堆芯旁通流量对小破口失水事故影响分析

核电厂在小破口失水事故（SBLOCA）期间的行为受到许多参数影响，堆芯旁通流量就是其中之一。本文基于秦山核电厂的数据，用Relap5／Mod3程序模拟了不同堆芯旁通流量值的几个工况。计算结果表明堆芯旁通流量越小，环路水封扫除前堆芯水位下降得越低。燃料包壳峰值温度越高，环路水封扫除的时间越早。本文对计算结果作了分析，并根据简单的数学模型，从原理上对一些基本现象给出了解释。     

AP1000核电厂自动卸压系统功能分析

以AP1000核电厂一回路冷管道发生大破口事故工况为例,研究自动卸压系统(ADS-1—ADS-4)对主回路压力、安全壳内压力、非能动堆芯冷却系统(PXS)和堆芯水位的影响。结果表明:在事故初期,大量冷却剂从破口释放出来,一回路的卸压过程受ADS-1—ADS-3的影响较小,而在后期,ADS-4对主回路系统压力的降低起到一定的作用;ADS-1—ADS-3对堆芯补水箱(CMT)和安全注入箱(ACC)的安全注入影响较小,ADS-4在内置换料水箱(IRWST)重力注入以及防止堆芯裸露方面作用明显。     

应急堆芯冷却系统重水隔离阀可靠性分析及试验频度的优化

分析了秦山三期重水堆核电站应急堆芯冷却系统重水隔离阀的可靠性，提出了优化其试验频度的建议。     

AP1000核电厂RNS系统可用性对降低DEDVI事故导致的堆芯损伤频率的影响

本文描述了AP1000核电厂正常余热排出系统（RNS）的设计和功能,通过安注直接注入管双端断裂（DEDVI）事件树分析,研究RNs可用性对降低DEDVI事故导致的核电厂堆芯损伤频率的影响,并初步探讨~-RNS的设计改进,以使该系统在DEDVI事故下具有较高的可用性。     

秦山第二核电厂混合堆芯一回路锂浓度控制

核电厂一回路材料（不锈钢、镍基合金、锆合金等）长时间处于高温高压的冷却剂条件下,难免受到一定的腐蚀。核电厂通过向一回路加入氢氧化锂提高冷却剂pH的方法降低结构材料的腐蚀速率,降低堆外的辐射场。秦山第二核电厂采用混合堆芯后,修改了锂浓度控制规范,把寿期初的控制上限由2．35ppm升高到3．0ppm,同时扩大了硼锂协调控制范围。本文利用几年来的实践经验对混合堆芯一回路锂浓度控制方法进行了总结,针对不同阶段锂浓度控制的特点提出了合理的控制方式和关注点,对目前锂控制存在的问题提出了建议。     

EPR第三代核岛土建工程特点及施工难点分析

台山核电厂一期1、2号机组采用目前国际上最先进的EPR第三代压水堆,是国内第1个EPR第三代核电厂,国外也仅有芬兰正在建造同样的机组。EPR核岛针对消除高压堆熔、控制氢气风险、稳定安全壳内的堆芯熔融物、保证安全壳热量去除和完整性,以及限制放射性物质外泄等．制定了严重事故的预防和缓解措施。     

核电循环冷却系统余热利用模式分析

核电厂运行过程中，通常需要有效匹配循环冷却系统，并使其更有效利用余热。分析了核电循环冷却系统余热利用模式的可行方式，提供不同解决方案思路，为核电厂实现节能降耗提供参考。     

某核电厂堆芯补水箱补水管周向热分层实验与分析

核电厂运行时,热分层现象广泛出现在各工艺系统管道和设备中,可能导致核电厂管路系统出现结构性疲劳甚至失效,给核电厂安全运行带来隐患.因此,监测和研究核电厂内部管道的热分层现象对核电厂的安全可靠运行具有重要意义.文章通过在某核电厂堆芯补水箱补水管周向加装传感器的方法,监测该管路稳态及补硼条件下是否有热分层现象,并根据实验结果对热分层现象进行分析。     

非能动技术对核电厂概率风险评价结果的影响

AP1000核电厂以非能动技术而成为第三代核电厂的典型代表。本文主要介绍AP1000核电厂的非能动系统，并从概率风险评价（PRA）的角度，通过纵向和横向的对比，分析了非能动技术应用对AP1000核电厂的堆芯损伤频率（CDF）和大量放射性释放频率（LRF）的影响。     

核电厂严重事故的物理过程是怎样的？

严重事故的产生是堆芯熔化导致大量放射性释放引起的,主要有两种类型：低压熔化和高压熔化。 低压熔化过程主要以主系统冷却剂丧失为特征。若应急堆芯冷却系统失效,堆芯将自上而下地熔化,直到将压力容器下封头熔穿、熔融物随后与安全壳底板混凝土相互作用,释出CO2、CO、H2等不凝气体,从而造成安全壳晚期超压时效或底板熔穿。     

基于反应性计算程序的堆芯升降功率能力分析

核电厂升降功率(特别是寿期末)过程中的轴向功率偏差控制、棒位控制一直是难题,偏离设计准则下的轴向功率偏差及棒位运行都会给堆芯带来一定的安全隐患,紧急情况下必须通过降功率方式将反应堆后撤至安全状态.反应性计算程序是带燃耗计算的一维两群稳态扩散程序,通过读入一维堆芯计算数据库,搜索计算能对各种参数进行临界搜索和轴向偏差搜索,包括硼浓度、棒组棒位等.     

CANDU6堆芯燃料管理策略初步研究

CANDU6核反应堆以重水作慢化剂和冷却剂、天然铀作燃料，通过采用不停堆换料和控制分区燃耗的方式进行堆芯燃料管理，功率分布的控制强调相对稳定，最大的燃料管道功率和燃料棒束功率（包括功率波动的影响以及设计和测量的不确定性）分别控制在7．30MWth和935KWth内，本文从综合评述，轴向换料方式，平衡堆芯，初始装载，换料原则，换料对策和换料机故障等几个方面针对CANDU6堆芯燃料管理策略的初步研究结果作一介绍。     

茶山站主变冷却系统的改造分析

通过对茶山站主变冷却系统的现场改造,分析了强油导向风冷（ODAF）改为油循环自冷／风冷（ONAN／ONAF）方式时,应注意的几点问题。     

长循环,高燃耗燃料管理实施策略——国外大型压水堆核电厂实例分析

本文通过ＶＡＮＤＥＬＬＯＳ－Ⅱ、敦贺２号、法国９００ＭＷｅ机组等国外大型压水堆核电厂实例分析，讨论了长循环、高燃料燃料管理实施策略。基于这些分析和讨论对我国运行核电厂堆芯燃料管理的策略选择提出了一些设想。     

适用于电力系统稳定分析的AP1000核电厂动态模型

以AP1000为代表的第三代核电技术是我国核电发展的重要方向之一。建立了AP1000核电厂动态模型,该模型由反应堆堆芯及冷却系统、冷却剂主泵、蒸汽发生器、汽轮机及其控制系统、发电机等模型组成;基于PSASP/UPI技术实现AP1000核电厂动态模型与电力系统连接,计算核电厂与电力系统之间的动态过程。结果表明,基于上述核电厂模型得到的仿真结果与基于核电厂专用仿真软件PCTRAN得到的仿真结果基本一致,验证了所建立AP1000核电厂模型有效性,该模型具有较高的仿真效率,可用于AP1000核电厂接入电网的稳定计算和分析;在电力系统中长期稳定分析中,应该考虑核电厂主蒸汽压力变化对汽轮机机械功率输出的影响,为AP1000核电厂接入电网的稳定分析奠定了基础。     

堆芯节块程序SHANG的升级及工程应用

上海核工程研究设计院自主开发的三维堆芯节块程序SHANG已于2001年正式应用于秦山30万千瓦核电厂的换料堆芯设计和燃料管理分析。目前，其升级版(2．0版)也已完成。本文扼要介绍SHANG2．0版中更新的主要计算方法和相关技术特点，以及针对基准问题和工程问题的校算结果的比较。     

对于二种换料方式的对比论述

本文对压水堆核电站的二种堆芯燃料组件的换料方式－堆芯倒换料和整体倒换料－进行初步的分析和比较，供有关人员参考。     

核电厂SBO应急柴油发电机组方案设计与应用

根据日本福岛事故后经验反馈,多堆核电厂必须具备全面应对全厂断电的能力,并在全厂断电期间保证堆芯充分冷却和安全壳完整性。针对我国核电厂应急柴油发电机组配置现状进行了分析,从加强核电厂严重事故缓解能力的角度,提出了全厂断电(Station Black Out,SBO)应急柴油发电机组的设计方案,并应用于新建核电项目,进一步完善了核电厂应急电源纵深防御体系和事故应对策略。     

M310电厂小破口失水事故最佳估算加不确定性分析研究

最佳估算加不确定性分析（BEPU）方法已成为国内外对核电厂进行事故分析或安全评审的重要方式。对M310电厂小破口叠加失去厂外电事故工况进行不确定性量化分析。采用RELAP5程序建立M310电厂模型，并进行稳态计算和事故瞬态验证。建立SBLOCA重要参数表，进行非参数统计抽样和不确定性分析，计算得到目标参数的不确定性输出区间，并通过敏感性分析评估了影响较大的输入参数。     

浅谈变压器冷却系统的更新改造

分析了变压器冷却系统存在的问题，探讨了新型冷却系统，给出了较为合理的冷却系统更新方法。