核电厂放射性废物水泥固化线的分析和改进

核电站的运行与维护产生的放射性废物采用水泥固化线进行处理,由于放射性废物处理的特殊性和水泥固化工艺的复杂性,水泥固化线必须具有高度的可靠性和安全性。通过对核电站桶内混合式和桶外混合式水泥固化线的安全性和可靠性进行分析,提出了相应的改进措施。     

压水堆核电机组全仿真系统建模与分析

介绍了压水堆核电机组全范围领导具系统模型的建立,列举了模型中的堆芯物理模型,基苯守恒方程和热力系统流体网络的求解方法,该模型已成功地用于泰山３００ＭＷ核电机组全范围仿同。测试表明,仿真与现场测试值完全一致,模型能够正反映目标机组的特性。     

压水堆核电站汽轮机叶根超声检测

本文阐述了压水堆汽轮机叶根的超声检测方法和验收准则,可适用于压水堆核电站机组汽轮机叶根部分的超声检验。为压水堆核电站制定汽轮机叶根超声检验程序提供了参考。     

核电站液态流出物在受纳海域中分布的计算机模拟和监测数据统计分析

为了研究压水堆核电站液态流出物在大亚湾海域的分布规律,采用计算机模拟和对周围海域中典型点的监测数据引进统计分析,建立了相应的数学模型.使用了n点分段二元二次拉格朗日插值法和四线线性加权插值法进行计算机模拟,计算了3H放射性核素在海域中的浓度分布.计算结果表明:采用此方法的计算结果与流体力学方程的计算结果基本一致.     

痕量硼分析在压水堆核电站的应用

在压水堆核电站蒸发器的泄漏率试验时，为了测定水中的痕量硼，先使水中的硼酸在酸性条件下与氢氟酸作用，生成四氮硼酸，再让四氟硼酸与亚甲基蓝作用生成氟此使可获知水中的浓度，从而进一步得到蒸发器的泄漏率。     

核电站乏燃料后处理现状和发展趋势浅析

论述核电站乏燃料有效管理的相关问题,包括国际上乏燃料管理的三种主要战略考虑,文中还着重分析了乏燃料后处理的现状、优点和技术特点。     

基于ProCAST软件优化压水堆核电站一回路弯管铸造工艺

利用ProCAST软件对压水堆核电站一回路90°弯管的充型和凝固过程进行了模拟.结果表明,浇注过程中金属液充型平稳,浇注系统设计符合顺序凝固原则.利用固相率法预测了弯管易出现缩孔缩松的位置,优化设计后获得了无缩孔缩松的弯管铸造工艺.研究表明,运用ProCAST软件有利于提高弯管铸件的工艺出品率.     

核电厂海域放射性后果评价系统

 基于中国海域海流预报数据和核电厂近岸海域的高分辨率岸线及海底地形资料,建立了核电厂海域放射性后果预测与评价系统。该系统采用成熟的海流预报模型和输运扩散数值模型及直观的剂量评估方法,可对中国不同核电厂址核事故下液态放射性物质的排放进行污染物输运路径模拟,并可以在中国特定核电厂的近岸海域进行精细化3维后果评价,为应急响应行动提供决策技术支持。本文针对宁德核电厂进行了假想核事故案例计算,结果表明一般情况下模拟海域内潮流类型为半日潮流,落潮流向偏东,涨潮流向偏西,海流速度较小,扩散过程缓慢,会在近岸海域积累较高的放射性浓度。     

压水堆核电站在役检查常用无损检测方法简介

简要介绍了压水堆核电站在役检查常用无损检测方法的定义、适用范围、类型等,并列举了每种检测方法在核电站在役检查中的一些应用。     

核废物处理途径的探讨

介绍国际上关于核废物处理的一般技术和途径,以及最新的处理方法。结合我国的核能发展情况探讨在核废物处理方面我国今后应开展的工作。     

福岛核事故后放射性废物的影响及处置对策

 福岛核事故中,氢气爆炸破坏反应堆厂房顶盖,导致大量放射性物质外泄,造成周边环境大面积污染.事故后续处理过程中还产生大量二次污染物.因此,福岛核事故后放射性废弃物呈现数量大、范围广的特点,给后续核污染的治理带来巨大挑战.本文介绍福岛核事故所造成的环境污染和厂内污染情况,分析污染种类、特点、应对措施等,总结该事故中放射性废弃物处置对策及其对中国核电发展的启示.     

核电站与燃煤电厂辐射之比较

文章通过综合比较大亚湾压水堆核电站及假定在其厂址上建同等规模燃煤电厂对环境和周围人群的辐射影响,论证了核电站辐射的安全性,从而为电力工业发电形式的选择提供参考。     

先进核电厂概率安全分析探讨

随着核电技术的不断发展与应用,概率安全分析技术已广泛应用于核电厂工程实践中.轻水堆核电厂的概率安全分析技术已发展得相当成熟,而先进核电厂的概率安全分析工作正在不断展开.本文试图对传统PSA技术应用于先进核电厂过程中可能遇到的问题进行探讨,首先从传统的轻水堆核电厂概率安全分析框架谈起,追溯其成因,然后基于先进核电厂的安全特性提出现有概率安全分析技术应用过程中遇到的问题,最后以高温气冷堆的概率安全分析为例提出先进核电厂概率安全分析的建议.     

基于数字化控制的核电站反应堆功率控制系统

秦山一期工程300 MW反应堆控制棒控制和棒位监测系统(以下简称反应堆功率控制系统)采用基于PLC技术、数字化通信技术以及冗余技术设计,实现了反应堆功率的自动调节和集中控制.本文对反应堆功率控制的仪控系统特点及其数字化改造的硬件设计方法进行了介绍.数字化改造后的秦山一期工程反应堆功率控制系统能为人机交互作业提供丰富的信息,方便了系统的运行和维护,系统的可靠性得以极大改善.     

小型核电站堆芯方案

 具有长寿命、非能动安全的小型核电站是核电发展的一个重要方向。本研究设计了一个小型核电站堆芯方案。该方案为池式钠冷快堆,采用移动反射层和堆内固定吸收体实现较长的堆芯寿期。进一步计算表明,该堆芯方案的寿期可达30年,功率分布合理,各种反应性系数为负值,控制方式的价值足够,满足设计要求。     

涪陵龙桥电厂固体废物的管理与综合利用调查

以重庆涪陵龙桥电厂实施的固体废物管理为例,分析火电厂固体废物的危害性,并提出了处理与利用的措施。     

基于Matlab的核电站一回路系统原理仿真

核电站系统原理仿真对核电专业学生进行教学和原理演示是非常可行且是必要的,通过分析大亚湾核电站一回路系统(RCS),结合教学目的,对主要子系统适当简化后进行数学物理建模,利用matlab/simulink软件搭建整个系统,以引入正阶跃信号扰动的典型工况为例对系统进行原理仿真并进行讨论和分析,结果表明,设计的系统较好的符合核电站控制与运行理论,满足基本教学要求.     

压水反应堆核电厂的蒸汽发生器的可靠性及安全性

压水反应堆核电厂的蒸汽发生器的关键安全性问题就是其液位的仪表检测及控制问题,因此其可靠性与安全性就是极重要的因素。该文提出一种线性数字化与恒常增益的数字化最优进水控制系统,讨论了它在核电厂中在线测试校准仪表通道的技术,附有计算例子,最后结果证明是成功的。     

一体化核动力装置的热工水力特性模型及计算

介绍了一体化核动力装置的特点;建立了一套完整的数学物理模型,包括堆芯模型、基本的热工水力模型、传热学模型、计算方法模型、物性模型及辅助模型等;分析了一体化核动力装置的热工水力特性,根据模型编制了程序,经过实堆计算及ＲＥＴＲＡＮ０２验证,证明程序是正确、实用的;最后给出了程序的算例。