摘要：核电厂中电缆的散热受敷设方式、运行条件和环境因素的影响而不易确定。采用数值方法,其边界条件难确定,且计算复杂繁琐。本文基于CPR1000项口仪控电缆的特点,以IEC60287标准为依据,利用解析法对散热模型进行合理简化,并针对托盘容积率接近饱和的电缆问题进行计算分析。

摘要：核电厂基于模拟技术的仪控系统在设备故障、设备老化、备件供应、维修成本等方面面临越来越严峻的挑战,甚至影响到电站的安全、稳定和经济运行。基于核电厂仪控系统数字化改造的复杂性和核安全风险,对仪控数字化改造整个周期内的改造工作、主要技术问题开展研究是非常必要的,有利于降低核电厂仪控数字化改造风险,保证改造顺利进行。

摘要：随着数字化DCS技术在核电厂的应用，核电厂已广泛使用以计算机为核心的数字化显示控制界面。本文以核电厂人机界面设计样例为基础，分析比较生态界面设计在核电厂人机界面设计中的作用和效果。结果表明，生态界面设计在主控室人机界面设计中具有重要应用价值，生态界面理论应用于核电厂主控室人机界面设计能更好地组织界面信息，提高操纵员在遇到不可预知事件时现场解决问题的能力。

摘要：针对中国改进型三回路压水堆(CPR1000)核电机组频率控制方案进行了研究,包括核电机组在不同控制模式下频率控制方案的分析及频率控制死区的选择。核电机组在进行频率控制时,需要汽轮机侧与核岛侧同时进行频率控制,才能最终维持电网频率稳定。本文针对汽轮机侧和核岛侧频率控制进行深入分析,结论表明,频率死区的投入既能保证核电机组的安全稳定运行,又可以按照电网要求进行频率控制。

摘要：反应堆保护系统的功能是保护三大核安全屏障（即燃料包壳、一回路压力边界和安全壳）的完整性。在发生设计基准工况DBC2～4工况下，反应堆保护系统自动启动，执行跳堆功能，使反应堆达到可控状态。目前在建的EPR反应堆跳堆功能，偏离泡核沸腾比低（LDNBR）和线功率密度高（HLPD）均是基于自给能中子通量探测器（SPND）测量的中子通量计算的结果。本文对EPR核电厂基于SPND跳堆功能进行了研究，进一步分析和研究反应堆保护功能的要求，以分析此设计是否满足标准法规对核电厂安全运行和审评的要求。分析结果表明，现有设计能满足标准法规的要求。

摘要：沉积于一回路系统设备内壁的活化腐蚀产物是压水堆核电厂停堆工况下的主要放射性来源。文中选择CPR1000停堆换料期间放射性浓度较高的活化腐蚀产物58Co作为研究对象,分析该核素在停堆开盖过程中放射性浓度变化的影响因素,并建立相应的放射性浓度计算模型。计算结果表明,一回路净化流量和附着于设备内壁的58Co释放率是影响停堆期间一回路冷却剂58Co放射性浓度变化的主要因素,同时从理论上得出了CPR1000机组停堆净化工序能够使得一回路冷却剂内58Co放射性浓度降至相关停堆放化控制限值内的结论。

摘要：本文通过研究核电厂数字化仪控系统（DCS ）的主要特点及建立故障诊断专家系统的基本组成，逐一分析各类系统结构应用于核电厂DCS的不同情况，最终分析选择出适用于核电厂DCS的故障诊断专家系统的结构类型，并根据选择结果初步构建出可供参考的基本框架结构方案，为后续核电工程项目实际开发和应用DCS故障诊断专家系统奠定了必要的研究基础。

摘要：本文研究了CPR1000核电厂反应堆保护系统的总体结构，对其纵深防御功能进行了分析。在此基础上介绍了软件共因故障及 AP1000核电厂的应对技术———多样性驱动系统（DAS ）。并对基于CPR1000核电厂的DAS基本功能需求和仿真模拟的实现方法进行了研究。以安全壳内主给水系统管道破裂事故瞬态为例，对发生反应堆保护系统共因实效情况下DAS功能的验证、分析过程进行了阐述，证实其功能设置能有效将机组带入安全状态，缓解事故后果。

摘要：防火分区设计是实现防火安全目标最核心、最关键的环节,是开展防火安全评价的基础。在台山一期的核岛防火设计应用中,出现防火小区定义与标准不一致、防火区与防火小区的嵌套关系混乱、各防火分区类型的应用原则不清晰等不足。基于自主化设计的需要,通过整理分析台山一期核电厂(EPR堆型)核岛防火分区设计成果,深层研究思考EPR设计理念,进一步理清不同分区类型之间的嵌套逻辑,建立了一套分层分解的核岛防火分区设计方法——以分区嵌套顺序进行分层、以功能识别为导向进行区域分解,从而化繁为简,实现分区设计的流程化。该设计方法很好地弥补了EPR在此方面的不足,为后续自主化设计及新堆型的开发提供了重要的参考。

摘要：本文所计算的核反应堆压力容器是保证核安全的一道重要屏障,因此,要参照相应的规范和标准对其进行强度方面的分析和校核。通过有限元软件ANSYS建立压力容器的三维模型,计算压力容器在设计工况以及试验工况下,在压力、温度、堆内构件重力和接管载荷等各种载荷作用下的应力强度,并严格参照规范标准RCC-M B篇规定的各种工况下的应力准则,对压力容器进行强度评定。评定的结果表明,压力容器在计算的几类工况下,均符合规范标准RCC-M的强度要求。本工作的计算和分析也为我国核工业未来的设备设计制造走上国产化、标准化奠定了一定的基础。