简介：摘要反应堆冷却剂系统（RCS）的主要功能是将堆芯产生的热量传递给二回路系统，同时还可进行中子慢化、反应性控制以及冷却剂压力的控制，是核电厂最重要的工艺系统。本文详细探讨了AP1000堆型反应堆冷却剂系统的主要设备安装技术。

简介：摘要RSR750型反应堆冷却剂泵设置了氮气密封，即上部停机密封，其主要作用是反应堆冷却机泵停机状态或事故工况下，三级密封失效，防止冷却剂泄漏，氮气密封安装于第三级密封的上方，是通过充氮气运行的弹性密封。此结构设计属于设计改进，其存在有利有弊，文章就氮气密封结构及利弊进行分析

简介：摘要：本文主要结合AP1000核电项目反应堆冷却剂主泵倒装法施工特点、基于徕卡AT403激光跟踪仪测量精度高、操作灵活的性能，开发出来的一种新型测量技术，该技术主要是使用激光跟踪仪在反应堆冷却剂主泵安装前采集各部件关键部位的尺寸，然后使用SA测量软件计算结果并进行模拟安装，其次在主泵芯包安装时通过测量监测点，建立关系定位三维数据模型，对比实测模型与理论模型的尺寸数据，来调整芯包位置，引导主泵的顺利安装，为今后同类项目的施工提供一定的借鉴。

简介：摘要AP1000核电反应堆冷却剂系统主管道为反应堆压力容器、蒸汽发生器（SG）和反应堆冷却剂泵提供了一条封闭回路和压力边界，是压水堆核电站最关键的核安全1级设备，管内介质为带有放射性的含硼水。AP1000核电反应堆冷却剂系统主管道坡口加工数据由三维测量技术和3D计算机模型技术经测量建模及模拟组对后得出；同时主管道的焊接采用窄间隙自动焊。为规避主管道倒装法安装工艺，窄间隙自动焊接技术以及主管道制造偏差等带来的风险，通过合理制定加工工艺及控制方法，确保主管道坡口加工质量。

简介：摘要简要介绍了主冷却剂泵的历史发展及功能结构，重点介绍了透过福方主泵采购合同管理的工作，对采购、对项目管理的几点认识。

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：摘要简要介绍了主冷却剂泵的历史发展及功能结构，重点介绍了透过福方主泵采购合同管理的工作，对采购、对项目管理的几点认识。

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：摘要反应堆压力容器处于核岛主回路设备安装关键路径上，反应堆压力容器的就位在施工逻辑上直接影响了其它主设备工作的开展，其施工质量也影响着后续设备的安装。本文以CPR1000堆型反应堆压力容器安装工艺，强调了反应堆压力容器安装理论要点以及注意事项，为后续项目相同或相似堆型反应堆压力容器安装施工提供借鉴和参考。

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：摘要本文对AP1000堆型反应堆装堆工作进行描述，结合笔者在核电装堆工作的实际经验，着重分析相关的技术关键点以及在工作过程中可能存在的风险，通过分析并提出相应的预防措施以达到精益施工的要求，为后续大修期间装拆堆工作提供借鉴。

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：摘要随着社会的快速发展，全球对于能源的需求量迅猛增加，我国作为能源消耗大国，对于能源的需求也越发迫切，核能作为新时期重要的新能源，逐渐成为了我国能源发展重要组成。在核能的利用中，为了保障核反应堆的安全运行，特别是当核反应堆出现故障，导致堆芯温度快速上升，如何将核反应中产生的热量及时、迅速的传递出去，也成为了核反应安全运行的关键。热管作为一种高效传热元件，在核反应的热量传递过程发挥了越来越重要的作用，与此同时，随着人们对于核反应安全重视程度不断提升的今天，人们对于核反应堆系统非能动安全特性提出了新的要求，这也促使热管技术在国内外先进反应堆概念设计中得到运用。

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：摘要随着高温气冷堆、钠冷快堆、熔盐堆等核反应堆的发展，核电阀门材料的耐高温性能的要求不断提高，本文简要介绍ASMEBPVC第III卷第5册2015版（以下简称ASMEIII.5）用高温部件核电阀门选材应用分析，及其与ASMEBPVC第III卷第1册NH分册2015版（以下简称ASMEIII.1NH）的主要区别。

简介：摘要本文通过对三门核电一期工程AP1000堆型反应堆压力容器的安装施工中质量控制管理进行的系统的技术管理总结，为后续AP1000核电站RPV安装施工的质量管理、控制提供参考和借鉴。

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：摘要由于核电站堆焊层的材质特殊性，在对堆焊层实施超声检测时应考虑超声仪器选用、探头选用、探头布置、回波分析等多种因素。本文介绍了对核反应堆压力容器堆焊层进行超声检测的检验技术。