核电厂安全有关的现场仪表设备环境鉴定

介绍了核电厂１Ｅ级和核安全级现场仪表设备环境鉴定目的，鉴定的基本内容及鉴定方法，步骤，顺序等基本要求。     

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.     

核电厂仪控设备电磁干扰分析与定位

电磁干扰（EMI）对核电厂仪控设备的影响显著,某些核电厂发生EMI导致保护设备误报警、保护系统误动或拒动,从而造成误停机甚至停堆事故。因此,必须有针对性地对EMI各干扰源制定解决方案。本文以某核电厂温度测量元件受干扰为例,采用层层演进的方法,发现定位干扰源、分析干扰特性,直至提出解决方案,并采取完善重要保护信号接地、出台运行机组防EMI管理规定等措施,大大降低了EMI对于核电厂运行设备的影响。     

核电厂数字化仪表控制系统设备鉴定方法研究

探讨核安全级数字化仪表控制系统(DCS)设备鉴定的标准体系架构和总体要求。通过对NUREG0800和RCC-E技术规范的对比,分析适用于我国国情的核安全级DCS设备鉴定技术,研究通用的鉴定标准体系和方法,并提出相应验收准则。     

大亚湾核电站数字化改造项目关键敏感设备降级措施研究

大亚湾核电站模拟控制系统由分立式电气元件通过硬接线集成,计划在30 a大修期间进行数字化改造,由于受模拟平台功能限制,设备单一失效对所在控制回路影响巨大,大量仪控设备被识别定性为关键敏感设备。全面降低关键敏感设备数量是大亚湾核电站数字化改造项目的关键目标,本项目以核岛重要控制回路——稳压器水位控制回路为研究对象,对关键敏感设备降级措施进行了系统研究和实践应用,利用改造后数字化控制系统（DCS）自动表决功能和故障诊断功能,提出了测量通道表决优化方案、输出通道双冗余设计方案;利用接口最优原则,将稳压器水位控制回路主调和辅调集中至一个功能子组,取消了大量跨子组接口。以上措施的应用,使稳压器水位控制回路仪控关键敏感设备由17个降至0个,全面提升了控制功能可靠性,降低了电厂设备管理成本,为实现项目关键目标提供了重要参考方案。     

压水堆核电厂仪表控制与计算机化的发展概况

阐述了当今世界压水堆核电站（ＰＷＲ）仪表与控制及自动化设备的发展概况;描述了模拟仪表与控制所存在的缺陷和问题;重点论述了当代先进核电站数字化仪表控制、保护系统与先进主控制室的性能和对计算机化仪表控制提出和要求。     

秦山第二核电厂的仪表和模拟调节控制系统设计和调试小结

本文对秦山第二核电厂的仪表和模拟调节控制系统的设计进行了介绍，并针对设计文件在现场的实际应用进行了分析，提出了设计经验反馈和设计中需要考虑改进的建议。同时也对仪表控制系统的现场调试进行了介绍。     

用于在核反应堆仪表管中产生放射性同位素的设备和方法

【文摘】本发明涉及用于在核反应堆仪表管中产生放射性同位素的设备和方法。一种用于在运行的民用核反应堆（10）的仪表管（50）中产生放射性同位素的设备和方法。放射对象（250）可以在运行过程中插入仪表管（50）以及从其中移除,并且可以转变成不能以其它方式从核反应堆中获取的放射性同位素。示例性设备可以连续地插入、移除和存储待转变成可用的放射性同位素的放射对象（250）。     

大亚湾核电站常规岛循环水系统的特点分析

本文介绍了大亚湾核电站循环水系统设计中的某些特点以及本设计与国内大型火力发电站循环水系统设计的不同之处。本设计的特点是:①循环水系统采用单元式布置,②海水泵房一次滤网采用旋转鼓型滤网,③循环水泵采用立式水泥蜗壳水泵,④循环水系统采用电解海水氯化循环水到1ppm,⑥在凝汽器进口处的循环水管道上装设二次滤网。     

大亚湾核电站石棉垫片的替代和非石棉垫片选型

笔者根据近几年从事石棉垫片替代论证和非石棉垫片选型的经验．介绍了目前国内外几种主要非石棉垫片的类型,给出了非石棉垫片选择原则,以及垫片在实际安装需要注意的一些问题。     

大亚湾核电基地环境介质中14C水平调查

介绍了大亚湾核电基地安全运行20年后周围环境空气、雨水、地表水、地下水、海水和生物样中的¹⁴C水平监测情况。监测结果表明:大亚湾核电基地周围环境介质10 km范围内¹⁴C的活度浓度随着离核岛距离增加而减小,距离到约7 km时,¹⁴C活度浓度降到环境本底水平。     

大亚湾核电厂反应堆厂房地震响应分析评估

大亚湾核电厂核反应堆厂房的抗震分析基本沿用法国M310型机组的标准分析方法（RCC—G）,对于土-结构相互作用（SSI）效应的考虑,采用简化的阻抗函数法。本文拟采用新的相对精确的基于Green函数的三维连续半空间边界子结构法考虑地基岩土的作用,进行SSI耦合系统的地震响应分析计算,并将计算的楼层反应谱（FRS）同设计值进行比较,对设计方法及其结果的趋向性（偏于安全／或不安全）进行评估。结果表明,与基于三维连续半空间边界子结构法的计算结果相比较,电厂设计偏于安全。     

大亚湾核电站安装氢气复合器方案计算分析

针对大亚湾核电站在严重事故条件下安全壳内氢气的产生、释放以及氢气复合器对氢气浓度的影响进行了研究。在假设安全壳内安装一定数量的NIS型被动催化式氢气复合器的条件下,研究了氢气浓度在安全壳内的变化。结果表明,当安全壳内安装大约50个氢气复合器时,最大氢气浓度可以控制在10%左右。     

大亚湾地区三次环境γ辐射剂量率调查测量结果比较分析

由于相继建设广东大亚湾核电站(GNPS)和岭澳核电站(LAPS)，大亚湾地区自1988年至2000年先后进行了三次环境γ辐射剂量率调查。比较分析三次测量结果，大亚湾地区原野和室内的γ辐射水平总体上保持不变，道路的γ辐射水平则略有上升。本文还分析了不同时间特定区域γ辐射水平调查结果差异的原因，说明在环境γ辐射剂量率测量中，测点的代表性直接影响测量结果的可比性。     

大亚湾核电站工程技术改造项目的管理和控制

介绍了大亚湾核电站实施工程技术改造项目的过程,并依据项目管理的原则,分析了大亚湾核电站对工程技术改造项目进行管理和控制的基本体系和要点,为核电站工程项目的管理提供了可借鉴的经验。     

大亚湾中微子探测器能量响应非线性的研究

大亚湾反应堆中微子实验利用大型液体闪烁体探测器探测来自反应堆的中微子。液体闪烁体探测器的能量响应非线性研究是准确重建能量的关键。论文详细论述了能量非线性的来源及测量方法,包括在探测器中利用不同能量的γ源进行刻度,利用本底事例进行刻度,以及在实验室开展的针对不同非线性来源的独立测量,最后通过联合拟合的方法给出测量结果并加以讨论。     

大亚湾核电站全厂断电诱发的严重事故过程研究

在大亚湾核电站严重事故计算分析结果的基础上,对全厂断电诱发的典型的严重事故序列及缓解对策进行了分析。结果表明,全厂断电事故发生后,大约1～2h堆芯上部会裸露,压力容器在5～7h后失效。在约100h安全壳超压失效,而堆坑地基在事故后8.7d会被熔蚀5.5m。结果还表明,堆坑注水措施可以防止堆坑地基熔穿并且减少事故中由于堆芯熔融物与混凝土反应产生的氢气。     

大亚湾核电站延伸运行技术的研究与实施

延伸运行(SO)是指当一回路的硼浓度接近0mg/L时,通过降温和降功率引入反应性,以保证反应堆加深燃耗继续保持功率运行,世界上许多核电厂采用SO.大亚湾核电站成功实施了我国的首次延伸运行.延伸运行作为一个特定的运行模式,需要进行相关的设计论证和安全分析.由于连续或阶跃式的降负荷和降温度,核测量系统和反应堆控制保护系统的参数需要进行特殊设置.按照发电计划的安排,大亚湾核电站的第一次延伸运行于2003年3月11日到3月20日实施,顺利实现了错开大亚湾核电站209大修和100大修的目的.