摘要：针对新建核电厂几个重要安全要求和安全改进方向进行分析,在安全目标实现、厂址安全评价、内外部事件设防、严重事故预防和缓解,以及堆芯、安全壳和仪表控制系统的设计及工程技术优化等方面提出技术观点,为我国新建核电厂的设计、建造及安全改进提供参考。

摘要：介绍了国内外核电厂用高密度聚乙烯(PE-HD)管材的标准规范及工程应用情况。虽然PE-HD材料在核3级管道应用的案例较少,但基于PE-HD管材优异的耐腐蚀性能,其应用前景广阔;在核电工程应用中标准规范有着重要作用,美国已建立了ASME规范,法国建立了RCC-M规范,我国目前参考ASME规范开展工作,同时也开始编写相关国家规范;为保证核电厂冷却用水的可靠性和机组的安全稳定运行,在工程应用中,应从设计、制造、熔接、无损检测、在役监督、老化管理等方面进行考虑。

摘要：建立了三叶孔板换热器壳程周期性全截面模型,利用商用软件Fluent14.0及RNG k-ε湍流模型对8种不同结构参数的换热器壳程流体流动及传热性能进行数值模拟。分析了支撑板间距、三叶孔孔高、导流筒结构形式等结构参数对三叶孔板换热器传热及阻力性能的影响,并对比不同结构换热器的综合换热性能。结果表明:壳程传热系数与压力梯度都分别随着支撑板间距和开孔高度的增加而减小,且支撑板间距和三叶孔孔高对三叶孔板换热器壳程压降的影响大于其对传热的影响;六边形结构的导流筒换热器换热性能优于圆形导流筒换热器;8种换热器模型中,支撑板间距400mm、三叶孔高3.3mm(模型4-2)的换热器综合性能最好,支撑板间距400mm、三叶孔高1.8mm(模型2-2)的换热器综合性能最差。

摘要：通过调研国外核电审评管理机构对核电厂安全重要物项修改的管理,以及结合我国当前安全重要物项修改审评现状和审评需求,阐述了审评支持系统建立的过程和架构,并开发了安全重要物项修改审评技术支持系统。本审评支持系统以设计基准和设计逻辑为重要基础,结合了多专业多设备的标准审评大纲,可实现多专业多任务联合审评、不受地域限制优点,还可供安全物项修改审评标准化参考。

摘要：在压水堆核电站的设计中需要考虑管道破裂产生的动态效应,这些动态效应会使相关的管道、设备和构筑物中产生非常大的动态载荷,这些载荷不仅提升了电站的设计难度,还直接影响电站的经济性和安全性。本文介绍了几种常用的消除高能管道破裂动态效应的方法,通过这些方法的应用可以减少甚至不再考虑管道破裂动态效应,可以简化核电站设计。本文介绍了几种方法各自的特点、应用范围,并对其在在役电厂应用的可行性给出了建议。

摘要：为了提高电解海水防污用钌系金属氧化物阳极的析氯电流效率、强化电解寿命、耐正反电流交替电解性能及抗Mn2+污染性能,采用热分解法制备了不同配比的RuO2-IrO2-SnO2和PtO2-RuO2-IrO2-SnO2氧化物涂层阳极,通过对2种阳极的形貌、强化电解寿命、耐正反电流交替电解性能、析氯电流效率及耐Mn2+污染性能的对比,研究了Pt组元对阳极性能的影响。结果表明:RuO2-IrO2-SnO2氧化物阳极具有较高的初始析氯电流效率和较长的强化电解寿命,表现出优良的抗Mn2+污染性能;通过添加适量Pt组元制备的PtO2-RuO2-IrO2-SnO2氧化物阳极除具备上述优点外,还具有优异的耐正反电流交替电解性能。

摘要：本文结合核电厂设计活动的特点,依据技术状态管理体系的相关标准和规范要求,提出了技术状态管理在核电厂设计过程中的应用措施,构建了核电厂设计阶段完整的技术状态管理体系,并详细描述了核电厂设计活动中技术状态管理的策划、技术状态标识、变更控制、技术状态记实和审核等方面的具体实践。

摘要：为揭示台风过程对南海北部沿岸流场的影响,本文利用2015年7月至8月华南沿海现场观测和数值同化数据,分析研究了“灿鸿”“浪卡”和“苏迪罗”三个台风过程引起的南海北部沿海陆架波过程。结果显示,台风过程会在近岸形成自台湾海峡以北沿华南沿岸至琼州海峡的向SW方向传播的陆架波流,平均传播速度为38.4 km/h,产生的SW向海流平均可达30~50 cm/s,引起的最大增水超过50 cm。台风陆架波的影响与台风强度和位置有关,台风越强、距离研究区域越近,所产生的影响越大。研究成果有助于加强陆架海洋环境对台风的响应过程及其物理机制的科学认识,可为华南沿海以及南海陆坡等地区的工程全潮测验结果典型性分析提供重要参考和依据。

摘要：近年来,由于赤潮、浒苔等海洋生物灾害频发,加之水母、鱼虾等海洋生物突然性的数量爆发,已成为影响滨海电厂取水系统安全运行的重大隐患。拦污网衣对于电厂取水系统的安全运行有着重要作用。文章通过物理模型试验手段,分析了一种典型柔性拦污网衣——平面网在纯流作用下、波流联合作用下网衣与桩台间系泊力的变化规律与分布情况,并通过量纲分析法得到了网衣系泊点拉力计算经验公式,为拦污网的系缆绳索受力计算提供了依据。

摘要：针对核电站项目的特殊性,按照RCC-M规范,以某稳压器先导管为例,比较Peps程序与SYSPIPE程序对某核安全一级管道的应力计算差别。计算结果表明,在O级工况下,SYSPIPE与Peps应力计算结果非常接近,最大应力比误差为1.9%;在A,D级工况下,SYSPIPE与Peps最大应力比计算结果误差分别为3.1%,3.2%,在管道设计与校核计算中需要重点关注;疲劳使用系数几乎为零,SYSPIPE与Peps计算结果相当。分析过程和计算结果为管道设计者和计算校核者提供一定的参考。