摘要：针对cpr1000核电机组反应堆水池和乏燃料水池冷却以及处理(PTR)系统在某些情况下存在失去设备冷却水的风险,从冷却水源单一的角度分析机组PTR系统存在的问题,结合PTR系统现有的设备,创新性设计出采用其他冷却水源的备用冷却方式。分析研究表明,该设计方案提高了持续冷却乏燃料水池的可靠性,为PTR系统冷却方式增加了多样性和冗余性。

摘要：针对cpr1000核电机组,如大亚湾、岭澳和岭东核电站等的主泵热屏冷却设计进行了分析研究,分析可行的改造方案来实现其有效隔离功能。在满足单一故障准则的同时,在全厂失电的工况下,可以保证主泵轴封流量并实现隔离,以避免RRI泵重新投运时对主泵轴封造成热冲击导致损坏。

摘要：2011年新国家标准(GB 6249—2011和GB 14587—2011)的颁布,使得cpr1000核电机组废液处理系统(TEU)的处理能力在三废设计源项不变的情况下不能满足设计要求。针对新的国家标准,提出了TEU系统的工艺改进设计方案,通过各个角度的布置方案的分析论证,得出具有可行性的工艺系统布置改进方案;运行结果证明,采用新的工艺设计的cpr1000机组TEU系统放射性液态流出物的废液活度浓度达到标准限制要求。

摘要：热力学第二定律及热经济学结构理论构建的加热器系统火用分析方法。可以全面分析加热器系统火用损分布规律。以cpr1000核电机组加热器系统为例进行了计算，得到系统在热力学方面的薄弱环节，利于今后采取相应的措施对其进行改进。

摘要：cpr1000核电机组在运行过程中将会产生不同类型的非放射性污废水。介绍了cpr1000核电厂内非放射性污废水的来源、水质特征类型,以及排水系统的设置和非放射性污废水处理方法。建议生活污水采用CASS或MBR处理工艺;非放射性含油废水采用萃取法或吸附法的处理工艺。

摘要：以cpr1000核电机组主给水系统为研究对象,建立并系统分析稳态及瞬态工况的计算过程。全面列举cpr1000核电机组主给水系统稳态及瞬态工况计算所需的输入资料、边界条件及主要流程及参数输入过程,并以给水系统初始正常运行,有1台正常运行的给水泵在t=10s时发生跳泵事件,同时备用泵收到跳泵信号后开始启动工况为例,分析了泵的转速、流量及压力随时间变化的曲线。通过分析给出了给水泵具体设定方法,解决了在工况多、边界条件复杂的情况下输入条件容易漏项的疑难问题。