压水堆核电厂反应堆轴向功率分布控制

本文介绍了采用低维等效原理和综合法技术,研制成功的压水堆轴向功率偏移控制和负荷跟踪计算程序。该程序为我国秦山二期2×600MW 核电厂反应堆的核设计提供了急需的计算手段。程序的计算精度满足工程设计的要求。本文还利用此程序完成了该反应堆负荷跟踪计算和各种典型的运行功率瞬态分析,初步确定了该反应堆的运行控制方式和轴向功率偏移的安全保护定值。     

压水堆核电厂G模式反应堆功率控制

本文描述了核电厂Ｇ模式运行及其实现，仅着重介绍了在Ｇ模式运行下的灰棒反应堆功率控制。     

压水堆核电厂堆芯功率能力验证分析

介绍了压水堆核电厂换料堆芯功率能力验证分析的原理和方法。利用中子学计算程序对换料堆芯正常运行工况（一类工况或工况I）和中等频率事故工况（二类工况或工况II）中可能的堆芯功率分别进行模拟。从反应堆物理和热工水力学的角度论证反映一、二类工况堆芯安全性的线功率密度裕量和偏离泡核沸腾比（DNBR）裕量。从而验证一类工况反应堆运行区域和二类工况超漏、超功率保护限值。本文还给出了大亚湾核电站18个月换料堆芯功率能力验证分析的结果。     

压水堆核电厂反应堆压力容器辐照脆化评价与监督

反应堆压力容器是压水堆核电厂的核心关键设备,受快中子(E1MeV)辐照造成的辐照脆化是其运行失效的重要因素,因此需要对压力容器进行辐照评价与监督,以保证其寿期内的安全运行。     

能源行业核电标准《压水堆核电厂反应堆冷却剂主管道设计制造规范》通过审查

正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。与会专家听取了编制单位代表对标准编制情况和相关意见处理情况的汇报,经过对标准内容的深入讨论,认为本标准(送审稿)     

压水堆核电厂消防设计比较分析

分析美国三代非能动压水堆核电站(AP1000)、法国改进型三代压水堆核电站(EPR)以及中国"二代加"压水堆核电站(CPR1000)这3种堆型消防设计的特点。结果表明,3种堆型消防设计的目的和原则、火灾预防、火灾探测和报警以及防排烟措施基本一致。借助于非能动设计,AP1000的消防供水系统按"区别对待、重点防御"的理念进行了设计,相较其他2种堆型,其消防系统分级较为复杂,系统功能和多样化程度增加,火灾荷载降低。     

压水堆核电厂严重事故对策

描述了严重事故的过程和现象，分析了严重事故管理。系统地介绍了西屋用户集团（WOG）严重事故管理技术基础和构成：严重事故管理导则（SAMG）的主控室导则、技术支持中心（TSC）使用导则、计算辅助导则和退出导则。归纳了西屋事故对策的整体逻辑，并对我国开展严重事故对策研究提出建议。     

压水堆核电厂乏燃料冷却系统设计比较研究

比较了4种典型核电厂乏燃料冷却系统的主要设计特点,通过对系统功能的分析,从方法论角度讨论了系统的设计方法,并提出了乏燃料冷却系统设计改进与优化的基本原则。     

压水堆核电厂负荷跟踪建模与控制方法研究

压水堆核电厂负荷跟踪模式能够有效协调机组产能与电网需求,延长燃料的循环寿期,提高机组运行的经济性能。反应堆系统具有高度复杂、非线性、时变等特点。通过合理简化,建立了反应堆系统集总参数模型,设计了负荷跟踪控制策略。引入负荷阶跃变化扰动和线性变化扰动,对反应堆负荷跟踪控制系统特性进行仿真。结果表明,控制特性与实际基本一致,控制系统能够满足负荷跟踪性能要求。     

压水堆核电厂仪表控制与计算机化的发展概况

阐述了当今世界压水堆核电站（ＰＷＲ）仪表与控制及自动化设备的发展概况;描述了模拟仪表与控制所存在的缺陷和问题;重点论述了当代先进核电站数字化仪表控制、保护系统与先进主控制室的性能和对计算机化仪表控制提出和要求。     

压水堆核电厂失流事故时反应堆冷却剂惯性流量计算

简要介绍解析法和 RELAP5/MOD1计算机程序中计算压水堆失流事故下冷却剂惯性流量的方法.以秦山核电厂的一种设计方案为例,比较了两种方法的计算结果。比较表明,两种方法算得的失流事故下的冷却剂惯性流量及相应的最小烧毁比都吻合得比较好。由于解析法计算简便并具有一定的保守性,因而适于在压水堆核电厂工程设计及运行中采用.     

先进压水堆核电厂安全壳地坑滤网设计

核电厂的地坑滤网堵塞问题是目前世界核能领域比较关注的重要安全问题之一,先进压水堆的设计也充分体现了改善地坑性能的最新研究成果。本文介绍了在我国已经开工建设的先进压水堆核电厂（AP1000以及EPR）的地坑滤网设计,可以为我们解决地坑滤网堵塞问题提供有益的借鉴。     

压水堆核电厂寿期末堆芯轴向功率偏差控制

堆芯轴向功率偏差(△I)代表轴向功率分布均匀程度,是运行期间需要重点控制的参数.本文对影响△I的各种因素进行了理论分析,结合几次寿期末功率变化时控制△I的实际经验,提供了一种△I控制的方法.     

压水堆核电厂辐射监测系统的设计与改造

辐射监测系统是压水堆核电厂安全运行的重要保障,研究压水堆核电厂辐射监测系统的设计方法和原则,对于提高压水堆核电厂辐射监测系统的设计水平,减少改造风险至关重要.根据核电厂的法规和设计规范,结合大亚湾核电厂辐射监测系统的设计与改造经验,提出了压水堆核电厂辐射监测系统的一般设计原则和要求,并简要介绍了大亚湾核电厂辐射监测系统...     

压水堆核电厂控制系统仿真研究

提出了用于压水堆核电厂控制系统快速和精确仿真的系统数学模型和数值方法,并用研制的仿真程序ＮＣＳ对商用压水堆核电厂控制系统进行了仿真研究,得到了满意的结果。     

压水堆核电厂超压分析探讨

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.     

压水堆核电厂松动部件监测

一、引言 在核电站中,松动部件可能造成堆内部件损坏或减弱部件材料的性能;也可能引起部分流道堵塞,导致燃料包壳破损。在国外一些核电厂中曾多次发生该类严重事故。 松动部件早期探测可以避免或缓和与安全有关的损坏,并提供主系统部件发生故障的可能时间。此外,早期探测的信息还可用来选择最佳的设备维修时间和区域,以得到最佳的维修效益并减少电站维修人员不必要的辐照。所以,松动部件监测是评价反应堆主系统机械完整性和提高电站利用率的重     

压水堆核电厂事故监测仪表

本文论述了国家核安全法规和导则要求的压水堆事故测量仪表和它们在故事工况下测得有关的物理信息，以此，评价重要的安全功能，保持堆芯完整性，根据对一些试验的评价得出结论，堆芯出口温度的测量只能部分地保证堆芯不发生机械破坏或性能恶化，如果再补充一些参数，使用分析模拟概念支持电厂状态评价，应用可靠的电厂分析仪来综合得到的数据则是很有用处的。     

压水堆核电厂应对全厂断电的电源设计

全厂断电是导致核电厂发生严重事故的主要初始事件之一,增强应对全厂断电的能力将进一步加强核电厂纵深防御,提高排出堆芯余热和保持安全壳完整性的能力,降低堆芯熔化概率,福岛核事故后核电厂更加重视提高全厂断电的应对能力。本文对我国现有核电堆型CPRl000核电厂及其改进型堆、AP1000核电厂、EPR核电厂在应对全厂断电工况时的电源设计情况进行总结说明。     

压水堆核电厂核岛蒸汽供应系统的设计

作者选择几个国内典型的压水堆核电厂——秦山二期核电厂、大亚湾核电厂、岭澳核电厂和田湾核电厂，对其核岛蒸汽供应系统（包括主蒸汽系统和大气排放系统）进行比较和分析，希望能为主蒸汽系统和大气排放系统的设计提供帮助。