简介：硼稀释事故可在电厂所有运行模式下发生，是对核电厂的安全造成威胁的主要事故之一。本文概要地叙述了压水堆硼稀释事故的原因、后果和在设计中的预防及改进措施。

简介：

简介：本文以复审者的分析研究报告为依据,就300MW压水堆核电厂标准经过五六年来的实践作一总结,并就其特色和不足作了分析,最后对编制核电调试方面的标准,提出建议。

简介：

简介：通过分析300MW压水堆核电厂标准（以下简称“标准”）在两个核电工程中所起的作用和带来的经济效益及社会效益，问述了其扩大适用范围的可行性，并提出了建议．

简介：火、核电厂循环冷却水的冷却过程中向其排放的环境释放出极其巨大的余热能量.如此巨量的废热排放必将造成燃煤能量的大量浪费,也使生态环境遭受热污染.必须重视电厂循环水余热的回收与利用,这是关系到节能、保护生态环境和资源综合利用,转害为利、化废为宝的大好事情.

简介：1引言核电厂的安全和可用率是由合理设计的承担不同功能的各个系统(以及合适的运行程序和合格的运行人员)来保证的。构成系统的各个部件对核安全以及电力生产具有不同程度的重要性,对各种内部和外部事件也具有不同程度的敏感性。这就需要对核电厂的物项进行分级。合理的物项分级以及对不同级别物项采用不同的设计、建造、检验和质保要求是实现核电厂设计意图和降低建造成本的重要保障。因而可以说,物项分级是核电厂标准体系中具有普遍意义的关键课题。从标准化这一角度对物项分级进行研究,对建立自洽的核电厂

简介：该文重点介绍压水堆核电站二回路与火电站热力系统的主要区别，以及压水堆核电站热力系统的设计特点，可供设计人员了解核电一些设计技术。

简介：给出了严重事故诊断方法，包括以预防严重事故为目标的关键安全功能恢复诊断和以缓解严重事故为目标的决策控制诊断，明确严重事故期间要监督和控制的核电厂关键参数，以及这些参数的优先级，以采取合适的严重事故对策将核电厂带回到可控稳定状态。

简介：“先进轻水反应堆业主要求文件(ALWR—URD)”的宗旨是明确美国电力公司对先进轻水堆核电厂的要求。对URD中关于核电厂抗震设计，特别是对核电厂构筑物、系统和设备的抗震分类、取消OBE地震后的抗震设计要求等方面提出的修正意见．以及对核电厂抗震裕度和地震风险评价提出的初步要求，本文作了全面的总结，在关键处浅讨了看法。供新核电厂设计中参考。

简介：本文介绍了岭澳核电站工程地质勘测在五个阶段的实施情况即初步可行性研究、可行性研究、初步设计、施工图设计、工程建造等；说明了核电工程勘测的特点。

简介：1引言尽管经历了三哩岛和切尔诺贝利两次严重事故的冲击,核能仍然是一种有生命力的能源。据1992年统计,世界上有420座核电机组在运行。有些国家,核能在其能源结构中占相当大的比例(法国核发电量占总发电容量的82％)。就核电成本而言,虽然在核安全方面投入很大,但也不是没有竞争力的。美国在1990年有如下统计数字:

简介：1引言核电厂的固有质量是设计过程中设计出来的,是在核电厂建造过程中实观并在电厂运行过程中体现出来的。保证核电厂设计的质量,在一定程度上就保证了核电厂的质量。因此,核电厂设计的质量保证至关重要。然而,一方面设计过程不产生看得见,摸得着的“物项”。设计的质量不能定量地被测定,也不会直观地显现出来。对设计质量,往往只能提出一些定性的软指标要求。另一方面,我国的核安全法规HAF0400《核电厂质量保证安全规定》及其导则HAF0406《核电厂设计中的质量保证》对设计过程捉出的质量保证要求也是比较笼统和原则性的。由于这两方面的原因,很可能会导致人们对设计过程中的质量保证不象对核电厂建造过程中的质量保证那样重视。事实上,目前国内也确实存在着这种“重硬轻软”的倾向,笔者认为,要保证核电厂的质量,必须首先抓住核电厂设计的质量。在核电厂建设的初期,即设计阶段,应该特别重视设计质量保

简介：本文介绍《核电厂水文气象规定（试行）》（简称“规定”，下同）的编制原则，主要内容、与《电力工程水文技术规程》的不同处以及使用中的几个问题。

简介：1设计和前期工程质量概况秦山核电厂建设中始终受到中央及有关省市各级领导的重视和关怀,从人力、物力和经费上给予保证,并要求核电厂安全要做到“万无一失”。实行设计师、主任设计师负责制,建立了一系列设计管理制度,包括设计准则,计算、分析、技术条件、图纸和图表的制备。对设计文件的编制、审核、批准、分发、修订和保存作出了具体规定,并广泛收集国际上核电国家的标准和规范。1984年制定出“核蒸汽供应系统及所属设备分级暂行规定”(728DS7a—84),1986年又对设备、系统的安全分级、抗震分类进行了补充和调整,使得各项设计质量得到保证。

简介：从中国核电厂设计安全法规回顾，到《新建核电厂设计中几个重要安全问题的技术政策》和对《核动力厂设计安全规定》的主要内容都作了介绍，全面地介绍了中国核电厂设计安全法规修订和发布的情况，并重点阐述了《新建核电厂设计中几个重要安全问题的技术政策》的特点，以及《核动力厂设计安全规定》新老法规的比较。

简介：主要叙述了与滨海核电厂厂坪标高有关的主要因素,并详细阐述了如何确定我国滨海核电厂的厂坪标高.

简介：我国改进型压水堆核电站设计中采用了非能动余热排出系统,它由蒸汽发生器及空气冷却器构成的汽水回路和空气回路组成.本文在RELAP5程序中补充了空气壁面换热结构关系式,分析改进型压水堆核电站(AC600)全厂断电事故后的瞬态行为.结果表明:烟囱高度增加、换热面积增加均使系统的排热能力增强;计算结果与理论分析结果相一致.

简介：研究了冷凝回流在压水堆中破口失水事故中的作用。使用CATHARE程序．进行了主回路冷段5．0～25．0cm的中破口失水事故分析．采用了不使用冷凝回流模型和使用冷凝回流模型两种方法。使用冷凝回流模型最多可使峰值燃料包壳温度降低约300℃。

简介：本文论述了安装在核电厂和缓环境中1E级设备老化机理的非显著性及确定鉴定寿命的不必要性,明确了该环境中一般1E级设备的鉴定试验要求.