大型压水堆核电汽轮机再热压力的选择

我国大型压水堆核电站多采用二级再热的MSR系统(汽水分离再热器),以此保证汽轮机排汽干度符合规范要求,这就使得大型压水堆核电汽轮机再热压力的合理选择存在较高必要性。基于此,本文围绕大型压水堆核电站汽轮机、MSR系统构成开展了简单分析,并深入探讨了再热压力的针对性选取,希望由此能够为相关业内人士带来一定启发。     

开展工程项目管理的成功实践

上海核工程研究设计院是直属于中国核工业集团总公司，从事核电站研究设计的设计单位。我院设计了我国第一座秦山30万千瓦压水堆核电站，并参加了该核电站的设备研制、建造以及运行后的维修和评估工作。1992年，我院又为巴基斯坦设计了一座改进型的恰希玛30万千瓦压水堆核电站，这是我国第一次向国外出口的核电站，目前运行情况良好。     

压水堆核电站不锈钢水池的焊接

百万千瓦级的压水堆核电站不锈钢衬里施工是一项新技术 ,该文介绍了其焊接工艺、参数、检验措施及施工质量控制要素等。     

核电工程全厂全范围总承包管理模式探讨

总结国内外核电工程管理模式,提出核电工程全厂全范围总承包管理模式的概念,探讨实施该管理模式的优势,分析核电工程全厂全范围总承包管理必须具备的人才队伍、管理体系、关键管理技术和能力、资质等十个方面的条件,并以国家大型先进压水堆核电站重大专项示范工程为例,介绍该管理模式的应用。     

核电站压力管道试压技术解析

简述了三代压水堆核电站压力管道试压的试验压力,从试压前准备、试压步骤及其相应检查事项、试验中常见问题及对策等方面对管道试压技术进行了技术解析,并论述了试验相关的安全注意事项。     

反应堆控制策略研究分析

反应堆控制系统是核电站最核心的控制系统,反应堆控制系统的控制策略从第一代核电站到当今正在建设的第三代核电站一直在不断演进。本文通过研究早期压水堆核电站反应堆控制策略和具有典型意义的代表二代加技术的CPR1000堆型,以及代表第三代核电技术的AP1000堆型的反应堆控制策略,对比分析不同控制策略优缺点,试图揭示其发展演进脉络,指出未来反应堆控制策略的发展趋势。     

钢筋混凝土板壳在中面力系作用下的极限分析和设计

本文根据Ｇｖｏｚｄｅｖ极限平衡法［３］和钢筋总耗量最小原则,推导了钢筋混凝土板壳在中面力系作用下的极限设计公式。这些公式已为我国新编制的《压水堆核电厂预应力混凝土安全壳设计规范》、《压水堆核电厂核安全有关的混凝土结构设计规范》和《海工混凝土结构技术规范》所采纳。     

核电站取水隧洞围岩弹塑性理论分析

取水隧洞是压水堆核电站重要的组成部分,也是核电站安全运营的重要影响因素.采用经典的弹塑性理论,对拟采用的取水隧洞初步设计方案进行理论比选分析.计算获得的应力场、位移场及塑性区对最终方案的确定及后期的支护结构设计有一定的参考价值.     

浅谈压水堆核电厂保温方法

简述了压水堆核电厂的发展历程,具体从压水堆核电厂所涉及到的各种设备、管道、风管、仪表等保温方面进行了论述,对其所需的保温材料及其技术特点进行了分析和研究,以期进一步完善压水堆核电厂的保温工作。     

非能动压水堆试验台架两相流分离测量研究

本文针对非能动压水堆核电站及其缩比试验台架中大量程比破口两相流流量测量这一难题,进行了研究与探讨,并给出了精确测量设计中的若干需关注的技术问题及注意事项。这些探讨对于核电站试验台架,特别是非能动的试验台架中破口流量的分离测量有着重要的借鉴意义。