简介：探讨了影响核电厂应急计划区大小的主要因素并阐述了作者的技术见解,提出了在先进压水堆核电厂应急计划区范围测算过程中,严重事故截断概率取10~（-8）的建议。

简介：摘要：根据国际原子能机构的定义，小型反应堆是发电功率300MW一下的核反应堆，在具体类型上，可以分为压水堆、熔盐反应堆等。小型反应堆一般具有体积小、模块化的特点，具备固有安全性，且一般换料周期长，具有成本优势。除可以用来发电以外，还可以用于工业供热供汽、海水淡化、城市供热供暖、高温制氢等多领域用途。国际上许多国家都将小型反应堆作为其未来核能的重点发展方向。本文首先对先进小型压水堆的优势进行分析介绍，随后系统梳理了目前全球若干小型反应堆的特点，详细介绍了美国的NUSCALE反应堆、俄罗斯KLT-40S反应堆、阿根廷的CAREM反应堆等，对其技术特点、用途等进行了详细的分析，并提出先进小型压水堆的发展展望。

简介：摘要核电站在应急情况下必须保障充足的硼酸资源，目的是确保事故时硼酸能注入安全壳内和乏燃料水池，维持堆芯和乏燃料的次临界度，保证核电站在事故工况下的核安全，防止放射性向环境释放。本文通过对某先进压水堆关键系统的硼酸需求进行分析，计算得出应急情况的硼酸需求，为电站硼酸储存提供了量化指导。

简介：安全壳是核电厂实现放射性物质包容的最后一道屏障,安全壳条件失效概率是评价核电厂从堆芯熔化到安全壳失效整个阶段缓解系统的重要指标。本文探讨了安全壳条件失效概率的起源,对安全壳条件失效概率指标进行了解读,介绍了国内各先进压水堆核电堆型的安全壳条件失效概率的现状和主要贡献项并给出了相应的结论和建议。

简介：摘要：压水堆核电厂在调试或运行期间，功率的变化会导致裂变产物浓度的变化，进而导致裂变产物引入反应性的变化，最终会影响堆芯内总反应性的变化，需要改变硼浓度或控制棒棒位抵消该影响。裂变产物中氙引入的反应性（氙毒）相当可观，氙浓度依赖于堆芯功率（中子通量）、碘浓度与氙存在量，其中，碘浓度是堆芯功率与时间的函数。通过计算氙浓度的变化率即氙产生速率与消失速率之差，得出氙浓度随时间变化的规律，进而得出氙浓度变化引入的氙毒随时间的变化。根据堆芯状态及预测的氙毒变化规律，在设当的工况下进行瞬态试验或重新临界，增强对堆芯的控制能力并保证核安全性。

简介：文章对美国和法国的核燃料标准体系进行了介绍，重点对我国压水堆燃料标准体系及其包含的主要法规标准进行了梳理和综述，并建议短期参照美国标准补充与锆材相关以及安全相关的标准，以适应我国目前的发展需要和完善我国的核燃料标准体系，从长期来看应将我国与压水堆燃料设计和制造有关的标准整合成如RCC—C形式的综合性标准，以彻底解决压水堆燃料的标准问题。

简介：摘要随着秦山首台30万千万核电机组的并网发电，结束了中国大陆上无民用核电的历史，随后便开启了中国核电的新纪元。在日本福岛“3.11”事故以前，由于核电的高效、清洁等优点，我国大力发展核电，中国的核电事业飞速发展。而日本“3.11”事故的发生，给我国核电领域刮来了一阵“冷风”，给全世界敲响了警钟，对核电安全更是空前重视。在此背景下，本文将针对压水堆（以M310改进型为代表）与快堆（以中国实验快堆为代表）这两种堆型安全性几个方面的比较进行浅论。

简介：摘要：由于传统纸质版规程的局限性，加之数字化仪控技术在核电厂的推广，基于计算机的运行规程应运而生。计算机化规程系统的成功应用，给核电厂的运行带来很大的优势。本文针对三代大型先进压水堆CAP1400，对计算机化规程系统的功能与特点进行了描述，计算机化规程系统不仅将运行规程置于电脑屏幕上，还能监测电厂参数，为操纵员执行规程提供指导，显著提高规程执行效率与正确性。此外，本文还将其与传统纸质版运行规程进行比较，探讨了优势与现如今存在的问题。

简介：摘要2011年3月11日日本东北太平洋地区发生里氏9.0级地震，继发生海啸，该地震导致福岛第一、第二核电站受到严重的影响，事故中沸水堆的专设安全设施接连失效，放射性物质泄漏到外部。2011年4月12日，日本原子力安全保安院将福岛核事故等级定为核事故最高分级7级（特大事故），与切尔诺贝利核事故同级1。福岛核事故给世界核电带来了深刻的影响，人们对沸水堆的安全性提出了质疑，随着福岛第一核电站事故处理及退役进程的推进，许多事故后果的猜测逐渐清晰，沸水堆的专设安全设施在全场断电工况是否真的不堪一击，与目前我国主流的压水堆有什么不同，压水堆的专设安全设施设置是否存在类似隐患。本文通过对比CPR1000型压水堆与BWR-4沸水堆专设安全设施，以期能分析压水堆的专设安全设施在极端自然灾害下的防御能力。

简介：摘要核电站运行，最重要的是核安全，而保证电站安全、稳定、经济运行，需要合格的人员和完善的运行规程。运行规程是运行人员对电站系统或设备进行操作的必要依据和指导，编写和准备一套完整的、高质量的运行文件，是保证电站运行的前提条件。

简介：摘要：文章对先进非能动压水堆机组稀释达临界的原理及过程进行介绍，总结了达临界过程中的重要操作，分析了达临界过程中的参数变化，为后续核电厂的运行打下了良好基础。

简介：摘要反应堆保护系统是核电站的重要安全系统，压水堆核电反应堆保护系统是基于三菱的数字化分布式控制系统平台MELTAC，本文结合该平台的设计特点，对该压水堆核电项目数字化反应堆保护系统的总体结构和设计特点进行了简要介绍。

简介：摘要：反应堆燃料组件的移动是压水堆核电厂大修换料中常见的程序，在这一过程中燃料组件移动的合理性与准确性直接关系着反应堆在后续应用中的安全性和运行效率，是压水堆核电厂生产和发展的重要依托力量。基于此，本文将对压水堆核电厂反应堆燃料组件移动管理展开研究。

简介：传统使用的失水事故分析模型和方法被公认是极度保守的,它带来不必要的过量裕度,限制了运行核电厂和新建核电厂的功率提高,并限制了运行的灵活性。最佳估算方法的发展和应用为消除这些不必要的限制提供了可能。本文介绍了压水堆失水事故最佳估算方法的进展;叙述了最佳估算方法及评价方法,特别是不确定性分析方法,介绍了目前已获使用的最佳估算程序。

简介：摘要：现今我国社会科技水平迅速发展，人们的生活质量以及生活水平逐渐提升，用电需求也越来越大，同时我国为早日实现双碳目标对于低碳环保的要求也越来越严格，因此正是在这样的大环境下我国开始大力发展核电。然而随着核电厂的建设数量逐渐增多，核电厂运行的安全性、稳定性、经济性对社会经济发展也越来越起到重要的推动作用。而在压水堆核电系统中，主给水系统起着至关重要的作用，主给水泵配置以及选型会直接影响核电厂的安全、稳定运行及核电工程建设成本和运行的经济性。

简介：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.

简介：摘要：压水堆核电厂运行模式的划分原则是基于设计基准事故假设和运行控制方式而确定，本文从热工物理参数、次临界度等参数结合运行控制和设计基准事故进行研究，综合比较分析各类堆型压水堆的运行模式划分的方式。从水热工物理参数结合核安全要素、核安全屏障、设计基准事故和运行控制进行分析和研究提出了模式合理划分方式建议。

简介：摘要：压水堆核电厂功率运行期间和停堆大修期间，随着机组工况的变化和水化学环境的改变，沉积在堆芯和主管道表面的腐蚀产物中的一部分会被释放到主冷却中，其中部分以颗粒形态悬浮于主冷却剂中，通过净化系统上的高精度机械过滤器过滤截流。然而，高精度机械过滤器只对颗粒直径大于过滤器孔径的颗粒有较高的截留效率，对颗粒直径小于过滤器孔径的颗粒的截留效率较差。因此研究功率和停堆期间主冷却剂中活化腐蚀产物颗粒不同孔径的分布情况，对日常和大修期间过滤器孔径的选择具有指导意义。该试验表明，功率运行期间腐蚀活化产物主要以颗粒形态存在，使用更小孔径（0.1μm）的过滤器，大修期间保持0.45μm过滤器孔径，有利于提高腐蚀活化产物的过滤效率。从而提升对主冷却剂的净化效果，控制机组源项，降低集体剂量。

简介：摘要随着核电的发展，电网中核发电量所占份额的增加，要求核电站必须进行负荷跟踪。本文详细分析了压水堆核电机组的负荷跟踪能力。

简介：摘要论文主要概述了我国压水堆核电燃料元件的发展历程，对压水堆核电站采用环形燃料元件的可行性进行了分析，得出结论核电厂采用环形燃料代替传统棒状燃料，安全性显著提高，经济性明显改善，且在传统燃料生产线上制造环形燃料是可行的，制造成本不会明显增加。