数字化仪控产品FirmSys在国内核电站安全级的首次应用.改造方案可供同类系统改造借鉴.

简介：介绍红枫水电站堆石坝钻孔灌浆防渗处理。灌浆防渗体已形成且基本连续，取代原木斜墙防渗，运行情况良好，但仍应加强观测与分析。

简介：摘要：作为核电站事故后监测堆芯状态的重要手段之一，堆芯测量系统主要功能是提供操纵员反应堆燃料组件冷却剂出口温度、堆芯中子通量分布及压力容器内水位等相关信息。根据系统设备设计的使用寿命，未来将有大批的系统设备需进行升级改造，结合在系统调试和维修过程中遇到的各类问题，分析其根本原因，并据此开展系统的优化分析研究。针对分析提出的系统优化方向和内容，将为后续机组升级改造提供有效可靠的技术基础，并将进一步提升系统设备可靠性。

简介：反应堆堆芯冷却系统是核电厂安全分析的重要内容，新设计的电厂必须通过实验验证其事故工况下保持堆芯覆盖和导出热量的可靠性。本文详细介绍了AP1000核电厂非能动堆芯冷却系统的测试实验和美国核管会（NRC）的评估结果。

简介：摘要：本文以某核电站内使用Modbus通信的堆芯仪表系统为例，通过抓包数据的分析展现了Modbus TCP协议在通信过程中的实现。

简介：摘要宁德核电厂机组一期4台机组采用CPR1000压水堆核电站设计，为兼顾堆芯设计的先进性和燃料经济性，其核燃料管理策略为首循环年度换料模式，并采用钆作为可燃毒物，从第二循环开始快速向18个月换料过渡；平衡循环考虑特定负荷需求，采用交替式长、短循环，其中长循环使用72组新燃料组件，短循环使用68组新燃料组件；本文将针对典型的长循环燃料管理策略，分析其中新燃料组件和再入堆乏燃料组件布置特点，并通过science程序的堆芯理论计算验证其在展平堆芯功率分布、挖潜燃料经济性上的有效性。

简介：摘要反应堆堆芯换料水池水闸门的作用是将反应堆水池及构件池进行隔离，并可靠密封，将整个堆芯换料水池一分为二，以满足在压力容器低水位期间，反应堆侧水池单独排水时，构件池仍能保持充水状态，屏蔽构件池侧放射性剂量的功能。本文结合水闸门设计、制造和运行试验几个阶段，对实现水闸门密封零泄漏性能要求的过程进行简要分析。

简介：摘要：核电厂是重要的能源供应来源，而堆芯测量系统RIC在核电厂中具有关键作用。RIC系统通过对堆芯内部的测量，提供关键的运行参数，确保核反应堆的安全和高效运行。随着技术的不断发展，RIC系统仍然面临一些挑战，包括精度、灵敏度和系统稳定性等方面的问题。本文将对堆芯测量系统RIC的应用原理与组成进行分析，并结合和电池堆芯测量系统RIC的功能需求提出对应的应用与改进策略，以解决当前存在的问题并改进系统性能。

简介：田湾核电厂1、2号机组计划自2014年开始向长周期燃料循环过渡,在AFA型燃料组件组成的堆芯中逐步装入TVS-2M新型燃料组件,经过3个燃料循环的过渡,堆芯将全部装载TVS-2M型燃料组件,以实现长周期燃料循环。燃料组件结构的改变使原堆芯热工水力分析不再适用。本文以长周期燃料循环过渡时期的5种典型堆芯组成情况为例,介绍了VVER机组稳态热工水力分析的程序和方法,对混合堆芯的稳态热工水力特性进行了重新分析。结果表明,混合堆芯稳态设计仍满足热工水力设计准则。

简介：摘要堆芯仪表系统中子通量测量管座与导向管是堆芯仪表系统的重要组成部分，位于反应堆压力容器底部，中子通量测量管座与导向管的焊缝是连接一回路系统压力边界的承压焊缝，质量要求高。本文主要对中子通量导向管焊接返修技术要点进行阐述和分析，并提出了返修注意事项和应关注的重点。

简介：AP1000核电厂作为我国引进的第三代核电技术已在我国多地开建,其设计中的很多先进技术与理念也成为核电行业学习研究的方向之一。但由于诸多原因,其他非承转单位在对AP1000设计的研究与学习过程中,会遇到一些与以往不同的问题,往往会引起技术消化困难。本文通过对AP1000堆芯核设计的审查,发现了一个功率分布畸变的问题,通过校算与研讨分析,给出了AP1000堆芯核设计报告中硼降曲线与堆芯功率分布计算工况的非常规处理方式。