秦山核电二期工程辅助给水系统的方案确定及其合理性分析

本文针对秦山核电二期工程的设计特点和核安全要求，对辅助给水系统的设计方案进行了深入的研究和分析，建立了完整的水力模型，确定了辅助给水系统的全新方案，并对方案进行了优化设计的可行性和合理性分析，详细说明了秦山二期辅助给水系统设计的独特性和先进性。     

URD和EUR对改进型压水堆主要系统和设备的要求

本文归纳总结了URD和EUR对改进型压水堆主要系统和设备的要求，着重分析了这些要求与现役电站的差别，尤其是定量的要求。对一般的定性要求及常规要求则不予介绍。本文仅讨论一回路及其主要辅助系统、工程安全设施以及化学和容积控制系统。     

秦山核电二期工程专设安全设施及重要核辅助系统的设计特点和改进

本文详细阐述了秦山核电二期工程安全系统和重要核辅助系统的设计特点，认真总结了安全注入系统、安全壳喷淋系统，蒸发器辅助给水系统，大气排放系统和余热排出系统的设计经验和设计改进，充分说明了秦山核电二期工程安全系统和重要核辅助系统设计的合理性和先进性。     

压水堆核电厂新概念堆芯捕集器设计研究

根据福岛核事故经验,总结了未来堆芯捕集器的设计目标,提出分组捕集(CGC)、强制铺展(WCC)及引流冷却(CCC)3种新概念堆芯捕集器方案。梳理了欧洲先进压水堆(EPR)及俄罗斯水-水高能反应堆(WWER)2种典型堆芯捕集器的技术特点,并对3种新方案的性能倾向进行了评估。结果表明,新方案具有明显的技术优势。     

基于分离式热管换热器的非能动安全壳热量导出系统实验研究

非能动安全壳冷却系统（PCS）是核电厂用以预防和缓解严重事故的重要系统，分离式热管换热器作为一种高效的热交换设备，是其优先设计选项之一。本文介绍了基于分离式热管换热器的PCS原理实验台架的比例设计方法、实验系统和实验结果，分析了热管换热器在特定工况下的换热特性及功率极限，并论证了基于分离式热管换热器的PCS的设计可行性。结果表明：分离式热管单位热端面积换热量可达61 kW，有应用于PCS的潜力；热管的换热性能随冷热端温差的降低而降低，随真空度的提高而升高。     

"碳达峰、碳中和"背景下能源发展趋势与核能定位研判

21世纪以来,温室效应正越发严重地影响着人类的生活。2021年两会,“碳达峰、碳中和”首次被写入政府工作报告。从“双碳”战略目标与实现路径、电力行业碳中和路径与风险分析及核电发展定位等多维度对双碳背景下能源发展趋势与核能定位进行研判。肯定了核电在以新能源为主体的新型电力系统中扮演的角色,明确了核电在我国清洁低碳、安全高效的能源体系中的地位和作用,为政府及能源行业的发展规划提供参考。     

改进型压水堆核电站的总体安全要求——对URD和EUR的初步探讨

本文分析比较了URD和EUR对改进型压水堆核电站在安全、性能、建造和经济目标等总体方面特别是安全方面的要求。介绍了为满足这些要求在设计上所采取的措施。同时也比较了我国现行核电规范的要求并提出了对差别的看法。     

“华龙一号”的设计理念与总体技术特征

"华龙一号"是完全满足三代核电技术指标的先进压水堆,它包括能动与非能动结合的安全系统、单堆布置、CF3先进燃料组件、177堆芯、双层安全壳、完善的严重事故预防和缓解措施、改进的应急响应能力等多项设计特征,其中关键的创新均经过了充分的试验评估和验证。"华龙一号"考虑了适当的措施和充足的裕量保护电站免受地震、洪水和大型商用飞机撞击等外部事件袭击。对于福岛事故后引发关注的各项安全问题,"华龙一号"均采取了针对性措施。"华龙一号"充分实现了经济性与安全性的平衡,先进性与成熟性的统一,能动与非能动的结合,其各项指标均符合国内以及国际最新的监管要求,能够满足国内与国际用户对于清洁能源的需要。