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：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：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：在核电生产的过程中，反应堆轴向功率偏差的控制是核能系统中的关键所在，核能作为一种清洁、高效的能源形式，广泛应用于发电、医疗和工业领域，而反应堆轴向功率偏差的存在可能导致不均匀的热量分布，影响反应堆的稳定性和安全性，深入研究并优化轴向功率偏差控制策略对提高核能系统的性能至关重要。本文分析了反应堆轴向功率偏差的具体情况以及对应的影响因素，并探讨了反应堆轴向功率偏差控制策略的优化路径，为核电生产的保障提供了参考性意见。

简介：摘要： 清洁、可持续能源技术的发展是现代国家发展强大的标志之一。 而核能发电实现以上要求的方向之一。目前国际上将核反应堆按照历史沿革和技术特点分为四代。其中第四代反应堆的技术发展是 21世纪中叶的核能制高点。本人围绕近 20年来国际上提出的各种概念以及实践的技术经验。对第四代反应堆可行的技术特点、发展趋势进行了总结剖析。并结合实际得出钍基熔盐反应堆是未来发展的较好的方向之一。

简介：摘要通过对支吊架的作用、类型、构成进行描述，结合三门核电1#核岛反应堆厂房管道支吊架的设计特点和施工特点，重点阐述了AP1000首堆建造中对管道支吊架施工技术的优化建议。

简介：摘要：本文旨在提高某反应堆整体冷却厂房通风系统的效率和空气质量，对现有通风系统的不足进行分析，提出一系列改造方案，通过对整体冷却厂房现有通风系统存在的问题进行深入剖析，设计一套全新的改造方案，包括引入通风设备、优化通风管道布局以及改进空气循环系统等措施，旨在提高整体通风冷却能力。我们对部分改造方案进行了实施，并通过模拟和实验验证了其可行性和有效性。研究结果表明，该方案可提高整个厂房通风冷却能力，为后期相类似的通风系统改造提供参考。

简介：摘要：反应堆压力容器是堆内最大且全寿期不可更换的安全I级部件，作为一回路冷却剂的承压边界，不仅承载着动载荷和温度载荷，还包容着强放射性的反应堆堆芯，压力容器的完整性决定了反应堆的安全、可靠运行。本文概述了RPV材料的脆化现象，介绍了RPV辐照监督和脆化评价方法。

简介：摘 要：本文介绍了某核电站地下防水工程施工工艺和施工要求，并通过施工经验总结了核岛地下防水施工过程中的注意事项，为以后类似核电站反应堆厂房地下防水施工提供经验反馈。

简介：摘要：反应堆压力容器中接管和安全端作为一回路压力边界的重要组成部分，在核电站设备运行过程中承受高温、高压的交变复杂应力作用，是反应堆压力容器重要焊缝之一。通过对多台反应堆压力容器接管安全端焊缝焊接工艺及焊接质量进行分析，对常出现的焊接缺陷进行了梳理并分析了产生的原因，掌握了接管安全端焊缝质量控制要点。

简介：摘要：某核电厂机组热试期间，反应堆硼和水补给系统REA016VD阀门调节过慢无法实现除盐除氧水补给功能。本文对该问题的相关信息及处理过程进行了详细描述。

简介：摘要：本文通过对比研究接管安全端异种金属焊接用ERNiCrFe-7及ERNiCrFe-7A焊接材料，对其化学成分、力学性能和金相组织进行分析，通过焊接材料的对比，讨论两种焊接材料的性能数据。

简介：摘要：核反应堆仪表连续监测反应堆功率、功率演变及功率分布，对测得的各种模拟信号加以显示记录，从而在反应堆装料、停堆、启动及功率运行时给操纵员提供反应堆状态的信息，是反应堆安全运行的重要设备。本文旨在分析反应堆源量程仪表故障带来的影响，进一步分析原因并在提出在保证安全上的补充措施，以期为电厂运行过程中出现类似问题提供参考支持。

简介：摘要：主螺孔螺纹的完整性对反应堆压力容器的正常运转至关重要。主螺栓拆卸安装过程中，若出现螺栓卡涩、磕碰等情况，极易造成螺纹损伤，进而威胁核电站的寿命和安全。本文系统总结了主螺孔螺纹检查手段、修复方法和评价机制三个方面的技术进展，为研究人员提供参考和借鉴。

简介：摘要：反应堆压力容器主螺栓是连接容器法兰和顶盖的紧固件，对避免核放射性物质外逸，保证压力容器正常工作起着重要作用。为了避免主螺栓安装后不易拆卸的问题，并在一定程度上防止腐蚀，主螺栓精加工后需进行磷化处理。本文主要研究锰基磷化处理过程中酸洗和磷化工序对螺纹中径尺寸的影响规律，对螺纹中径加工公差的控制起到一定的指导意义。

简介：摘要：本文使用MELCOR程序对MACE试验进行建模，通过对比试验数据验证了数值仿真结果。文章先简要介绍了研究熔融物与混凝土相互作用的MACE试验及其建模参数，随后叙述了运用MELCOR程序CAV模块建模的过程，并在堆腔熔穿深度、最终形状、熔融物与冷却水换热三方面对试验与数值仿真结果着重进行对比分析。仿真结果中，轴向和径向最大熔穿深度分别为13.1厘米和16.2厘米，熔融物消融混凝土堆腔的熔穿深度和最终形状，与试验结果较为符合；在计算熔融物与冷却水间换热时，引入冷水浸入模型更符合试验观测，热流密度平均为335kW/m2。

简介：摘要：焊接在核反应堆压力容器的设计和制造中是关键的技术和工艺。反应堆压力容器中接管段的制造为压力容器制造的主线。本文通过介绍接管与接管段组焊的技术阐述接管段制造的焊接难点及工艺措施。结合材料及结构特点，分析易产生焊接缺陷、焊接变形及改进措施，为后续主设备的制造提供了经验及技术保证。

简介：摘要：核电厂反应堆水池异物打捞工作是核电厂生产活动中的一项重要的工作内容，打捞中存在的辐射风险高。反应堆水池异物容易存在外照射和污染扩散的风险问题，特别是金属在核反应中被中子活化，形成的辐射剂量率比较高，打捞人员作业中极容易因高辐射剂量率造成安全问题。本文主要对核电厂反应堆水池异物打捞的辐射风险进行分析，并探究合理的解决策略，提升核电厂的核辐射污染防控水平。

简介：摘要：核电厂反应堆水池异物打捞工作是核电厂生产活动中的一项重要的工作内容，打捞中存在的辐射风险高。反应堆水池异物容易存在外照射和污染扩散的风险问题，特别是金属在核反应中被中子活化，形成的辐射剂量率比较高，打捞人员作业中极容易因高辐射剂量率造成安全问题。本文主要对核电厂反应堆水池异物打捞的辐射风险进行分析，并探究合理的解决策略，提升核电厂的核辐射污染防控水平。

简介：摘要：核电主设备反应堆压力容器制造过程中零部件需焊接临时附件，以满足容器制造、过程中焊接、加工、翻转、转运的需求。临时附件的合理设计和稳定使用，关系到整个反应堆压力容器的安全制造，甚至影响核电项目建设的周期。针对某核电项目反应堆压力容器临时附件起重时发生断裂为例，从临时附件的设计强度、材料、焊接方面分析原因，明确临时附件装焊的控制技术措施，为后续压力容器的安全稳定制造提供指导和借鉴。