核动力院
中国核动力院整体情况及办院理念
中国核动力研究设计院（以下简称核动力院）隶属于中国核工业集团公司，是中国唯一集核反应堆工程研究、设计、试验、运行和小批量生产为一体的大型综合性科研基地。自1965年建院以来，已经形成包括核动力工程设计、核蒸汽供应系统设备集成供应、反应堆运行和应用研究、反应堆工程实验研究、核燃料和材料研究、同位素生产和核技术服务与应用研究等完整的科研生产体系。
核动力院现有各类专业技术人员2400余人，中高级工程师及以上技术人员1900余人，中国工程院院士3人。全院建立了90多个实验室，其中2个国家级重点实验室，2个国家级能源研发（实验）中心，涉及50多个工程专业和学科。迄今为止，全院共有1500多项科研成果获得国家和省部级奖励，获得100多项授权专利，设有多学科的硕士、博士授权点和博士后流动站。
核动力院科研力量雄厚，实验设施先进，在中国高新技术领域和先进能源开发工业体系中，占有重要地位。建院以来，先后自行设计、建造了中国第一座高通量工程试验堆等7座核设施，被誉为中国的“堆谷”。上世纪九十年代建成的成都核动力实验基地拥有国内领先、接近世界先进水平的各类试验装置18座。当前，正在建设融基础科研、设计、试验、工程验证、关键设备研制于一体的综合性核动力研发基地。
核动力院通过了ISO9001-2008标准质量体系认证，具备反应堆工程主导工艺甲级设计资格，具备核蒸汽供应系统集成供货能力。目前核动力院承担着秦山二期扩建、岭澳二期、红沿河、福清、方家山、宁德、阳江、昌江等核电工程的核岛主系统或核蒸汽供应系统的工程设计与技术服务。
核动力院积极致力于核电研发，培育了具有自主知识产权的国产化核电站品牌CP600/CP1000/CPR1000，承担着新一代压水堆核电站ACP100/ACP600/ACP1000及CF系列燃料元件研究开发、超临界水冷堆技术预先研究等科研项目。
核动力院为核电、研究堆等领域提供着专业化的技术服务，开展了配套设备供货、反应堆换料设计与论证、辐照技术与辐照效应检验、工程改造及核岛大修及日常维修等各个方面的工作，并逐渐向产业化发展。初步形成了民用同位素生产及其配套的多种医用治疗机、工业用探伤机、“云克”抗类风湿系列药品和新材料等支柱性产品。
40多年来，核动力院为国民经济建设、为中国核动力事业的发展做出了巨大贡献，被吴邦国委员长誉为“中国核动力工程的摇篮”。面向未来，核动力院将秉承“自主创新，勇攀高峰”的核动力精神，朝着“中国核工程研发中心、国际一流研究设计院”的发展目标不断奋进。
一所：反应堆运行和应用研究所
一所下设十个主要研究室，专业门类齐全，主要包括：反应堆工程、原子核物理、核动力装置、核材料、放射化学、核技术及应用、核辐射防护及环境监测、核辐射工艺及辐射加工、反应堆控制与自动化仪表、放射性计量及同位素检测、机械设计与加工工艺、供电系统及自动化、三废处理工艺等专业。拥有中子通量高、辐照空间大、堆芯布置灵活等特点的高通量工程试验堆、岷江试验堆、反应堆临界试验装置、反应堆水化学和燃耗分析实验室、国内规模最大的热室和半热室群、国家级计量校准实验室等先进的基础设施和精良的检测设备。
建所以来，该所硕果累累，共有200多项科技成果获省、部级以上的奖励。其中，国家级科技进步奖3项、部级科技进步一等奖2项、二等奖13项、三等奖180余项。 在对外交流方面，先后接待了IAEA和数十个国家和地区的数百位专家、学者的参观访问，该所也先后派员去美国、法国、德国、俄罗斯、比利时、日本等十多个国家进行工作访问和交流。
研究方向:
反应堆运行研究 反应堆物理研究 放射化学研究
辐照效应研究 辐照技术研究 计量测试技术研究
承接项目:
燃料元件辐照考验 反应堆材料辐照试验
放射性同位素生产 硅单晶中子掺杂
技术服务与支持:
反应堆运行人员培训 反应堆检修 反应堆退役设计与实施
辐照服务即辐照后的检验 辐照监测仪表的检定
辐照装置设计环境监测技术服务 三废系统设计与供货
三废处理与处置 放射化学分析
研究领域:
核动力运行研究
-------------------
高通量工程试验堆自建成以来，已安全运行20多年，累计积分功率已达1万多MWd。MJTR自建成以来也已运行10多年，累计积分功率已达几千个MWd。针对反应堆设备和系统老化、以及安全相关的适应性等问题，对反应堆进行了持续不断的改造，进行了几乎涉及反应堆每个系统的大规模改造，增设、完善了反应堆安全系统和设施；为适应反应堆运行任务和装载的不断变化，研究开发了多套反应堆物理、热工计算程序，进行了大量的反应堆临界试验、反应性测量试验、反应堆堆芯中子注量及其分布测量等。
核动力应用研究
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→辐照技术研究
反应堆辐照装置设计
不同温度下燃料元件及材料辐照试验
核材料元件及材料中子辐照后的性能检验与研究
→辐照效应研究
主要从事核燃料及燃料元件的辐照肿胀与生长、辐照腐蚀、PCI效应、裂变气体释放，反应堆压力容器及堆内构件材料的辐照脆化、腐蚀、变形等辐照效应研究。
→放射化学研究与燃耗分析
主要是燃料元件辐照后化学检验和反应堆一回路水质监控。燃料元件的燃耗分析、裂变气体分析、稳定同位素分析、放射性核素分析、水质分析、微量元素分析、复杂品的放化分离以及核设施化学去污等。在研究方法上应用色谱、质谱、光谱、能谱等仪器分析方法。
→核设施退役实施
主要从事核设施退役工程设计、工艺设计、解体切割、工程管理等工作。
→放射性三废治理研究
主要从事放射性废液的处理方法、放射性浓缩液的固化工艺、放射性固体废物焚烧工艺的研究。
→放射性计量检测与校准技术研究 主要进行电离辐射计量标准的建立和量值传递，为反应堆放射性工艺监测、环境监测以及同位素产品活度等测量数据提供可靠的标准。
二所：反应堆工程研究所
中国核动力研究设计院反应堆工程研究所（简称二所）是一个从事反应堆工程实验和理论分析的研究所。下设九个研究室（其中之一为中核集团热工水力重点实验室）、一个电热元件厂。挂靠设置有核级设备鉴定中心、核电设备研发中心。研究的领域包括反应堆物理、反应堆故障诊断、反应堆热工水力、反应堆水化学与材料腐蚀、反应堆结构力学等10个学科，计有41个专业。全所共有各类人员400余人。
二所拥有较完备的核动力工程实验设施和先进的试验手段，在成都建有18台套大型反应堆工程实验装置，目前是中国唯一的核动力工程试验研究基地，研究设施达到或接近世界先进水平，具备了百万千瓦级核电站国产化的试验研究和开发能力，具备了对现有核电站、现有核设施及待建核设施技术支持与服务能力。
建所40来，二所先后承担并完成了多型核动力装置工程实验研究，高通量工程实验堆和脉冲反应堆的试验研究，秦山300MWe和600MWe核电站的工程实验研究和重点科研攻关项目，先进堆AC600，以及原子能院先进实验堆及中国实验快堆的部分试验研究，取得了大量具有实际工程意义的科研成果。
为满足核电工程的急需，二所发挥人才、技术和设备优势，研究开发出一大批高新技术产品，如电气贯穿件、引导式安全阀、压力容器“O”形密封环、硼浓度计、水质综合监测装置等，这些产品已成功地应用于国内核电站和出口巴基斯坦核电站等重大工程中。
三所：核动力设计研究所
中国核动力研究设计院位于成都市一环路南三段28号,是国家大型重点科研单位之一,曾为我国原子能工业做出重大贡献,完成大量的研究设计项目，在核工业战线上是一支功勋卓著的队伍。
第三研究所是中国核动力研究设计院所属的研究设计所之一.专业从事同位素产品应用、自动控制、第三研究所是中国核动力研究设计院所属的研究设计所之一.专业从事同位素产品应用、自动控制、压力容 器检测、计算机应用及电子仪表的研制工作。先后研究设 计并参与了高通量工程试验反应堆、岷江低功率反应堆、清华大学低温供热堆控制保护系统和快中子反应堆高温钠回路实验装置等多项有重大影响的科研项目.第三研究所拥有多名国家级专家及一批科研生产经验丰富的技术人员。
随着科学技术的进步和社会主义市场经济的发展,自1987年,第三研究所工作重点逐步转向民用核技术的应用研究。经过数年的努力,先后研制出二十余种新产品投放市场,其中一部分产品填补了国内空白,大部分产品处于国内领先地位,取得良好的经济效益和社会效益。
四所：核燃料元件及材料研究所
中国核动力研究设计院核燃料元件及材料研究所（第四研究所），成立于1975年，主要从事反应堆燃料元件、相关组件以及反应堆结构材料的研制开发，是国内集科研、技术服务和小批量生产于一体的核燃料元件与材料研发基地，是国家在军民两用反应堆燃料元件及材料研究开发领域具有主导地位的专业研究所。
我所拥有一支专业结构合理、技术水平较高的高素质人才队伍。现有在职职工378人，其中高级专业技术人员103人 （研究员和研究员级高工31人），本科及以上学历人员257人。是“核科学与技术”领域中“核燃料循环与材料”二级学科的博士、硕士培养点。历年来荣获240余项国家和省部级科研成果，拥有国家发明专利40余项。
经过三十多年的发展，我所形成了完整的燃料元件及材料研发专业，包含化工转换、陶瓷及粉末冶金、冶金及压力加工、材料物理、化学分析、焊接技术、无损检测、材料腐蚀等专业学科。在先进燃料元件、可燃毒物材料、屏蔽材料、锆合金包壳材料及反应堆结构材料研究等方面处于国内领先地位。是反应堆燃料及材料国家级重点实验室的委托单位，是国家能源先进核燃料元件研发（实验）中心和中国核动力研究设计院无损检测中心的挂靠单位。
面向未来，我所将秉承“事业高于一切、责任重于一切、严细融入一切、进取成就一切”的核工业精神，为我国核动力事业的发展勇攀高峰，再创辉煌！
办院理念
核动力院精神——自主创新 勇攀高峰
形象用语——动力无限
共同愿意——创国际一流研究设计院
理念——以人为本 追求卓越 造福社会
核心价值观——重责任 求发展
国家核安全局关于颁发和换发中国原子能科学研究院等单位民用核设施操纵人员执照的通知
国家核安全局关于颁发和换发中国原子能科学研究院等单位民用核设施操纵人员执照的通知
文章属性
• 【制定机关】国家核安全局
• 【公布日期】2010.03.31
• 【文 号】国核安发[2010]44号
• 【施行日期】2010.03.31
• 【效力等级】部门规范性文件
• 【时效性】现行有效
• 【主题分类】核能及核工业
正文
国家核安全局关于颁发和换发中国原子能科学研究院等单位民用核设施操纵人员执照的通知
（国核安发[2010]44号）
国家国防科技工业局：
你局《关于同意张巍等68人申请研究堆操纵人员执照的函》（科工函〔2010〕7号）、《关于中国原子能科学研究院于晓明等9人换发研究堆操纵人员执照的函》（科工函〔2010〕6号）和《关于李义国等5名研究堆操纵人员申请换发执照的函》（科工函〔2009〕55号）均收悉。经审核，现将批准颁发和换发执照事项通知如下：
根据《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》（HAF001）及其实施细则有关规定和国家国防科技工业局的审查意见，我局对中国原子能科学研究院、中国核动力研究设计院、清华大学核能与新能源技术研究院民用核设施操纵人员执照申请文件进行了审核，认为张巍等68人具备民用核设施操纵人员资格，现批准颁发执照。认为李义国等13人具备民用核设施操纵人员资格，现批准换发执照。 附件：1.批准颁发执照人员名单
2.批准换发执照人员名单
二○一○年三月三十一日
附件一：
批准颁发执照人员名单
一、中国原子能科学研究院：
中试厂铀溶液临界装置
序号 姓 名 身份证号码 执 照 号 有 效 期 至
1 张 巍 ******************GYZD001-10 2013年3月31日
2 罗皇达 429001197906165616 GYZD002-10 2013年3月31日
3 攸国顺 132801197602033217 GYZD003-10 2013年3月31日
W波段波导—微带对脊鳍线过渡结构设计
Science&TechnologyVision
科技视界科技视界Science&TechnologyVision
科技创新0引言
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院[1袁2]尧
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图1矩形波导要微带对脊鳍线过渡结构W波段波导—微带对脊鳍线过渡结构设计
单伟包超高志宇郑晓秦越(中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室袁四川成都610213冤
揖摘要铱文章基于对脊鳍线过渡结构设计并仿真了一种W波段的矩形波导要微带线的转换器遥该转换器具有平
面电路的几何结构优点袁且空间体积小尧质量轻袁可广泛应用于毫米波平面传输线组成的电路中遥通过仿真结果表明院在W波段渊80耀95GHz冤的频带范围内袁该过渡结构的回波损耗小于20dB袁插入损耗小于0.4dB遥揖关键词铱W波段曰波导要微带转换曰毫米波曰对脊鳍线
中图分类号院TN02文献标识码院ADOI院10.19694/ki.issn2095-2457.2021.12.45
揖Abstract铱ThispaperdesignsandsimulatesaW-bandrectangularwaveguide要microstriplineconverterbased
onthetransitionstructureoftheridge要finline.Theconverterhastheadvantagesofplanarcircuitgeometry
structure,smallspaceandlightweight,andcanbewidelyusedincircuitscomposedofmillimeterwaveplanar
transmissionlines.Thesimulationresultsshowthat:intheWband渊80-95GHz冤frequencyband,thereturnlossof
自给能中子探测器在反应堆中子测量中的应用研究
Science&TechnologyVision科技视界科技视界Science&TechnologyVision0引言袁遥袁袁袁尧尧袁袁袁袁袁遥袁袁遥袁渊Self-PoweredNeutronDetector袁SPND冤遥SPND尧尧尧尧尧尧袁袁袁袁遥SPNDSPND遥1自给能中子探测器1.1基本结构SPND遥1SPND袁尧遥袁袁SPND袁遥袁遥袁遥SPND1mm袁袁袁遥图1SPND探头结构示意图作者简介院杨戴博（1984—），男，高级工程师，主要从事反应堆核仪表系统研发设计。自给能中子探测器在反应堆中子测量中的应用研究杨戴博李昆韦文彬李丹夏源渊中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家级重点实验室袁四川成都610041冤揖摘要铱目前袁三代核电普遍使用固定式自给能中子探测器渊SPND冤来实现堆芯中子注量率水平及其分布的测量袁这对于保持反应堆功率密度的最佳分布袁保证核反应堆的安全稳定运行具有重要意义遥文章论述了SPND的基本结构尧工作原理尧探测器分类和探头材料选取袁重点分析了铑SPND的响应机理和延迟修正方法袁并对不同延迟修正方法的效果进行了对比遥文章的研究对于SPND的理论机理分析和实际工程应用都具有一定的意义遥揖关键词铱自给能中子探测器曰堆芯中子注量率曰响应机理曰延迟修正中图分类号院TL362文献标识码:ADOI院10.19694/ki.issn2095-2457.202员.园苑.源苑揖Abstract铱Atpresent袁thefixedselfpoweredneutrondetectoriswidelyusedinthethirdgenerationnuclearpowerplanttomeasuretheneutronfluxlevelanddistributioninthecore袁whichisofgreatsignificancetomaintaintheoptimaldistributionofthereactorpowerdensityandensurethesafeandstableoperationofthereactor.Inthispaper袁thebasicstructure袁workingprinciple袁detectorclassificationandprobematerialselectionofSPNDarediscussed.TheresponsemechanismanddelaycorrectionmethodofrhodiumSPNDaremainlyanalyzed袁andtheeffectsofdifferentdelaycorrectionmethodsarecompared.TheresearchinthispaperismeaningfulforthetheoreticalmechanismanalysisandpracticalengineeringapplicationofSPND.揖Keywords铱SPND;In-coreneutronflux;Responsemechanism;Delaycorrection131Science&TechnologyVision科技视界科技视界Science&TechnologyVision1.2工作原理SPND袁袁遥遥袁袁野冶遥2遥院淤于袁茁-袁曰盂袁酌袁曰榆虞酌袁遥袁渊冤袁渊冤遥图2自给能探测器中可能发生的过程1.3探测器分类袁SPND茁遥茁SPND茁渊冤遥茁渊冤袁茁袁袁遥袁袁茁渊1min冤遥袁1E袁尧遥袁遥SPND酌遥渊茁袁冤袁酌袁遥袁袁SPND遥渊酌酌冤袁袁茁1%~2%遥袁遥1.4探头材料选取1遥袁SPND袁渊n袁酌冤遥茁渊冤SPND袁渊n袁酌冤表1常用发射体材料物理数据132Science&TechnologyVision科技视界科技视界Science&TechnologyVision酌袁茁酌遥袁遥渊n袁酌冤袁遥SPND袁袁SPND遥SPND袁酌袁酌93%袁遥尧尧SPND遥SPND尧尧尧袁袁遥SPND袁遥SPND袁遥袁尧尧袁Al2O3尧MgO尧BeO遥尧遥袁尧尧遥尧遥2铑自给能中子探测器2.1响应机理袁SPND袁103Rh遥SPND院渊1冤103Rh酌袁酌遥袁遥渊2冤103Rh104mRh袁104mRh104Rh酌遥104mRh4.34袁遥渊3冤104Rh茁袁茁遥104Rh茁42.3袁遥渊4冤104Rh茁104mPd袁104mPd酌袁酌遥104Rh袁遥袁SPND袁尧袁遥SPND1013n窑cm-2窑s-10.39%/袁遥2.2延迟修正原理1.2袁茁袁茁SPND袁袁袁SPND遥SPND袁院渊1冤103Rh渊n袁酌冤酌袁104Rh渊92%冤104mRh渊8%冤遥袁袁袁5%耀15%遥渊2冤104mRh袁4.34min104Rh袁遥104mRh8%袁5.95%耀6.65%遥渊3冤104Rh42.3s茁104Pd袁遥袁79.05%耀88.35%遥袁遥In院袁In袁渍袁浊n袁浊n酌袁浊1aRh104Rh104m袁姿1Rh104袁姿2Rh104m袁T1/2遥133Science&TechnologyVision科技视界科技视界Science&TechnologyVision袁遥遥2袁遥3结语SPND袁SPND尧尧袁SPND遥SPND遥揖参考文献铱[1]李树成袁夏良通.铑自给能中子探测器延迟响应消除算法研究[J].核电子学与探测技术袁2009袁29渊6冤院1516-1519.[2]李昆袁韩文兴袁尹秋升等袁低功率条件下铑自给能探测器信号噪声消除[J].核动力工程袁2018袁3渊1冤院169-172.[3]徐小恒袁莫华均袁李东仓等袁铑自给能探测器延迟信号数字处理算法与实验研究[J].核动力工程袁2019袁40渊4冤院134-138.表2不同延迟消除方法对比[1,3]
行政领导负责制下的科研院所党建工作思考
562018.8MEC企业党建MODERN ENTERPRISE CULTURE
1984年，中央批准中国科学院计算所等14个研究所试行所长负责制。1985年，中央出台《关于科学技术体制改革的决定》，正式提出在研究所实行所长负责制。这是上世纪80年代我国科技体制改革的重要内容，也是对科研机构领导体制的重大改革。1985年《关于科学技术体制改革的决定》，在明确科研院所实行所长负责制的同时，强调指出：“研究所的党组织应该通过思想政治工作，保证、监督各项方针政策的贯彻，支持所长负责制的有效实施，促进科学技术工作的发展。”2000年，中组部在《关于加强和改进科研院所党的建设工作的意见》中强调，要“充分发挥党组织的政治核心作用，坚持和完善院（所）长负责制，建立科学的科研院所管理体制”。2007年，十七大新修订的《党章》中强调“实行行政领导人负责制的事业单位中党的基层组织，发挥政治核心作用”。十八大《党章》中，更进一步明确“国有企业和集体企业中党的基层组织，发挥政治核心作用，围绕企业生产经营开展工作，参与企业重大问题的决策”。这些说明，中央对在科研院所实行院所长负责制的模式是肯定的，对科研院所各级党组织发挥政治核心和保证监督作用的职责是明确的。一、科研院所党组织作用发挥存在的问题及其原因1.在思想观念上，对现阶段发挥党组织作用重视程度不够一致。不少科研人员甚至是党员干部都有一种观点，认为科研院所的科研生产经营工作是硬指标，党建工作是软任务。一部分同志不愿意做党务工作，对党建工作缺乏主动性和自觉性。研究党建工作结合实际不多；布置党建工作满足于“复制、粘贴”；落实党建工作能省则省，走过程；检查工作浮于表面。随着社会价值观日益多元，给党员的理想信念带来很大冲击，有的党员党性观念淡薄，党员先锋模范作用难以得到切实体现。2.在领导体制上，党组织的保障监督作用和民主集中制在法人治理结构下不够顺畅。实行院所长负责制后，个别党组织对发挥作用的定位理解不够全面，把党的工作混同于一般的事务性工作，忽视了党组织政治核心和保证监督作用发挥。片面认为院所长负责制主要是院所长负责，不能妥善处理好院所长负责制和民主集中制的关系。同时，科研院所不同程度地存在对党章和党内法规制度理理解不透彻的现象。党内生活制度未很好贯彻执行，批评与自我批评开展的不充分，进行积极正确的思想交流比较少，党内同职级领导各有自己分管的工作，缺乏经常的沟通，造成党组织的工作合力不够，党建工作“一岗双责”落实不到位。3.在人员配备上，党务工作者队伍不稳定，专业性欠缺。合署办公的现象较为普遍，党办主任身兼数职、工作人员任务冗杂。党务干部总量相对不足，年龄和知识结构不够合理，整体素质有待提高。4.在工作方式上，党组织活动创新力、吸引力和影响力不够强大。少部分基层党组织生活制度落实不够全面，个别单位对“三会一课”制度落实不到位，或流于形式。5.在制度支撑上，科研院所的党建工作制度与科研工作制度体系缺乏有机结合和配套更新。党建工作制度往往由中央、地方的政策转化而来，未能真正服务于实际的科研生产，在落实和执行中疲于应付，脱离科研实际。二、科研院所党组织发挥作用的中心和思路1.坚持围绕科技自主创新，是充分发挥科研院所党组织作用的根本。2.科学把握角色定位，是充分发挥科研院所党组织作用的前提。3.密切结合科研院所实际，是充分发挥科研院所党组织作用的关键。4.坚持不懈地加强基层党组织建设，是充分发挥科研院所党组织作用的基础。5.切实激励科研人员的积极性、主动性，是充分发挥科研院所党组织作用的途径。6.健全和落实党建工作责任制，是充分发挥科研院所党组织作用的保障。三、提升科研院所党建工作作用的措施和着力点（一）从严落实“一岗双责”和两个责任，提高行政领导干部党建自觉意识1.结合科研管理实际，加强学习教育，提高领导干部党性行政领导负责制下的科研院所党建工作思考李化英 中国核动力研究设计院中图分类号：D267 文献标识：A 文章编号：1674-1145（2018）8-056-02摘 要 行政负责制是我国科研机构的主要领导体制，党组织是其必须的内部组织机构。在行政与党同时并行的管理基础上，党建工作如何融入科研中心、发挥重要作用，是值得深思和探讨的重要课题。为总结经验、分析问题，积极探索新形势下科研院所党组织发挥作用的方法和途径，充分发挥党组织的政治核心作用、战斗堡垒作用和共产党员的先锋模范作用，更好地坚持和完善行政领导负责制，本文特以“行政领导负责制下的科研院所党建工作作用发挥”为主题，进行深入探讨。关键词 行政负责制 科研院所 党建工作
三维设计和协同设计平台在核电设计院的应用
第３１卷
２ Ｏ １ ０ 第３期
年６月 核动力工程
Ｎｕｃｌｅａｒ Ｐｏｗｅｒ Ｅｎｇｉｎｅｅｒｉｎｇ Ｖ．０１．３１．ＮＯ＿３
Ｊｕｎ．２ ０ ｌ Ｏ
文章编号：０２５８・０９２６（２０１０）０３－００９６－０６
三维设计和协同设计平台在
核电设计院的应用
王 勇
（上海核工程研究设计院，上海，２００２３３）
摘要：结合上海核工程研究设计院（ＳＮＥＲＤＩ）三维设计和协同设计平台的建立、推广和应用经验，阐 述了以传统设计方法为主流的核电设计院应如何完整、有序、可控地建立满足核电工程设计需求和核电质量 保证要求的协同设计平台的方法。 关键词：三维设计；协同设计；核电设计院；应用 中图分类号：ＴＰ３１９ 文献标识码：Ａ
１ 引 言
随着国家大力发展核电的战略规划的实施，
国内的核电设计院从过去面临单一项目，跨越成
同时面临多项目。传统的以计算机辅助设计
（ＣＡＤ）和ＯＦＦＩＣＥ为主的分散的设计和管理模
式无论在设计能力还是管理能力上都无法满足同
时开展多项目设计的要求。因此，国内的核电设
计院已将建立三维设计和协同设计平台作为迎接
核电新机遇的首要任务。
三维设计是用户通过调用智能化、参数化的
三维模型，在三维环境下进行建筑、设备、管道
及电缆桥架等布置，自动生成各类施工图纸及文
件。协同设计在三维设计的基础上，集成其他非
三维软件生成的各类设计数据和文件，并将设计
流程管理融合在一起，形成覆盖整个核电设计领
域的设计数据集成管理平台。
本文通过对上海核工程研究设计院（ＳＮＥ． ＲＤＩ）的三维设计和协同设计平台的建立、推广
和应用过程的剖析，总结出适用于国内核电设计
院的三维设计和协同设计建立的思路和方法。
２建立三维设计和协同设计平台时必须
考虑的技术因素
鉴于核电设计的特殊性，任何一个工具或平
台只有充分验证其有效性之后才能够应用于核电
设计领域。因此，在建立三维设计和协同设计平
收稿日期：２００９￣３－１８：修回日期：２００９．１０－１５ 台时必须考虑以下３种技术因素：①三维设计软
核工业第五研究设计院
核工业第五研究设计院
核工业第五研究设计院（以下简称“第五院”）是中华人民共和国国防科技工业部属的一家研究设计院，成立于1966年。第五院主要承担核能利用领域的科研与设计任务，是我国核科技研究的重要机构之一。
第五院以“创新、协调、绿色、开放、共享”的发展理念为指导，致力于推动核能科技创新和发展，提高核能利用的安全性和效益。该院在核电站设计、核电站运行与维护、核岛主设备研制等方面取得了丰硕的成果，为我国核电产业的发展做出了重要贡献。
第五院在核能科技创新领域进行了一系列研究与设计工作。该院研发了国内第一代商业压水堆核电站，并在深圳大亚湾核电站的建设与运营中发挥了重要作用。该院还开展了核动力潜艇的研发与设计工作，为我国海洋强国建设提供了重要支撑。
第五院在核安全领域也具有丰富的经验和优势。该院坚持以人为本、安全第一的原则，建立了一套严格的核安全管理机制，确保核能设施的运营安全和环境监测合格。该院的核安全技术研究涵盖了辐射防护、核事故应急和核安全评估等方面，为我国核能安全工作提供了重要技术支持。
此外，第五院还致力于推动核能科普与人才培养工作。该院定期组织核能科普活动，向公众宣传核能的安全性和环保优势，增强公众对核能的信任和理解。该院还与国内高校合作，开展核能相关学科的人才培养计划，为核能领域培养高素质的科研和管理人才。
总之，核工业第五研究设计院作为我国核能科技研究的重要机构，承担着核能利用领域的研究与设计任务，为我国核能产业的发展做出了重要贡献。该院将继续以高质量科研和技术创新为中心，推动核能科技的发展与应用，为我国能源结构的转型升级和国家安全做出新的贡献。
建立完善的设计管理体系 确保扩建工程设计总体水平不断提高
圆囫团圆姗露ｌ鬣 ≥ 本刊专题——聚焦秦山核电二期扩建Ｉ程
建立完善的设计管理体系 确保扩建工程设计总体水平不断提高
中国核动力研究设计院副院长 黄学清 中国核动力研究设计院在成功完成秦山核电二期工 程１、２号机组有关研发设计工作后，继续作为分包设计 方，在秦山核电二期扩建工程３、４号机组建设中承担反 应堆及反应堆冷却剂系统的设计及技术服务任务。秦山 核电二期扩建工程作为秦山核电二期工程的“翻版加改 进”。设计过程中大量的工作将体现在“改进”上。 “改进”的内涵包括：遵循新的法规和标准；设计中拟 实施的改进项目；掌握设备承制方变化及设备材料代用 情况ｉ在多个项目同时展开的情况下，建立一套适宜的设 计管理体系等。 严格遵循新的法规和标准。遵照国家核安全局关于 《秦山核电二期扩建工程拟遵守法规、标准的报告》的批 复意见，核动力院在设计管理中拟采取的做法包括：针对 新建核电厂拟采用的法规、标准。组织多轮次内部学习培 训。及时召开各种涉及法规、标准的学术研讨会 设计评 审会等；在初步设计审查中，多次组织院内不同专业人员 参加与国家核安全局有关专家对话会，回答国家核安全 局提出的问题。并组织不同专业的现场问题答辩；针对不 同设计阶段，组织有关设计论证报告及计划安排 进度的 研讨。 优化各“改进”项的设计。在秦山核电二期扩建工程 中，核动力院负责４个重大项目的技术改进。涉及ＣＤ２、 ＬＯＴ９３的改进２９４项，涉及１、２号机组设计改进１０３项。 为做好这些“改进”项的设计，我们将在各个设计阶段均 作出详细的计划安排，组织各改进项目进行分析研究，编 制和审查相关改进项设计评价报告；针对设计中遇到的 疑难问题和制约因素，及时提出和安排设计咨询。使秦山 核电二期扩建工程设计的总体安全水平和技术经济性得 到进一步提高。 熟悉掌握设备承制方和设备材料代用情况。秦山核 电二期扩建工程设备将继续沿用多国采购的模式。在业 主方主持下，设计院的设计管理及技术投入主要体现在 主设备前期采购的招、投标和后期的制造文件审查等方 面。当前，在秦山核电二期扩建工程中的国内、外部分设 备承制方发生了变动的情况下，需要我们在设计工作中
[课外阅读]2019年我国有望建成海上浮动核电站
1 [课外阅读]2019年我国有望建成海上浮动核电站
有用电需求时将电站拉过来，不需要就用船将电站拉走，记者15日从中核集团旗下中国核动力研究设计院（以下简称核动力院）了解到，该院联合国内船体平台研发、设计和制造单位，已完成针对我国海域海上浮动核电站初步设计和关键技术攻关，计划2016年底启动示范堆建设，2019年有望建成运行这种“招之即来挥之即去”的海上浮动核电站。
日前，国家发改委正式复函，同意中核集团申报的海上浮动核电站ACP100S纳入能源创新“十三五”规划。
ACP100S是ACP100的海上应用型号，是中核集团完全自主研发、自主设计的小型海上反应堆型号，单堆电功率100MW（兆瓦）。作为国家高新技术产业发展项目，2011年“多用途模块式小型压水堆ACP100”已获国家能源局批复，且已完成所有科研攻关工作。
在国际原子能机构（IAEA）定义中，“小型”机组是指电功率300MW以下的机组，轻水堆是其主要堆型。2004年6月，IAEA宣布重新启动中小型反应堆的开发计划，美国、俄罗斯、韩国等核电强国已着手小堆研发和应用。
近年来，我国包括中核集团在内的核电企业，加快小型核反应堆研发和推广，虽起步时间不同，但为海上钻井平台、海岛开发、偏远地区等提供热电水等能源需求，满足供电、供热、海水淡化、核能制冷等多元化发展需求成为共识。 2 核动力院多用途模块式小型压水堆总设计师宋丹戎表示，基于50年的海上小堆研发经验，该院自主研发的浮动核电站ACP系列已实现型谱化，包括ACP10S、ACP25S、ACP100S等不同功率规模的浮动式核电站堆型，并可在此基础上进行单双堆组合，实现不同功率规模集成的浮动式核电站。他透露，核动力院与国际最大的英国劳氏船级社和IAEA签订合作协议，正在开展浮动核电站安全审评和法规标准制定工作。
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成都核动力研究院
成都核动力研究院
成都核动力研究院，隶属于中国工程物理研究院，是我国核能领域重要的研究机构之一。成都核动力研究院成立于1970年，是我国核能科技事业取得重大突破的一个标志。
作为我国核动力研究的重要基地，成都核动力研究院致力于核动力技术研究及应用推广。其科研工作主要包括核电站设计、核能材料、核燃料、核燃料循环与后处理、核能安全等多个领域。研究院拥有一支具有高水平的科研团队，其中包括众多博士、硕士学位的研究人员。多年来，成都核动力研究院在核动力领域取得了一系列重大的科研成果，为我国核能事业的发展做出了突出贡献。
首先，成都核动力研究院在核电站设计方面取得了丰硕的成果。他们研发了一系列高效、安全的核电站设计方案，提高了我国核电站的运行效率和安全性。同时，他们还开发了新一代核电站技术，推动了我国核电产业的升级与发展。
其次，成都核动力研究院在核燃料及核燃料循环领域的研究也取得了重大突破。他们研发出了一系列高效、稳定的核燃料，并探索了核燃料循环的新途径，解决了核燃料资源紧缺和核废料处理等难题。这些成果为我国核燃料产业的发展提供了强有力的支持。
此外，成都核动力研究院在核能安全领域也开展了深入的研究。他们研究了核能事故的应急响应机制，提出了一系列科学的应对措施，以降低核能事故对人类及环境的影响。他们还进行了核辐射防护技术的研究，为核能安全提供了重要保障。
总之，成都核动力研究院是我国核能事业的重要支撑之一。他们在核电站设计、核燃料及核燃料循环、核能安全等方面的研究都取得了显著成果。未来，成都核动力研究院将继续致力于核能科技的创新和应用推广，为我国核能事业的发展做出更大的贡献。
核动力院 超临界二氧化碳
核动力院 超临界二氧化碳
核动力院超临界二氧化碳技术是一种先进的发电技术，它利用超临界二氧化碳作为工质，通过布雷顿循环实现热能向电能的转换。这种技术具有高效率、灵活性强、环保成本低等优势，因此受到广泛欢迎。
在核动力院超临界二氧化碳技术的研发和应用方面，中国走在了前列。中国核电和陕西煤业集团共同建设的“阳泉超临界二氧化碳示范电站”是世界上首个商业化的超临界二氧化碳示范电站，具有里程碑意义。此外，中国自主研发的“华龙一号”核电站也采用了超临界二氧化碳工质，使得该核电站具有更高的热效率和可持续性。
超临界二氧化碳工质发电技术是一种具有很大潜力的发电技术，它不仅可以提高发电效率，降低环境污染，还可以利用各种热源，具有广泛的适用性。未来，随着技术的不断进步和应用范围的不断扩大，超临界二氧化碳工质发电技术有望成为一种重要的能源供应方式，为人类社会的可持续发展做出贡献。