简介：1技术优点1.1防病效果显著秸秆反应堆使用的高活性菌种,在发酵过程中产生大量有益菌株,对多种致病菌有抑制、杀灭作用,从而减少了病害尤其是土传病害的发生,降低化学杀菌剂的使用量。1.2减少化肥用量秸秆经微生物分解后变成容易被作物吸收的营养元素,并生成有机质,活化了土壤中被固定的营养元素,可以节省化肥30%-50%。

简介：

简介：威斯康辛大学麦迪逊分校不久前获得100万美元基金用于核反应堆研究项目，包括第四代核反应堆、先进燃料运转方式及核氢问题。在一个3年计划中，麦迪逊分校将研究氧化物、碳化物和氮化物等核燃料间质及核燃料容器对辐照损伤的抵御能力。

简介：摘要：核反应堆位于核岛中心，是核电站的“心脏”。核反应堆设备具有种类多、安装工序复杂、精度高等特点，是核电安装施工活动的重点、难点。本文以田湾核电站3、4号机组核反应堆设备安装过程为例，介绍VVER堆型核反应堆设备组成，安装工艺流程和施工特点。分析核反应堆设备安装的关键技术及重难点，并提出相关解决方案，为后续同类堆型核反应堆堆芯设备安装提供一定参考。

简介：摘要：目前而言，随着全球经济的迅速发展，全人类都在面临着来自能源方面的危机，在这种情况下，开发新能源已经成为解决能源危机的重要措施，其中核能受到了格外的关注，因为核能具有能源应用量大，使用时间长等特点，是缓解人类能源危机的重要途径。在发展核心的过程中，需要重点开发和反应堆，保证核反应堆持续安全地运行。反应性测量技术是勇于监测核电站反应堆状态的一种技术，是保证核反应堆安全运行的重要保障。通过监测核反应堆的运行，让核反应堆保持良好的运行状态，进而充分发挥核反应堆的经济价值和生态价值。

简介：摘要：本文简单介绍了某三代核电反应堆停堆功能的实现，重点介绍了不同系统对于停堆功能的实现方法，通过非安全级系统为安全级系统提供多样化后备，能一定程度上降低假想瞬态及假想共因故障引发的严重事故概率。

简介：葡萄应用“秸秆生物反应堆”技术．多年的应用示范结果表明：冬春季保护地栽培．20厘米地温平均提高4～6℃．气温平均提高2～3℃．二氧化碳浓度增加4～6倍．光合效率提高70％以上．农药用量降低60％以上．化肥用量减少50％以上．上市期提前10。15天．含糖量提高1。2个百分点．上色加快．着色鲜艳，单粒果重及单穗重增加．果粒变大而均匀．1年可多结1茬果。大棚应用平均增产40％以上．大田应用平均增产30％以上。规范应用．1千克秸秆可增加0．5。0．7千克葡萄产量．

简介：摘要反应堆压力容器处于核岛主回路设备安装关键路径上，反应堆压力容器的就位在施工逻辑上直接影响了其它主设备工作的开展，其施工质量也影响着后续设备的安装。本文以CPR1000堆型反应堆压力容器安装工艺，强调了反应堆压力容器安装理论要点以及注意事项，为后续项目相同或相似堆型反应堆压力容器安装施工提供借鉴和参考。

简介：摘要本文对核岛反应堆厂房核清洁的施工逻辑、计划及协调管理等方面进行了介绍及总结，可作为后续核电项目核清洁施工的参考资料。

简介：摘要本文介绍了反应堆达临界的原理、外推临界方法，并结合国内M310机组及AP1000机组的达临界操作过程，对比分析提棒达临界及稀释达临界方式，总结达临界过程需注意的问题。

简介：摘要：核电站反应堆压力容器作为核电站反应堆压力边界的重要组成部分，其安装过程的质量和安全对保障核电工程建设顺利进行影响较大。本文针对反应堆压力容器安装工艺过程突出的3个安全质量高风险点进行分析，结合核电工程建设实践经验提出了对应的改进建议。

简介：摘要：介绍第三代先进压水堆CEPR反应堆控制系统（RGL）的结构组成、功能和控制模式。通过与第二代CPR1000设计技术进行对比，分析出CEPR反应堆功率控制的新特点，为系统后续运行维护或其它电站升级改造提供参考。

简介：摘要本文对AP1000堆型反应堆装堆工作进行描述，结合笔者在核电装堆工作的实际经验，着重分析相关的技术关键点以及在工作过程中可能存在的风险，通过分析并提出相应的预防措施以达到精益施工的要求，为后续大修期间装拆堆工作提供借鉴。

简介：摘要在压水堆核电厂中，反应堆冷却剂系统承担着将堆芯热量导出的任务。为了完成这个任务，必须要有足够的反应堆冷却剂流量通过堆芯。因此，准确的确定反应堆冷却剂流量十分必要。本文介绍了一种热工计算的方法，利用二回路参数计算出堆芯的热功率，再由堆芯热功率计算反应堆冷却剂流量。

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：利用有限元方法对空间核反应堆电源系统（spacepowerreactorsystems，SPRS）中热管冷却反应堆燃料组件进行了稳态热分析。针对相邻燃料组件间的理想接触与非理想接触两种情况，评估了组件间的热接触状况、功率水平对其温度场分布的影响。结果表明：相邻燃料组件间在理想接触情况下，温度最高点位于燃料棒中心，随着表面传热系数的减小，温度最高点逐渐偏离燃料棒中心位置，且最高温度随功率水平的增大而呈线性增大。

简介：摘要反应堆系统的堆腔风量平衡试验不满足要求，热试过程中检测到堆腔温度过高的现象，是核电站普遍现场。通过对设计方设计修改，最终使堆腔温度达到可接受水平。本文对问题产生原因进行分析，并对改进的内容进行介绍,也对安装过程中易发生的一些问题进行了阐述。通过总结经验，本文讨论了如何从设计和施工两个方面进行改进，避免堆腔过高问题。本文可为其他核电项目,热力工程此类问题的处理提供借鉴。

简介：摘要：对国产反应堆压力容器锻件材料的性能进行了测试、分析、预测，按照核电工程的要求开展了试样取样及制备、化学成分分析、拉伸试验、冲击试验、参考零塑性温度RTNDT和参考温度T0测试。结果表明，国产反应堆压力容器锻件材料的化学成分符合标准要求，拉伸性能良好，冲击韧性上平台能量达300J以上，参考零塑性温度RTNDT≤-30℃，参考温度T0与国外同类材料相当，根据性能预测，材料具备充足抵抗中子辐照的韧性储备，国产反应堆压力容器锻件材料的综合性能优异。

简介：摘要：反应堆类型众多，其结构和功能差别大，退役的复杂性程度和风险也很不同。反应堆退役计划应包括安全评估，安全评估在识别安全危险的基础上进行，安全危险包括放射性和非放射性危险，非放射性危险因素要考虑建筑结构（构筑物）的老化。对于采取延迟拆除或就地埋葬退役策略，尤其要关注构筑物的老化在安全封存期间的影响及其对最终退役的影响。安全评估要满足国家要求，评估中需要使用各类标准及方法，对建筑物的评估可能需要使用土木工程领域的标准。本文介绍汉福特场址上反应堆的安全封存安全评估和俄罗斯石墨生产堆就地处置项目安全评估情况。