世界先进反应堆型──欧洲压水堆EPR介绍

欧洲压水堆（ＥＰＲ）是目前世界上最具代表性的新一代核电堆型之一。文中介绍ＥＰＲ的产生和发展过程，简要概 述它的基本设计及德国西门子／ＫＷＵ公司对于ＥＰＲ开发经费的估算，论述ＥＰＲ在世界核电堆型中所具有的竞争性及 发展前景。

微机型压水堆堆芯安全分析程序的开发及若干问题分析

建立了三区六节点压水堆堆芯数学模型。在微机的运行环境下 ,运用FORTRAN语言 ,采用模块化结构 ,编制了一套三区六节点压水堆堆芯安全分析程序 ,利用不同算法 ,研究并验证了堆芯稳态、瞬态各类运行工况 ,并对相关问题进行分析 。

中国改进型压水堆核电站AC－600的主要设计特点及其与AP－600的比较

文中主要介绍了中国ＡＣ－６００核电站在设计参数、堆芯设计、主系统、非能动专设安全设施等方面的设计特点，并与美国ＡＰ－６００核电站设计进行了比较，给出了ＡＣ－６００与ＡＰ－６００的主要区别。

M310型压水堆核电安装工程焊材牌号评定

焊接填充材料牌号评定是民用核电安装过程中所用的成批焊材选择商标品牌的过程,为施工现场该牌号焊材的使用提供依据。阐述了M310型压水堆核电安装工程中焊材牌号评定的要求和主要内容,指出了焊材评定中的主要问题,通过实例分析对其进行探讨,并提出了相应的解决措施,为M310型压水堆核电安装工程焊材牌号评定提供参考。

压力容器外部冷却非加热实验研究

压力容器外部冷却(ERVC)作为一项重要的严重事故缓解策略,可以将事故进程终结在压力容器内,实现熔融物堆内滞留(IVR)。但在核电厂应用ERVC策略之前,需要对其流动和传热过程进行实验研究。本实验采用1∶1模拟循环高度的切片实验装置模拟中国改进型三环路压水堆(CPR1000)压力容器外部冷却两相自然循环过程,研究其外部冷却流道结构及尺寸对外部冷却流动的影响。实验结果表明:进出口面积、贯穿件及保温层结构等对外部流动存在着不同程度的影响,其中进出口面积对循环流量的影响是主要的,但贯穿件对传热现象的影响需要进一步的分析和验证。试验中注气流量与回路循环流量的最大测量误差分别为12.9%和3.4%。

华龙一号堆芯延伸运行能力分析

出于增加经济性和运行灵活性的考虑,核电站一般要求具备延伸运行能力.延伸运行通常在堆芯寿期末进行,硼浓度过低不能再稀释引入反应性,仅依靠降低冷却剂温度或者堆芯功率来延长运行的运行模式.目前国内仅少数核电厂实施过延伸运行,缺乏对不同延伸运行方式的分析研究,另外大型三代压水堆的延伸运行能力有待研究.基于我国大型三代压水堆华龙一号堆型,本文从堆芯物理角度,首次分析了不同延伸运行方式的实现过程,并讨论了不同延伸运行方式的经济性及安全评价的影响.

核电站堆外核测量系统的原理及工程实践

介绍了堆外核测量系统的原理和组成,比较了AP1000与二代加改进型压水堆核电站堆外核测量系统的异同,分析了各自的优缺点,并提出了堆外核测量系统的一个发展方向。

“华龙一号”堆芯延伸运行能力分析

出于增加经济性和运行灵活性的考虑,核电站一般要求具备延伸运行能力。延伸运行通常在堆芯寿期末进行,硼浓度过低不能再稀释引入反应性,仅依靠降低冷却剂温度或者堆芯功率来延长运行的运行模式。目前国内仅少数核电厂实施过延伸运行,缺乏对不同延伸运行方式的分析研究,另外大型三代压水堆的延伸运行能力有待研究。基于我国大型三代压水堆“华龙一号”堆型,本文从堆芯物理角度,首次分析了不同延伸运行方式的实现过程,并讨论了不同延伸运行方式的经济性及安全评价的影响。

宁德核电站主管道自动焊接技术启动 为国内首次

从福建宁德核电站获悉,该站压水堆主管道自动焊接技术模拟焊接于最近正式启动,该技术首次在国内核电站中应用,将大大提高主管道焊接工作效率,缩短项目工期。

“南南合作”的成功典范——巴基斯坦恰希玛核电站土建施工纪实

巴基斯坦恰希玛核电站是我国第一个以商业形式出口的压水堆型核电站。该电站位于气候条件恶劣的沙漠边缘地区,是世界上首例坐落在高地下水位、沙软土地基上的电站。因此,这座电站的土建施工不同于其它核电站。技术更加复杂,施工难度更大。 中国核工业华兴建设公司作为土建分包商,承担了核岛、常规岛及辅助厂房。

田湾核电站工程概况和安全设计特点

简介田湾核电站的中俄合作建设模式和工程进展概况 ,叙述改进型俄式百万千瓦级压水堆核电机组(简称WWER 1000/AES 91型核电机组)的安全设计特点。其中包括反应堆堆芯、主回路、安全系统以及其它工程安全设施等方面的改进 ,特别是减轻超设计基准事故后果的改进措施。

CPR1000机组乏燃料水池相关工艺系统安全改进研究

中国改进型三环路压水堆(CPR1000)核电机组在发生类似于日本福岛的核事故而长时间丧失电源以及冷却水的情况下,其乏燃料水池由于长时间缺乏应急冷却功能,乏燃料的安全性无法得到保障。从核安全纵深防御的角度出发,结合福岛核事故经验,依托确定论分析方法,确定了CPR1000核电机组乏燃料水池的事故工况组合,并给出了这些事故工况下的应对策略,提出适用的乏燃料水池补水、监测、排蒸汽等工艺改进方案,从而提高CPR1000核电机组乏燃料水池相关工艺系统的安全性和可靠性。

我国首次自主组织GW级核电调试

我国首座采用中国改进型压水堆核电技术CPR1000建设的核电机组——岭澳核电站二期工程1号机组建没完成了为期41d的热态功能试验．该机组主要系统完全满足商业运行条件下高温高压的要求．向按期实现该机组2010年10月建成投产的目标迈出了关键一步。

福建福清核电站一期工程开工

2008年11月21日，福建福清核电站一期工程开工。这一工程将创造中国核电建设的多项“第一”。 总投资近千亿元的中核集团福建福清核电站位于福建中部沿海的福清市三山镇前薛村，规划6台百万千瓦级发电机组，总投资近干亿元，首次被允许所有发电机组工程实行连续建设。其中一期工程采用二代改进型压水堆技术，建设2台百万千瓦级机组。2台机组计划分别于2013年、2014年建成发电。

我国首台CPR1000核电机组安全壳通过检验

国内首台采用中国改进型压水堆核电技术CPR1000的核电机组——广东岭澳核电站二期工程Ⅰ号机组，已顺利通过安全壳打压试验。本次实验不但是对中国核电站设备国产化质量的一次验证．而且是中国自主研发核电站安全壳调试测量设备在核电工程建设中的首次应用。

秦山核电站扩建工程进入前期准备阶段

我国首座国产核电站——秦山核电站扩建2台百万kW机组核电项目核岛负挖工程已启动，这标志着这座我国自主设计、建设和运营的核电站的扩建工程已进入前期准备阶段。据秦山核电公司有关负责人介绍，方家山扩建项目的前期工作已获国家发改委正式批准，其环境影响评价报告和厂址安全分析报告也已通过环境保护部评审。方家山扩建项目使用国际最成熟且应用最广泛的二代改进型压水堆核电技术，计划工期60个月，

我国首次自主成功组织百万千瓦核电机组调试

我国首座采用中国改进型压水堆核电技术CPR1000建设的核电机组——岭澳核电站二期1号机组于2010年2月25日21时完成了为期41天的热态功能试验，该机组主要系统完全满足商业运行条件下高温高压的要求，向按期实现2010年10月建成投产的目标迈出关键一步。