中国核动力研究设计院辐射防护管理工作的作法与体会

中国核动力研究设计院自１９８６年以来，在辐射防护管理工作中努力贯彻最成化原则，在反应堆运行、同位素生产、反应堆退役等方面的实践中，取得了较为满意的结果。全院集体当量剂量在放射性操作量不断增大的情况下，得到了合理的控制。     

华龙一号反应堆及一回路系统研制

华龙一号反应堆及一回路系统是中国核动力研究设计院在现有压水堆核电厂科研、设计、制造、建设和运行经验的基础上,根据福岛核事故等经验反馈,借鉴国际先迚核电技术设计理念,遵循国际最高安全要求研収的具有完全自主知识产权的国际先迚的三代百万千瓦压水堆核心系统,是华龙一号三代核电机型的"収动机"。本文概述了中国核动力研究设计院围绕"177堆芯"迚行华龙一号反应堆及一回路系统研制的历程,简要介绍了在反应堆技术方案、一回路系统设备设计和主要实验验证等方面开展的工作,展示了华龙一号"収动机"的先迚性、经济性和安全性。     

《压水堆核电厂安全降压和排气系统设计准则》等3项标准通过审查

<正>能源行业核电标准化技术委员会秘书处于2014年12月22日~24日在北京组织召开了核电标准审查会,本次会议审查了由中国核动力研究设计院主编的《压水堆核电厂安全降压和排气系统设计准则》、《压水堆核电厂反应堆压力容器及反应堆冷却剂系统管道和设备保温层设计制造规范》和中广核工程有限公司主编的《核级金属波纹管膨胀节设计制造规范》。来自环境保护部核与辐射安全中心、上海核工程研究设计院、中国核电工     

CENTER工程反应堆保护系统定期试验方案设计

CENTER工程反应堆保护系统采用了中国核动力研究设计院自主研发的“龙鳞”平台。根据GB/T 5204和IEEE 338的设计要求,本文基于定期试验的设计准则,采用分段试验和相互交迭的设计思路,同时结合平台自身的特点对CENTER工程反应堆保护系统的定期试验总体方案进行了介绍,重点描述了输入通道试验（T1试验）、系统逻辑功能试验（T2试验）、输出通道及相关驱动器试验（T3试验）和响应时间试验的试验方案及其工作原理,可作为其他工程定期试验方案设计的参考。      

“华龙一号”反应堆及一回路系统研发与设计

本文概述了中国核动力研究设计院(以下简称"核动力院")进行"华龙一号"反应堆及一回路系统自主创新的历程,介绍了主要研发内容和设计方案,包括堆芯设计、一回路系统设计、主设备设计、事故预防和缓解措施、安全分析等,展示了"华龙一号"作为三代核电技术的安全性、经济性和先进性。     

论解决核电安全问题的途径

从现有水冷反应堆核电厂存在堆芯熔化危险这一安全问题的焦点出发,分析了改进型反应堆AP-600、SIR、非能动安全反应堆PIUS和具有固有安全的模块高温气冷堆MHTGR等的安全特性.按照下一代水冷反应堆的设计要求和用户要求,提出了解决水堆核电厂安全问题的新概念——自安全铀氢锆反应堆,该堆型可能成为世界水堆核电发展的一个方问。中国核动力研究设计院正在探讨这种堆型。     

采用ВВЭР-1000型反应堆装置的АЭС-91型核电站简介(一)

本文介绍采用ВВЭР- 1 0 0 0型反应堆装置的 91型核电站 ,是由俄罗斯圣·彼得堡核动力设计院的专家在俄罗斯各单位制定的技术文件的基础上编写的 ,这种反应堆设计用于中国的连云港核电站 ,该电站的技术设计由俄罗斯圣·彼得堡核动力设计院承担 ,设计工作正在进行之中 ,中国连云港核电站将按照 91型电站进行建造和运行     

核电站数字化反应堆保护系统研究

为提高我国核电站仪表与控制系统的整体技术水平,为实现我国新一代核电站的自主设计和建造打下基础,"九五"期间,中国核动力研究设计院采用成熟的计算机技术、遵照有关标准的要求完成了数字化反应堆保护系统的系统设计并研制出了原理样机.     

核动力装置可靠性设计与分析

在新型核动力装置反应堆及一回路系统研制过程中,贯彻了可靠性设计的思想,开展了必要的可靠性工程活动,运用可靠性维修性设计与分析技术,针对一代产品的运行经验和信息反馈,采取了若干故障预防措施,对提高系统和设备的可靠性水平起到了积极的作用.     

先进压水堆非能动余热排出技术试验研究

总结了中国核动力研究设计院空泡物理和自然循环国家级重点实验室10年来开展的先进压水反应堆非能动余热排出技术试验研究和专用程序开发研究，提出了下一步开展相关工程研究的建议。     

理想的空间电源—空间核反应堆

本文对空间电源、空间核动力反应堆进行了讨论,重点介绍了美国、前苏联和法国在空间电源领域的空间核动力反应堆技术的现状及发展。     

核动力整体试验装置建造及调试经验总结

中国核动力研究设计院设计了各种工程试验研究装置，建成了核动力实验研究基地，积累了丰富的核动力整体试验装置建设经验，本文介绍了核动力整体试验装置设计，施工及调试经验。     

热管冷却反应堆的兴起和发展

热管冷却反应堆采用固态反应堆设计理念，通过热管非能动方式导出堆芯热量。本文总结了热管冷却反应堆的概念初创、积极探索、重大突破的发展历程；分析了热管冷却反应堆的技术特点，包括固态属性、固有安全性高、运行特性简单、易于模块化与易扩展和运输特性良好等核心优势；归纳了热管冷却反应堆中热管性能、材料工艺、能量转换等技术现状，并提出热管冷却反应堆进一步发展将面临的材料、制造工艺、运行可维护性等挑战，从而明确了热管冷却反应堆未来的发展趋势，为革新型热管冷却反应堆技术的发展与应用提供良好的方向指引。总体而言，热管冷却反应堆在深空探测与推进、陆基核电源、深海潜航探索等场景中具有广阔的应用前景，有可能成为改变未来核动力格局的颠覆性技术之一。      

前苏联和俄罗斯的核动力

本文包含了核动力反应堆设计的简要描述，描述中给出了核动力设计寻展的基本计划，并提供了进一步实现该设计的科学和研究基础，该报告陈述了这些计划，计划的改进和结束的各个连续阶段，文章详细讨论了３种主要反应堆及其核电站技术垢技术特性，这也是前苏联和俄罗斯商业核电站的重要构成，水－水堆（ＶＶＥＲ），水－石墨堆（ＲＢＭＫ）和钠冷快堆（ＢＮ）。本报告也陈述了苏联核动力的安全原理的发展和核动力设计中相关技术８方面     

能源行业核电标准《压水堆核电厂反应堆冷却剂主管道设计制造规范》通过审查

正能源行业核电标准化技术委员会秘书处于2014年8月6日~7日,在北京组织审查了由中国核动力研究设计院主编的核电行业标准《压水堆核电厂反应堆冷却剂主管道设计制造规范》。来自环保部核与辐射安全中心、中国核电工程有限公司等9家单位的12位专家和代表参加了此次标准审查会。与会专家听取了编制单位代表对标准编制情况和相关意见处理情况的汇报,经过对标准内容的深入讨论,认为本标准(送审稿)     

中国大力发展核电站的必要性与前景

本文扼要介绍了世界核电站与核力反应堆的研制开发动态和已取得的经济效益，社会效益，环境效益与生态效益，中国大力发展核电站，核动力反应堆的必要性与可行性。     

核电站反应堆运行物理分析

反应堆运行物理研究核电站反应堆运行、测量数据的处理和分析，从这些研究结果可获得有关核电站运行特性和安全裕量，从而指导核电厂的安全运行管理；同时获得改进设计的重要反馈。本文将讨论反应堆运行物理在几个主要领域内的分析理论和方法。     

数字化反应堆控制系统研究

在先进压水堆预研项目中,中国核动力研究设计院研制出了数字化反应堆控制系统原理样机.样机采用西门子SIMATIC PCS7过程控制设备,系统采用了冗余技术,人机界面具有信息的显示与操作功能,并进行了系统半实物闭环仿真调试工作,验证了系统的功能.通过该项目初步解决了我国核电厂控制系统数字化的关键技术,为我国核电厂数字化控制系统的国产化打下了较好的基础.     

大亚湾核电站堆芯换料设计

介绍了大亚湾核电站堆芯换料设计准则、计算机程序、设计内容以及设计预计值与测量值的比较。结果表明，中国核动力研究设计院承担的两个机组反应堆第四至第六循环换料设计均满足该电站的安全和经济性要求，设计预计值与实测值符合良好。     

美国海军核动力舰船反应堆装置的安全措施

美国海军核动力舰船已安全运行50多年,航行超过1.51亿英里,累计安全运行6500堆·年以上,未发生过任何反应堆事故或可对人体健康或海洋生命产生危害的放射性释放。通过对美海军舰船反应堆装置总体安全原则和安全要求、安全监管及技术安全3方面的文献调研和分析,研究了美海军舰船反应堆装置的安全措施。