设备管理与维修2021翼2（上-下）核电厂停堆断路器控制电源优化冯建栋，刘争光，马永立，孙玉朋（中核核电运行管理有限公司，浙江嘉兴314300）摘要：以某核电厂为例，分析棒电源机组存在单个设备故障可导致电站停堆的情况，提出了相应的改进措施，提高了棒电源机组的可靠性。关键词：棒电源；停堆；可靠性中图分类号：TL362+.6；TM623.7文献标识码：B DOI：10.16621/jki.iss

发电运维精炼剂Power  Operation核电厂关键敏感设备管理创新与实践大亚湾运营管理有限公司 陈杰 秦开胜 刘凯0 引言男同姓恋大亚湾核电基地从2001年起，就针对性的对造成机组重要能力因子损失（发电损失）和非计划停机停堆事件进行反馈分析，并以帕雷托法则（或二八定律）为指导，确定了避免或减少非计划停机停堆事件的设备管理目标，创造性性的提出了关键敏感设备（CCM）概念，于2007年

ENGLISH中文lead to导致in a short time不久，一会儿otherwise否则 ，如果没有…in contradiction to与．．．相反at the same time同时like如同at the beginning, originally开始，首先at one's disposal把…交某人自由处理from从，来自a priori推测的，事前的at the end o

核电站大修活动的质保监督分级核电站在一个运行周期内要对电站的系统设备进行一次较为全面的预防性维修，也即通常所讲的核电站大修。核电站大修质量对于核电站的安全稳定运行起着至关重要的作用。为了能利用有限的资源对大修活动进行有侧重点的质保监督，应当对大修活动的质量保证监督实施分级管理。文章依据AP1000机型的质保等级划分方法，对核电站大修活动进行质保分级，并给出了分级管理方法。标签：核电站；大修活动；质

简述反应堆停堆后余热的组成部分集束天线    反应堆停堆后，余热是指在核反应停止之后仍然存在的热能。余热是由多种不同的组成部分构成的，其中包括以下几个方面：发热涂料    1. 燃料棒热：由于核反应停止，燃料棒内部的放射性核素也会逐渐降解，产生热能。    2. 冷却剂热：反应堆停堆后，冷却剂内部仍然存在大量的热能，例如在压水堆反应堆中，

1、 氧化锆全瓷抗震类别的划分（AP1000） 核电厂物项共划分为三个抗震类别：抗震I类、抗震II类和非核抗震类。抗震I类：适用于安全有关的构筑物、系统和部件，也适用于支持或保护安全有关构筑物、系统和部件的构筑物、系统和部件。安全有关物项就是提供以下这些必要功能的物项：▲反应堆冷却剂系统压力边界完整性▲能停堆和维持反应堆在安全停堆工况▲对可能造成潜在厂外辐照，能防止或缓解其事故后果。抗震II类：适

高压瓶仪控系统是整个反应堆的关键设备，它对控制反应堆的安全运行、显示反应堆的运行状态、对运行的异常报警和设备的故障报警起着重要的作用。2MWt 液态燃料钍基熔盐实验堆（TM⁃SR-LF1）仪控系统设计时将HAF 201《研究堆设计安全规定》作为顶层的设计基准，为确保系统的功能和可靠性要求，系统在设计中考虑单一故障准则、冗余、独立性、多样性、纵深防御、故障安全等原则。本文主要介绍TMSR-LF1仪控

1、 抗震类别的划分（AP1000） 核电厂物项共划分为三个抗震类别：抗震I类、抗震II类和非核抗震类。抗震I类：适用于安全有关的构筑物、系统和部件，也适用于支持或保护安全有关构筑物、系统和部件的构筑物、系统和部件。安全有关物项就是提供以下这些必要功能的物项：▲反应堆冷却剂系统压力边界完整性▲能停堆和维持反应堆在安全停堆工况▲对可能造成潜在厂外辐照，能防止或缓解其事故后果。抗震II类：适用于执行非

典型压水堆停堆后衰变热分布变化规律研究廖玮;张敏杰;田宇【摘 要】现有核电厂反应堆堆芯功率较大,其停堆后衰变释放的热量相当可观.本文利用压水堆燃料管理程序对国内某900MW核电站堆芯进行了详细的跟踪计算,获得了整个寿期内具有工程参考价值的堆内组件功率分布和累积的燃耗分布.利用ORIGEN-2程序对堆芯不同运行阶段停堆后的衰变热进行计算,分析了停堆后较短时间内衰变热的变化规律,得到了堆芯内各个组件衰

2007年李吉根老师《反应堆安全》课的复习题资料 1、核反应堆安全性特征（即安全考虑的出发点）。答：a强放射性；b衰变热；c功率可能暴走；d高温高压水；e放射性废物的处理与贮存。2、核安全的总目标、辐射防护目标和技术安全目标。答：核安全的总目标：在核电厂里建立并维持一套有效的防护措施，以保证工作人员、公众及环境免遭过量放射性风险。辐射防护目标：确保在正常运行时核电厂及从系统释放出的放射性物质引起的

国家核安全局关于发布《重水堆核电厂运行事件判定准则》(试行)的通知 文章属性 ∙【制定机关】国家核安全局 ∙称重装置【公布日期】2008.11.11 ∙【文 号】国核安发[2008]94号 ∙【施行日期】2008.11.11 ∙【效力等级】部门规范性文件 ∙【时效性】现行有效 ∙【主题分类】核能及核工业 正文国家核安全局关于发布《重水堆核电厂运行事件判定准则》（试行）的通知  （国核安发

第一章 绪论1. 压水堆核电厂与化石燃料电厂相比的运行特点。（1）反应堆临界（2）产生大量放射性物质（3）相当可观的堆芯剩余释热（4）核电厂系统、设备复杂（5）使用饱和蒸汽2. 核电厂载硼运行的特点（好处和代价）。压水堆核电厂通过调节慢化冷却剂中的硼浓度，可以控制长期缓慢的反应性变化。智慧杀虫灯好处：对反应性的影响比较均匀，不引起功率分布畸变；大大减少了控制棒的数目，简化了堆的结构。代价：为保证慢

1低功率和停堆工况介绍,、、,、,,,,,。安全监控2低功率和停堆工况风险的认识, 25%,,,,,。2.1技术规格书要求的部分安全设备有可能不可运行，增加了安全风险,,,。,,,,,破碎机锤头铸造工艺。2.2反应堆停堆工况的特殊运行状态增加运行风险,,,。,,。,。2.3低功率和停堆运行期间管理问题,,。,。2.4对低功率和停堆工况的安全重视不足(),,。,。,,,。3低功率和停堆工况下的风险分

第38卷第4期核科学与工程Vol.38 No.4 2018年8月Nuclear Science and Engineering Aug.2018ATWS事故应对要求及在研究堆中的应用研究张丹，冉旭，吴鹏，喻娜，关仲华，陈宏霞（中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室，四川成都610213）摘要：ATWS事故作为核电厂运行经验反馈所暴露的事故，核工业界对它的认识经历了一个长期的过程。对于商

CPR1000核电厂RRA系统等幅震荡问题分析作者：项洪一　李永洪　李锵　刘鹏　吴启烈螺旋桨设计来源：《科技创新导报》2017年第18期        摘 要：针对中国改进型压水堆某核电站（CPR1000）4号机组，RRA全球通家庭计划（余热排出系统）系统在装料后的首次启动中，RRA013VP阀门上气缸进气铜管断裂，控制系统产生等幅震荡等问题。该文从系统设计