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。     

秦山核电二期工程反应堆冷却剂泵

介绍秦山核电二期工程主泵结构及主泵的监测和保护系统,重点介绍了秦山核电二期工程特有的双通道振动监测器及相关设备.     

秦山核电二期工程反应堆主屏蔽设计

采用离散坐标DOT3.5程序计算了秦山核电二期工程反应堆主屏蔽的中子和γ射线通量密度分布、剂量率和释热率,并用中子通量密度综合方法由一维和二维计算结果得到了空间任意点的三维中子通量密度,确定了压力容器内表面的快中子注量.其计算结果均小于设计限值,符合设计要求.     

秦山核电二期工程堆芯核设计

秦山二期核电厂反应堆堆芯核设计吸取了近年来压水堆电厂先进的设计思想，采用低线功率密度堆芯，提高了堆芯的安全裕度，不同富集度的燃料组件和可燃毒物的合量布置，改进了堆芯的物理特性，采用ＯＵＴ－ＩＮ，四分之一换料方式提高了燃产利用率，卸料比燃耗达到３５ＧＷ．ｄ／ｔ（Ｕ），同时满足了年换料制的要求。采用了先进的和经过验证的计算方法和计算机程序。这些程序受了大亚湾和秦山核电厂数据的设计检验，因而提高了设计的     

秦山核电二期工程土建接口设计

对秦山核电二期工程工程土建接口设计的设计规范和标准、设计输入、设计中存在的问题进行了总结,并提出了改进意见.     

秦山核电二期工程稳压器的自主设计与国产化

采用分析法进行稳压器的设计.为了减小热应力的危害,改善接头的受力状态,采取了降低热疲劳的措施.在RCC-M 1级锻件的基础上,又增加了砷、锡、锑、硼等有害元素的考核指标以及金相检验的要求.稳压器的支承设计采用下封头整体锻出的凸台与裙座支承筒对接焊连接.对波动接管及其热屏蔽套管的瞬态温度场分布、喷雾接管材料的疲劳性能和塑性累积变形,以及反应堆冷却剂系统特殊构件(包括波动接管)的瞬态传热特性进行了试验和分析研究,用流体力学软件FLUENT对构件的传热性能进行了数值计算,得到了良好的试验和计算结果.     

秦山核电二期工程主泵轴密封及保障其完整性而采取的措施

本文介绍了秦山核电二期工程反应堆冷却剂泵(简称主泵)轴密封的功能、特点、流程、测量、危急运行、故障分析以及保证轴密封完整性而采取的措施.这些措施包括配备应急柴油发电机、配备气轮机驱动的水压试验泵、采用耐288℃高温的O形圈.     

基于主元分析的核电站主冷却剂泵故障诊断

研究了基于主元分析的故障诊断方法，在对某核电厂主冷却剂泵的故障诊断仿真实验中，建立了15个测量参数异常情况的故障特征方向库。通过对实测数据进行分析，证明此方法用于核电站的主冷却剂泵的故障诊断是可行的。     

秦山核电二期工程卸压箱的设计

卸压箱是反应堆冷却剂系统的专用设备,它主要用于接收并冷凝,冷却来自稳压器安全阈或释放阀排放的高温高压蒸汽,同时也接收来自各系统的疏水。本文介绍了秦山核电二期工程卸压箱的设计。该设备的设计特点是;选材合理,所冷凝充分,设备集冷凝冷却于一体,片装置接管兼作入孔之用。该设备经有关专家审查并验收合格,同意用于秦山核电二期工程。     

反应堆主冷却泵的冷态调试

文中介绍了秦山核电厂反应堆主冷却泵冷态调试的内容及试验方法。主冷却泵的现场冷态试验包括:报警试验、联锁试验和运转试验。各项试验的结果表明,主泵的运行参数正常,联锁、报警和性能符合设计要求。     

秦山核电厂主泵轴卡死事故的堆芯DNBR计算

用子通道分析程序THAS-PCl(COBRA-IV修改微机版,内含4种CHF关系式),对泵轴卡死事故做了堆芯最热燃料组件的DNBR计算。结果表明,W-3、BAW-2和CONDIE关系式计算值与CHF表值的DNBR很接近,它们都在2s左右达到最小DNBR,并低于限定值1.3。BIASI式计算值比它们都高得多,远大于限定值1.3。     

秦山核电二期工程蒸汽发生器的设计特点

本文介绍了秦山核电二期工程２×６００ＭＷ的５５／１９Ｃ型蒸汽发生器所具有的主要特点，以及所用传热管材、管径的选取．设计中采用了带直段的过渡锥壳、液压胀管等技术，易于在役检查和运行维修工作．     

秦山核电二期工程核岛电缆敷设设计实践

核电厂电缆敷设设计具有电缆数量多、分类复杂和要求严格的特点,这导致了核电厂特别是核岛的电缆敷设从设计过程到完成形式都与一般民用工程有很大的差别.在秦山二期电缆敷设设计中,中国核动力研究设计院(NPIC)与业主和核二院密切合作,并借鉴了国外的先进技术,采用了电厂布置设计软件(PDL)和电缆敷设设计软件(PERICLES 2),完成了电缆敷设的设计工作,保证了工程的顺利进行.本文主要介绍了秦山核电二期工程核岛电缆敷设的设计过程及方法.     

秦山核电二期工程控制棒驱动机构国产化研制

介绍了秦山核电二期工程控制棒驱动机构的主要结构特点及国产化研制过程中开展的主要工作和试验研究.秦山核电二期工程1#机组控制棒驱动机构的安装、调试和运行表明,国产化控制棒驱动机构设计合理,运行可靠,其性能完全满足秦山核电二期工程的设计要求.     

核电站主泵停运控制核素的选择

主泵是核电站必不可少的设备,除维系机组的安全运行外,它还对辐射源项的控制起着不可替代的作用。选用合适的放射性核素控制主泵的停运对于压水堆机组大修时解决工期进度和减少辐射源项这一矛盾有着重要指导意义。本文结合大亚湾核电站的运行经验,指出＾１１０ｍＡｇ是对反应堆换料水池表面辐射水平有主要贡献的核素,并给出了停运主泵时＾１１０ｍＡｇ比活度的建议限值。     

主泵电机润滑油损失异常的分析和处理

主泵是核电站的心脏,是反应堆冷却剂系统的主要设备和压力边界之一,承担着确保堆芯传热所需的冷却剂流量的重要功能,运行期间必须保证主泵运行的安全可靠。在第11个燃料循环周期中,主泵A电机出现了润滑油损失异常的状况。为了保证电机正常运行,在功率运行期间进行了5次补油的应急处理。针对这个问题,对主泵电机润滑油损失异常的原因和油气散失通道作出了具体分析,在换料检修过程中对主泵电机进行了解体工作。对解决润滑油损失异常的具体解决方案做出了论述。通过具体检修方案的实施,最终使润滑油异常损失得到了很好的控制。     

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.