秦山核电二期工程反应堆及反应堆冷却剂系统源项计算分析

介绍了秦山核电二期工程反应堆及反应堆冷却剂系统源项计算方法、程序和计算结果.该辐射源项用于确定核电站厂房、换料设备和设施屏蔽厚度及其辐射剂量场.     

秦山核电二期工程反应堆及反应堆冷却剂系统的仪表和控制

秦山核电二期工程反应堆及反应堆冷却剂系统的仪表和控制设计参考了大亚湾核电站的设计,但作了冷却剂系统三环路改二环路的适应性修改.本文总结了秦山核电二期工程反应堆及反应堆冷却剂系统仪表和控制的设计、重要仪表控制设备的研制.具体介绍了反应堆保护系统保护变量的选取、反应堆控制系统对堆芯的控制和监测以及提高核电厂可利用率的设计,并着重介绍了重要仪表控制设备的国产化研制过程.1号机组的成功运行证明设计和研制是非常成功的.     

从大亚湾三环路到秦山二期两环路看我国核电站自主设计能力

秦山核电二期工程与大亚湾核电站相比,反应堆功率下降,冷却剂系统三环路变为两环路。因此,重新设计了有关系统,并进行了相应的试验研究与工程验证。初步运行结果表明,设计是成功的。本文介绍部分系统的设计变化与特点以及相关的试验研究,反映设计与试验研究的成功结合,展现我国自主发展核电、自主设计大中型商用核电站的能力。     

从大亚泫三环路到秦山二期两环路看我国核电站自主设计能力

秦山核电二期工程与大亚湾核电站相比，反应堆功率下降，冷却剂系统三环路变为两环路，因此，重新设计了有关系统。并进行了相应的试验研究与工程验证，初步运行结果表明，设计是成功的。本文介绍部分系统的设计变化与特点以及相关的试验研究，反映设计与试验研究的成功结合，展现我国自主发展核电、自主设计大中型商用核电站的能力。     

秦山核电二期工程反应堆冷却剂系统设计

介绍了秦山核电二期工程反应堆冷却剂系统和设备的主要设计参数、设备设计制造标准及材料的选择,系统的各种标准运行方式,还对系统的主要设备和管道的布置、管道支吊架的选择和设置进行了说明.     

秦山核电二期工程反应堆主冷却剂管道系统辅助接管嘴的弹塑性分析

按照RCC-M规范要求对秦山核电二期工程反应堆主冷却剂管道系统的稳压器波动管作了3维完全弹塑性分析,其结果能包络其它小口径辅助接管嘴的力学行为.结果表明,在严苛的包络载荷作用下,接管嘴响应表现出安定性行为,因而秦山核电二期工程反应堆主冷却剂管道系统辅助接管的设计满足RCC-M规范的要求.     

秦山核电二期工程反应堆冷却剂系统核级阀门的选型设计、采购、安装及调试

总结了秦山核电二期工程反应堆冷却剂系统阀门专业所从事的设计选型、采购(包括谈判,签订合同,阀门监造,验收试验等)、安装及调试等工作.     

秦山核电二期工程反应堆水力学设计

本文介绍秦山核电二期工程反应堆压力容器和堆芯的压降计算、旁流计算以及堆芯进口流量分配校核等计算分析方法和结果,提供了设计验证.与反应堆实际运行参数的比较表明,设计参数与运行数据符合得很好.     

秦山核电二期工程反应堆冷却剂系统主设备支承的设计、制造及安装调试

简要介绍了秦山核电二期工程反应堆冷却剂系统主设备支承的设计(包括设计准则、设计输入、结构特点与安装布置)、制造要求以及安装调试等.秦山核电二期工程一号机组主设备支承的制造、安装调试结果表明,主设备支承的设计是合理可行的.     

秦山核电二期工程反应堆控制棒驱动机构设计

秦山核电二期工程控制棒驱动机构的设计,参考了大亚湾核电站控制棒驱动机构的结构设计特点,采用直线步进式磁力提升机构.本文介绍了秦山核电二期工程控制棒驱动机构的设计规范和设计准则,驱动机构结构特点及工作原理、设计计算及设计验证等.通过秦山核电二期工程1#机组的安装、调试和运行,表明该机构设计合理,运行可靠,其性能完全满足秦山核电二期工程的设计要求.     

核电站反应堆冷却剂系统主管道安装焊接

以秦山核电二期工程为例,论述了核电站反应堆冷却剂系统主管道安装焊接技术及质量控制要点,并对反应堆冷却剂系统主管道的安装顺序、安装技术要求、焊接质量检验方法以及焊接变形的控制等方面给予了详细的阐述,对核电站反应堆冷却剂系统主管道安装焊接及质量控制具有借鉴作用。     

秦山核电二期工程反应堆及反应堆冷却剂系统设计与技术服务管理

根据秦山核电二期工程的实际经验,首先介绍了在反应堆及反应堆冷却剂系统(简称RCP系统)的设计中所采用的管理模式--项目管理模式,包括管理过程的描述和组织机构.然后简要介绍了设计管理中工程进度的控制、设计接口管理、设计质量的控制和验证、设计文件管理、中间文件的管理等等内容.介绍了技术服务管理,主要是设备制造技术服务和现场安装及调试技术服务、管理程序、技术交底、验收活动等的管理情况.     

秦山核电二期工程主泵瞬态计算

采用国际惯用的主泵瞬态计算方法,对秦山核电二期工程主泵可能出现的3种瞬态进行了计算,计算结果表明;两台主泵同时丧失交流电源时,主泵惰转的半流量时间大于10s,单泵惰转时,未受影响环路反应堆冷却剂流量增大,主泵卡转子时,反应堆冷却剂流量急剧减小。     

秦山核电二期工程一号机组反应堆首次启动物理试验的预分析

叙述了秦山核电二期工程一号机组反应堆首次启动物理试验理论分析模型、程序和计算结果与测量值的比较.结果表明,理论预计值与实测结果符合良好.     

秦山核电二期工程反应堆冷却剂系统主设备力学分析

介绍了秦山核电二期工程反应堆冷却剂系统主设备设计中所涉及的力学分析工作.主设备包括反应堆压力容器(包含控制棒驱动机构、堆内构件和燃料组件)、蒸汽发生器、主泵、稳压器.主要涉及的内容包含每个设备部件的应力、疲劳、热棘轮、断裂力学分析和内部构件流致振动分析以及试验验证等.设计者已掌握了主设备设计中所涉及的力学分析技术,取得了大量的成果.但是,仍有部分工作是与国外的设计单位合作完成的,我们还需做更深入的研究.     

秦山核电二期工程反应堆压力容器支承设计

根据总体设计要求和设计输入要求,进行了秦山核电二期工程反应堆压力容器支承的结构设计和力学设计.介绍了该反应堆压力容器支承结构的材料及性能指标.通过分析计算表明,该设计满足总体设计的要求.     

反应堆冷却剂系统流量测量试验研究与设计

华龙一号（HPR1000）设置了反应堆冷却剂泵进出口压差表用于测量反应堆冷却剂系统（RCS系统）环路流量,取消了二代改进型核电机组设置的弯管流量计。环路流量测量方式的改变直接影响RCS系统流量测量试验的实施。通过研究主泵的运行特性和系统的阻力特性,提出了基于主泵电功率测量RCS系统流量的试验方法。结合理论分析结果和工程实践经验,给出了反应堆冷却剂惰走流量试验的试验方法和验收准则。研究表明,主泵电功率法可以测量RCS系统的流量,反应堆冷却剂惰走流量可以通过主泵惰转过程的转速变化进行验证。      

秦山核电二期工程反应堆热工水力设计

简要介绍了秦山核电二期工程反应堆热工水力设计的设计基础和设计方法，反应堆压力容器内压降和旁流计算，燃料组件热工水力设计，以及堆芯功率控制和ＤＮＢＲ限值分析等内容。同时进行了设计验证，验证结果表明，设计计算结果与水力模结果符合良好。     

秦山核电二期工程反应堆主冷却剂系统与辅助系统力学分析

介绍了在秦山核电二期工程反应堆冷却剂系统力学分析工作中所使用的设计规范、准则、分析方法、分析模型、使用载荷、分析结果等情况.主冷却剂系统结构分析是系统和部件设计的基础,包括静力分析、地震分析和失水事故分析(LOCA)三大部分,为各设备部件、管件、支撑及土建结构提供设计载荷和其它接口参数;辅助系统力学分析对核辅助管道进行了应力、疲劳和热棘轮分析,以验证管道在核电厂寿期内的结构完整性,为支撑的布置和选型提供依据.同时总结了设计工作中积累的经验和发现的不足,为将来的核电厂的设计工作提供参考.     

秦山核电二期工程反应堆保护系统的研制

秦山核电二期工程反应堆保护系统在参考大亚湾核电站设计的基础上,对某些保护功能、系统设备等进行了重新设计和修改.在系统设计方面,本文介绍了该系统的设计依据和设计准则、系统结构、子系统、定期试验等内容;在设备研制方面,本文介绍了该系统的设备组成、器件选择、以及性能试验等内容.