核电站重要仪表测量通道的不确定度计算方法

对核电厂重要仪表测量通道的不确定度计算的相关国内核安全法规要求、最新国际标准进行了研究,提出一套测量通道不确定度计算的方法。总结完善了计算方法中不确定度通道的类型、国产化仪表设备的不确定度项区分、环境条件区分以及整定值的确定等内容,演示了采用该方法进行仪表测量不确定度计算的过程,并给出了计算结果。通过相关计算,验证了该方法对维护核电厂原有安全基准的有效性。相比较于同类计算方法获得的结果,新计算方法具有明显的优越性。     

核反应堆控制系统的鲁棒性分析

本文对核反应堆控制系统的鲁棒性进行了比较分析。通过分别用常规PID控制技术和先进控制技术实现对被控对象反应堆的控制,给出了改善反应堆控制系统鲁棒性的有效途径。     

恰希玛核电站二期工程核岛基坑降水与回灌技术

恰希玛核电站二期工程核岛基坑降水与回灌，没有可供参考的先例。本文阐述了降水与回灌所经历的过程、改进措施以及最后取得的成果，总结了与回灌技术相关的经验教训，为类似的大型工程提供借鉴。     

田湾核电厂核事故场外后果评价系统简介

本文介绍江苏田湾核电厂核事故场外后果评价系统(TW-NAOCAS)的概况。该系统软件包括操作管理子系统,数据传输、气象数据预处理与风场诊断模块,风场预测模块,大气弥散模块和剂量估算与干预措施模块。TW-NAOCAS系统能在30 min内给出评价区(近区为20×20 km2、空间分辨率500 m,远区为80×80 km2、、空间分辨率4 km)的风场以及设计基准事故(DBA)和超设计基准事故(BDBA)释放的69种核素在各网格的浓度、预期剂量、隐蔽与撤离的可避免剂量及其区域等信息。文中简述了主要物理模块的计算模式,最后介绍了风场预测、大气扩散与剂量估算三个模块及例题的测试结果。     

田湾核电厂自动功率控制器(APC)功能分析

介绍了田湾核电厂自动功率控制器(APC)软硬件设计的主要特点,并对系统的原理和功能实现进行了详细分析,结果证明了田湾核电厂自动功率控制器(APC)系统工作的有效性和可靠性.为数字化自动功率控制器的国产化提供了思路.     

缩短核电工程调试工期的若干方法

在秦山三期重水堆双机组调试成功实践的基础上，分析、探讨了缩短核电站工程调试工期的若干方法，这些方法对大型项目的管理及其优化具有一定的参考价值。     

田湾核电站2004年(运行前)的环境监测

田湾核电站环境监测系统于2003年底前建成,为了检验田湾核电站环境监测的仪器设备、规程文件、质控措施和人员的技术水平是否满足运行时的要求,扩大和改善运行前的环境本底数据,并通过实践的经验反馈发现存在的问题,提出改进方案和措施,田湾核电站在2004年对核电站周围进行了（运行前）的环境监测.本文主要介绍2004年环境监测的方案、质量保证和主要监测结果及其与2000年4月～2002年3月二年的本底调查结果的比较.2004年监测结果表明,除海水中137Cs活度浓度与本底调查有明显差异外,其余监测结果与本底调查结果基本吻合.     

田湾核电站职业健康监护体系

简要介绍了江苏核电有限公司(田湾核电站)职业健康监护体系的目的、任务、医学监督组织、人员资格和实施办法，希望在不远的将来、在国内核电站之间．建立统一的、标准化的职业健康监护体系，加强技术交流和经验反馈．从职业健康角度为核电厂的安全运行提供有力保障。     

中广核CPR1000核岛堆芯概念设计和安全裕度评估初探

CPR1000压水堆核电站是中广核集团20多年来经过渐进式改进和自主创新形成的中国改进压水堆核电站。CPR1000的参考设计是岭澳II期核电站加改进设计。在未来的10～15年内,CPR1000将是中广核集团主要建设的核电站类型之一。CPR1000的初始堆芯设计采用什么样的装料方式和燃料循环方式是必须首先解决和确定的重要设计前提,这是整个核岛设计、安全分析核执照申请的核心和基础。基于大亚湾核电站和岭澳核电站多年的燃料管理经验和运行经验以及国外类似核电站运行和设计经验,并且综合考虑了初始堆芯的特点和难点,以及不同堆芯设计和燃料管理策略的特点,对CPR1000的初始堆芯进行了设计。通过初步研究,本文提出了CPR1000初始堆芯采用的燃料组件类型,分析CPR1000采用从首循环开始进行18个月换料过渡的堆芯设计技术方案,并对CPR1000首循环实施18换料进行了堆芯设计安全裕度初步分析与评估。     

大亚湾核电站严重事故管理导则的审查和验证

根据大亚湾核电站严重事故管理导则(SAMG)编写过程中的审查和验证行动,介绍了SAMG的审查过程以及验证过程的组织、方法和验证结论。