300#反应堆运行质量保证

通过反应堆营运单位质量管理体系的建设,300#反应堆运行的质量安全管理经验得到了提炼和完善,建立了运行人员按制度有序进行工作的质量安全文化,确保了反应堆运行质量不断改善.     

离心泵主要性能参数与反应堆安全运行

以离心泵的主要性能参数为依据。讨论了反应堆在运行过程中需要注意的问题：以高通量工程试验堆（HFETR）运行为背景，归纳了高心泵在运行过程中容易出现的10种典型故障；运用离心泵的基础知识，可帮助运行人员迅速发现，判断和处理离心泵在运行时发生的故障，保证反应堆安全运行。     

核电站反应堆运行物理分析

反应堆运行物理研究核电站反应堆运行、测量数据的处理和分析，从这些研究结果可获得有关核电站运行特性和安全裕量，从而指导核电厂的安全运行管理；同时获得改进设计的重要反馈。本文将讨论反应堆运行物理在几个主要领域内的分析理论和方法。     

游泳池式轻水反应堆（SPR）运行年报

1 SPR运行情况 2003年, SPR堆大功率开堆6次,非计划停堆11次,总运行1 098.183 h, 释放能量159.442 MW·d,最大功率3.5 MW。一回路水pH=5.8,电阻率为62.5104 W·cm;保存水池pH=6.5,电阻率为15104 W·cm。废气(41Ar)排放量1.308107 m3,活度为0.206 3 TBq; 一回路水损耗11.25 m3     

原型微型反应堆2006年运行报告

原型微型反应堆2006年认真执行核安全法规法则，做到有效管理，安全运行。运行情况如下。     

反应堆时空动力学方程近似解

导出了反应堆时空动力学方程的近似解析解.此解的中子密度空间分布曲率是随堆功率变化的,因此它比点堆模型方程的解析解精确.可用于反应堆现场运行所需的监督性快速计算.对反应堆的安全运行有重要的指导意义.     

300^#反应堆乏燃料元件源项估算方法研究

本文阐述了300^#反应堆燃料元件芯体的主要元素成分，分析了裂变产物及其特性，给出了乏燃料元件源项估算的基本原理，初步选择了源项估算的基本原理，初步选择了源项估算程序，描述了输入数据的形成及其统计、计算方法，表明了计算及结果处理方法。     

IAEASS-R2/2核电厂安全:反应堆调试和运行安全标准系列

(出版日期:2011年7月14日)此出版物涉及核电厂的安全调试和运行。它涵盖了从核电厂调试和运行到核燃料的移出,包括在整个核电厂寿期内的维护和调节。它涵盖了对于调试的准备,但不包括退役过程本身。此出版物也建立了关于调试的附加要求。正常运行和预计运行偶然事件及事故工况也被考虑在内。     

微型中子源反应堆的运行性能

文章概要总结了我国自行设计、建造的原型中子源反应堆及相继建成并投入运行的７座商用堆的主要性能和运行特点。     

自主式反应堆运行中的控制问题和方法

NERI发起开发第四代核电站的一个目标是自主运行和非能动安全运行的能力。(本文)描述了一种评价自主性提高后对安全裕度和负荷行为的影响、并研究由于提高自主性而引起的问题及其对性能的潜在影响的方法。为开发反应堆固有的自调节特性、使之更少地依赖运行人员的操作并更不易受自动控制系统故障和／或远行人员错误的影响提供一种正式的方法，提供了一些初步结果。