核电站含硼废液中硼浓度测量方法对比研究

硼作为重要的中子吸收剂大量存在于核电站一回路中，因此在对核电站放射性废液的分析以及模拟研究中经常需要对不同硼浓度样品进行浓度测量。本文对比了4种常用的硼检测方法，分析了各自的优缺点。最终结果显示，国家标准姜黄素法仅适宜检测低浓度硼（＜1.2 mg/L）；甘露醇滴定法仅对高浓度硼（＞1 g/L）的测量有效；甲亚胺-H酸比色法适用硼浓度范围广，精确度高，但操作复杂，样品准备过程中需避光保存；利用电感耦合等离子体发射光谱仪（ICP-OES）测量溶液硼浓度操作简单快捷，适用硼浓度范围大，准确度和精密度能满足检测分析要求。      

控制棒驱动机构常温通风均匀性试验研究（续篇）

本文叙述控制棒驱动机构在常温通风均匀性方面的试验。通过平顶型堆顶结构和球面型堆顶结构通风均匀性试验的比较,找出通风的阻力、风速和不均匀系数间的规律。     

管道流体瞬态—水汽锤计算原理

文中介绍了核电站管道中流体瞬态——水汽锤的计算原理;既适用于液体介质的水锤计算,也适用于可压汽体的汽锤计算.对于一些典型管道部件的处理方法,文中也作了讨论。     

300MW核电站反应堆压力容器密封性能综合研究

概述了根据调研确定的300MW核电站反应堆压力容器密封性能综合研究的总体构思,给出了密封分析程序系统的建立与试验校核的主要研究结果,叙述了密封元件的研制和测试以及热态密封试验与热分析。据此,论述了秦山电站核容器的密封性能,提出了容器类型和密封判据等分类概念,说明了两个观点,即密封变形分析应作为容器总体应力分析的基础及瞬 态密封分析中,热-接触耦合的要点在于确立螺栓温度滞后产生的螺栓载荷热增量,阐述了对密封机理的认识,最后对水压试验的热当量等作了讨论。     

核电站事故在线探测和诊断系统—过程分析,模式识别和专家系统的应用

一、概述三里岛事件的经验教训和结论是:一切重大事件总是从一些微小的诱因开始的;加工由于管理不善所造成的人为错误,一些概率大但并不致命的故障同时发生已成为影响安全性的主要因素;又因核电站信息的复杂性,操作人员常被一些假象所迷惑,不能迅速有效地对事故作出正确的判断,而导致误操作,以致使事故发展到不可收拾的地步。另一个很重要的结论是:尽管事故是严重的,但按照“纵深防御”原则制订的现行设计准则进行     

秦山核电厂燃耗深度对DNBR限值的影响分析

本文研究了在秦山核电厂批平均卸料燃耗深度超过原定限值的情况下，为保证电厂的安全运行对DNBR限值进行重新确认的问题。研究过程中，综合考虑了由燃耗加深所引起的核焓升因子的变化和棒弯曲这两种效应对DNBR限值的影响。结果表明，对秦山核电厂而言，在批平均卸料燃耗超过原定限值的情况下，维持原DNBR限值不变仍是安全可行的。     

我国核电厂工程的项目管理模式

比较了我国在建核电厂工程项目管理的各种模式,提出了新建核电厂工程项目管理模式的两步走设想.设计和选择适用的项目管理模式是优化项目管理的重要基础.综合考虑我国的体制和技术能力的现状及未来发展,提出我国新建核电厂工程项目的管理模式两步走的设想第一步是以分岛为基础的分岛与散件的结合,业主直接负责总的项目管理,总体设计院或新组建的核电AE公司主要承担AE设计和服务.第二步是比较完全意义上的分岛方式,业主对项目的最终责任并不转移,但是,总的项目管理的直接责任委托给AE公司并由它承担BOP散件采购.