压水堆核电站半充水（Mid—Loop）运行与余热排出系统的关系

本文介绍了国内外半充水（Ｍｉｄ－Ｌｏｏｐ）运行的情况以及在半充水运行下产生事故与余热排出系统的关系，并阐述了事故发生的原因和危害性，同时提出了半充水运行时采取的措施和余热排出系统改进意见。

模块式反应堆半充水运行工况分析

反应堆半充水运行期间的核安全问题不容忽视,目前已有的对半充水运行工况的研究对模块式反应堆并不适用。为了研究半充水运行期间反应堆压力容器液位对余热排出泵运行的影响,本文通过计算流体力学方法,对模块式反应堆半充水工况反应堆的排水过程进行了数值模拟研究,并与实际工程比较以验证分析方法的可靠性。研究结果表明本文采用的分析方法合理可靠。当反应堆压力容器液位下降到高出余热排出接管中心324 mm左右时,余热排出接管内含气率接近余热排出泵正常运行限值,此后反应堆液位继续下降,余热排出接管内的含气率迅速增加。因此模块式反应堆半充水运行工况的相对液位不应低于324 mm。

马鹿箐隧道富水半充填溶洞综合治理技术

介绍了宜万铁路马鹿箐隧道"PDK252+401"处富水半充填溶洞形态、规模、工程地质、水文地质条件等地质特征,详细论述了该溶洞的综合治理措施,为同类工程的施工提供了一定的经验。

余热排出系统与核电站的安全运行

本文简述压水堆核电站余热排出系统主要功能以及该系统在主回路处于半充水（mid-loop)时的运行注意事项与改进措施。