简介：摘要：核能作为一种清洁、可持续的能源形式，在全球范围内扮演着重要的角色。为了满足不断增长的能源需求和减少对传统能源的依赖，核电厂的运行模式及其功率控制系统成为科学家和工程师们关注的热点领域，后续在核电厂运行中，低功率模式是一种常见且关键的运行状态，通常在设备检修、燃料装卸、启动和停机等场景中发挥作用。本文分析了核电厂低功率运行模式的特点，并提出了在低功率模式下反应堆功率控制系统的设计方法以及优化思路，为核电厂低功率运行的反应堆控制提供坚实的基础与保障。

简介：摘要：在核能发电领域，反应堆功率自动控制系统扮演着至关重要的角色，其性能直接关系到核反应堆的安全、稳定运行以及能源输出的优化，为了应对日益增长的能源需求和提高核能的竞争力，对反应堆控制系统的技术创新与性能优化的需求日益迫切，特别是在传感器技术的应用方面。本文分析了反应堆功率自动控制系统的功能以及构成，并探讨了反应堆功率自动控制系统中传感器技术的应用策略，为反应堆自动控制效率的优化提供建设性意见。

简介：摘要：核电厂反应堆冷却剂泵是核电站重要设备之一，其安全可靠运行对于核电站的正常运营至关重要。水冷-润滑型轴承作为反应堆冷却剂泵的关键组成部分，直接关系到泵的稳定运转和寿命。在实际运行中水冷-润滑型轴承存在着一定的安全隐患，因此必须加强对其运行安全性的分析和监测，及时发现问题并采取有效措施。基于此，本文章对核电厂反应堆冷却剂泵水冷-润滑型轴承运行安全分析进行探讨，以供相关从业人员参考。

简介：摘要:水平垫板Ⅰ安装是压水堆核电厂反应堆压力容器安装的重要工序之一，其水平垫板Ⅰ安装厚度直接决定了压力容器的安装标高和水平度。本文以巴基斯坦卡拉奇K2/K3核电项目K3机组反应堆压力容器水平垫板Ⅰ安装为例，详细阐述了压力容器水平垫板Ⅰ在压力容器吊装前安装完成的工艺过程，论证提前安装水平垫板Ⅰ的可行性，并在K2/K3核电项目中得以应用，取得良好效果。总结了施工经验，并希望对后续相同或相似的设备安装工作提供参考和借鉴。

简介：摘要：本文对e型架吊装工艺的意义进行分析，并结合实际工程案例，详细讨论核电项目反应堆压力容器e型架吊装施工措施并提出做好翻转场地准备、安装e型架以及压力容器翻转竖立等工作，希望为体现核电项目反应堆压力容器e型架吊装工艺的价值提供参考。

简介：被告游泳池作为游泳服务合同的一方当事人,双方对于服务合同的内容、服务的质量、安全管理义务等虽无书面约定,但被告游泳池没有按行业要求进行安全管理

简介：摘要根据福清1，2号机组调试大纲的调试要求，需验证反应堆保护系统单个通道失去电源后的核电厂的状态响应。LNA失电后应该只有本通道的断路器（RPA100JA、RPA101JA）由于失压线圈断电而跳开，而实际情况却是，除本通道断路器分闸外，跨列跨通道断路器RPB200JA、RPB201JA也意外分闸，非RPR逻辑及保护功能预期动作。

简介：能源行业核电标准化技术委员会秘书处于2014年8月6日～7日，在北京组织审查了由中国核动力研究设计院主编的核电行业标准《压水堆核电厂反应堆冷却剂主管道设计制造规范》。来自环保部核与辐射安全中心、中国核电工程有限公司等9家单位的12位专家和代表参加了此次标准审查会。

简介：本文以国内某核电厂CPR1000为例,阐述了18个月换料对CPR1000反应堆压力容器辐照监督试验、辐照监督大纲等的影响,并对18个月换料模式下的辐照监督提出了改进建议。

简介：摘要详细介绍了华龙一号核电厂反应堆厂房筏基混凝土技术规格书要求。以5#机组反应堆厂房(5RX)筏基A、B层混凝土整体浇筑为例，通过实验研究，确定了混凝土的合理配比，显著改善了混凝土各项性能，解决了华龙一号大体积混凝土耐久性问题。通过人模温度控制、养护措施控制等大体积混凝土施工质量控制措施，解决了大体积混凝土施工中温度裂缝等问题。

简介：摘要AP1000核电反应堆冷却剂系统主管道为反应堆压力容器、蒸汽发生器（SG）和反应堆冷却剂泵提供了一条封闭回路和压力边界，是压水堆核电站最关键的核安全1级设备，管内介质为带有放射性的含硼水。AP1000核电反应堆冷却剂系统主管道坡口加工数据由三维测量技术和3D计算机模型技术经测量建模及模拟组对后得出；同时主管道的焊接采用窄间隙自动焊。为规避主管道倒装法安装工艺，窄间隙自动焊接技术以及主管道制造偏差等带来的风险，通过合理制定加工工艺及控制方法，确保主管道坡口加工质量。

简介：“先进轻水反应堆业主要求文件(ALWR—URD)”的宗旨是明确美国电力公司对先进轻水堆核电厂的要求。对URD中关于核电厂抗震设计，特别是对核电厂构筑物、系统和设备的抗震分类、取消OBE地震后的抗震设计要求等方面提出的修正意见．以及对核电厂抗震裕度和地震风险评价提出的初步要求，本文作了全面的总结，在关键处浅讨了看法。供新核电厂设计中参考。

简介：摘要：M310型核电机组安全稳定运行期间，其一回路反应堆冷却剂旁路管道上具有多个直接参与机组运行逻辑控制的关键性测温仪表，因而需要定期对测温旁路传输时间进行检验。本文主要介绍一种基于流量测量法的反应堆一回路测温旁路传输时间试验原理，并给出了相应的结果分析方法。

简介：为了降低成本并增强竞争力，核电厂采用更加具有挑战性的运行条件、更长的核燃料循环周期以及通过调整燃料设计和制备材料而获取的更高的燃耗。质量保证和控制，以及燃料性能分析已经成为大量专业期刊的讨论主题。该出版物对燃料制备、设计和运营问相互影响的质量与可靠性问题做出了简洁但全面的概述。该出版物解释了技术、安全和组织结构方面的问题，并例举了当前发展情况以及燃料设计者、供应商和反应堆运营商间相互协调配合的良好实践。

简介：摘要本研究以岭澳二期核电站两台机组GCT-A阀门控制回路中402-404RG的P参数设计错误事件为背景，对GCT-A阀门PID调节中比例系数对反应堆安全及运行的影响进行了详细的定量分析，最终针对岭澳二期核电站GCT-A阀门控制回路中P参数设计错误问题制定出了采用两个P参数来控制的方法，既满足了设计验证中最严重的II类瞬态下SG的压力应该小于设计压力的要求，又有效防止了因P参数过大导致GCT-A阀门在机组热停堆期间频繁开关，大大降低了阀门因频繁开关而损坏的机率。

简介：摘要：核电反应堆厂房穹顶预应力系统施工工序复杂，精度要求高，通过开发核电项目管理平台可以对预应力系统施工方案、工序、人员、机械等进行动态管理，做到核电反应堆厂房预应力系统施工工序全周期信息化控制。

简介：摘要：作为核电站的核心设施，反应堆压力容器在服役期间是不能进行替换的。在常规操作过程中，反应堆内部充满了温度较高、压力较大的流体，反应堆压力容器顶盖及压力容器法兰通过主螺栓拧紧。当每次换料大修时，反应堆压力容器的顶盖必须旋紧并上紧主螺栓，以便长期使用，尤其在压力容器主螺栓旋出拧紧时容易发生咬死故障。以国内新型反应堆压力容器为背景，以解决目前核电站存在的同种故障为目标，以发展一种更加高效的技术手段和配套装备为目标。通过对电站建成后的辐射环境及安装间距的不同进行分析，确定关键技术，并提出相应的技术路线。

简介：摘要：作为核电站的核心设施，反应堆压力容器在服役期间是不能进行替换的。在常规操作过程中，反应堆内部充满了温度较高、压力较大的流体，反应堆压力容器顶盖及压力容器法兰通过主螺栓拧紧。当每次换料大修时，反应堆压力容器的顶盖必须旋紧并上紧主螺栓，以便长期使用，尤其在压力容器主螺栓旋出拧紧时容易发生咬死故障。以国内新型反应堆压力容器为背景，以解决目前核电站存在的同种故障为目标，以发展一种更加高效的技术手段和配套装备为目标。通过对电站建成后的辐射环境及安装间距的不同进行分析，确定关键技术，并提出相应的技术路线。

简介：摘要：在本篇文章中主要探究了我国新建压水堆核电站的反应堆压力容器主螺栓卡涩处理和螺孔技术，利用该项技术探究效率良好，并且适合被应用到核电站运行中的技术工艺和设备。从电站运行周围辐射环境和安装空间差别入手，明确了具体的技术要点和技术路线，重点研究了工艺方式与设备功能，结合设备设计接口以及工艺过程要求，确定了基本的参数开发设备。最后对核心设备展开了现场环境模拟操作。

简介：摘要三门核电反应堆压力容器采用双道金属O型环密封结构，在机组换料大修时需对其进行O型环更换、密封面（槽）检查维护等维修作业，对维持反应堆压力容器密封性能乃至一回路压力边界的安全性至关重要。本文结合反应堆检修工艺和流程，分析了O型环材质性能、O型环槽结构、密封比压以及作业过程中的操作失误和异物控制等影响O型环密封结构维修可靠性的因素，并从规范操作、加强防异物管理、采用密封面保护措施、优化检查清洗工艺流程、使用合理的消缺工艺等方面提出控制措施，以提高维修可靠性。