摘要：廉洁从业工作是一项系统工程,不可能一蹴而就,必须深刻认识到长期性、艰巨性和复杂性。需要不断结合工作和自身业务的特点去探索、创新和实践。作为基层党组织,要发挥好承上启下的作用,一方面要将党中央指示、精神落实到位,一方面要为中心工作保驾护航,在廉洁从业中起到“堡垒”作用,确保廉洁从业各项规定落到实处。

摘要：阐述了压水堆核电站核岛燃料厂房的功能、布置和结构的特点以及不锈钢水池和与其相关的减震设计的特殊性.

摘要：三代核电技术AP1000将是我国今后长期发展的核电技术,已经过美国核管理委员会最终设计批准,应用于浙江三门1000 MW核电站。AP1000核电站核反应堆设计采用先进的非能动安全技术与数字化反应堆保护系统。该文介绍了AP1000核电站反应堆保护系统的数字化仪控平台Common Q、反应堆保护系统的总体结构和设计特点等方面的内容。

摘要：CPR1000压水堆核电站是中广核集团20多年来经过渐进式改进和自主创新形成的中国改进压水堆核电站。CPR1000的参考设计是岭澳II期核电站加改进设计。在未来的10～15年内,CPR1000将是中广核集团主要建设的核电站类型之一。CPR1000的初始堆芯设计采用什么样的装料方式和燃料循环方式是必须首先解决和确定的重要设计前提,这是整个核岛设计、安全分析核执照申请的核心和基础。基于大亚湾核电站和岭澳核电站多年的燃料管理经验和运行经验以及国外类似核电站运行和设计经验,并且综合考虑了初始堆芯的特点和难点,以及不同堆芯设计和燃料管理策略的特点,对CPR1000的初始堆芯进行了设计。通过初步研究,本文提出了CPR1000初始堆芯采用的燃料组件类型,分析CPR1000采用从首循环开始进行18个月换料过渡的堆芯设计技术方案,并对CPR1000首循环实施18换料进行了堆芯设计安全裕度初步分析与评估。

摘要：利用SEM,XRD和XPS等手段研究了二种核级不锈钢堆焊材料在350℃/22 MPa高温高压水中的氧化行为.结果表明,随着腐蚀周期的增加,不锈钢堆焊材料表面氧化物颗粒数量逐渐增多,氧化物颗粒尺寸逐渐增大,氧化膜厚度逐渐增加;不锈钢堆焊材料表面氧化膜为外层富铁内层富铬的双层结构,氧化膜组成成分主要为Fe-Cr氧化物;Cr元素含量的增加会降低材料表面氧化物颗粒的数量和氧化膜厚度,而焊后热处理(PWHT)增加了材料表面氧化物颗粒的数量和氧化膜厚度.

摘要：针对目前接地工程中应用接地降阻剂存在的问题,为确保电力系统的优质接地网,结合降阻剂的特性和工程实践,讨论了降阻剂的降阻机理及降阻效果,提出了依据降阻剂的性能参数合理选用及施工浇注法,可有效提高降阻效果。

摘要：研究了我国自主研发的N18锆合金在600～1200℃蒸汽中的氧化动力学曲线随温度及时间的变化规律。结果表明,温度低于700℃时,N18锆合金的氧化遵从抛物线规律;温度达到800℃时表现为抛物线-线性关系;950℃时由抛物线关系转变为立方指数关系;在1050℃时氧化速率指数快速下降至2.3,即为近似抛物线关系;高于1100℃后,氧化速率指数保持在2.1～2.2之间,即抛物线关系。分析认为N18锆合金比Zr-4合金耐氧化,且前者氧化速率的转折所需时间比后者更长。

摘要：CPR1000核电厂维修冷停堆工况下如发生全厂失电,汽动辅助给水泵等不依赖动力电源的设备不再可用,将增加了堆芯损坏的风险。设计可利用乏燃料水池和一回路之间的水位差可实现向堆芯的重力补水。本文对影响乏燃料水池重力补水效率的现象进行了分析,并进行建模计算。结果表明,在维修冷停堆工况下,在安全壳未打开条件下,安全壳内压力的升高是降低重力补水效率的主要因素;在最不利的工况下,从乏燃料水池通过重力向一回路补水确保至少在2.7小时内堆芯不会裸露。

摘要：现今,电气配电等设计已经非常成熟,然而电气隔离作为核电站独有的,且保证冗余性实现的重要方面却极少有关注。随着核电站的发展,冗余性、安全性要求越来越高,作为所有这些功能实现的保障,显得尤为重要。本文将影响隔离的各方面进行分析,以便在后期核电站电气设计中发挥积极作用。

摘要：通过对核电站全厂辅助车间PLC控制系统网络技术方案和可行性进行研究,为以后的新建电厂设计和老厂改造提供参考。