大亚湾核电站18个月换料设计论证

通过大亚湾核电站18个月换料设计论证的简要介绍，试图说明一个现行年度换料策略的核电厂在向18个月换料过渡时。所必需的设计论证应涉及的主要范畴和关键技术     

大亚湾核电站18个月换料工程及其项目管理

介绍了大亚湾核电厂在实施18个月换料改造中涉及到的各个方面。包括工程方案的确定、承包商的选定、项目的分解及实施情况、项目管理及风险控制方面的经验等等。并介绍了通过该项目成功实施技术引进，促进了长周期换料工程设计技术自主化和AFA 3G核燃料制造国产化。     

大亚湾核电站18个月换料燃料管理研究

对大亚湾核电站18个月换料项目中的燃料管理工作进行了描述，从18个月换料燃料管理目标的提出，到最终方案的确定，详细介绍了所采用的方法及所进行的分析。     

大亚湾核电站实施18个月换料项目的可行性研究

介绍大亚湾核电站实施18个月换料的可行性研究工作的内容、步骤和主要成果。包括目标确定、效益成本评价。电网需求调查、风险分析、技术指标。     

大亚湾核电站18个月换料非失水事故分析

大亚湾核电站由年换料改为18个月换料，燃料组件由AFA 2G改为AFA 3G，堆芯中子学参数发生了较大变化。因此，需要对许多事故重新进行分析。本文给出了大亚湾核电站18个月换料设计中非失水事故分析的主要假设和结果，并简要介绍了在18个月换料设计中应用的一些重要方法。分析结果表明，所有的事故均满足安全准则的要求。     

大亚湾核电站18个月换料大破口失水事故的计算分析

大亚湾核电站18个月换料的设计中，堆芯焓升因子和功率峰值因子有了较大的提高，通过采用DRM分析方法和CATHARE程序对LBLOCA事故进行了较为全面的计算、分析和论证，得出了在18个月换料运行方式下，堆芯的包壳温度等参数仍然满足验收准则的结论。在此基础上重新建立了LOCA包络限制线。     

大亚湾核电站18个月换料燃料组件机械设计验证

根据AFA 3G和AFA 2G燃料组件在结构上和设计特点上的差别，在考虑了各种工况下的载荷，用专用的计算机程序分别对燃耗达到52GWd/t(U)的AFA 3G组件和燃耗达到47GWd/t(U)的AFA 2G组件进行计算分析，结果表明在18个月换料的长循环下，两种组件均能够满足设计准则。     

大亚湾核电站18个月换料的现场技术改造

为了使核电厂具有更好的社会经济效益和安全质量效益，大亚湾核电厂实施了18个月换料现场技术改造。本文总结了大亚湾核电厂的现场技术改造及文件的管理，介绍了现场技术改造的试验结果。     

大亚湾核电站实施18个月换料的放射性后果评估

针对大亚湾核电站实施18个月换料技术改造的特点，计算了大亚湾核电站在正常运行工况下以及各种设计基准事故工况下对周围环境的放射性后果。计算结果表明，大亚湾核电站实施18个月换料技术改造后，正常运行工况安全设施的性能满足GB6249－86的要求。     

大亚湾核电站18个月换料的堆芯失水事故长期冷却分析研究

在失水事故长期冷却过程中，必须确定安全注射系统从冷段注射切换到冷热段同时注射的切换时间。这对避免反应堆堆芯硼结晶、堆芯因地坑硼浓度过低而引起重返临界有着十分重要的意义。介绍了大亚湾核电站18个月换料设计失水事故长期冷却分析，应用REFLET程序分析计算了失水事故后堆芯和地坑的硼浓度随时间的变化，给出了不同换料水箱硼浓度下的容许切换时间。当换料水箱硼浓度为2204mg/L时，操作员必须在6小时以前将安注由冷段注射切换到冷、热段同时注射的模式。     

18个月换料延伸运行一次侧超压保护验证

在一次侧平均温度和稳压器水位的整个变化范围内，应用CATIA2程序，对大亚湾18个月燃料循环延伸运行中的主蒸汽流量全部丧失事故进行了分析计算。结果表明：一次侧功率，平均温度和稳压器水位变化均能满足运行图的要求；事故中一次侧最大压力不会超过超压保护准则值。本文在运行图上给出了包络的运行区域，并从几十种计算工况中选出了两种具有代表性的工况进行计算分析。     

大亚湾核电站18个月换料设计质量保证大纲的建立与实施

质量保证体系标准ISO9001-94呼国家核安全法规HAF003（91）对质量体系的要求有所差异，这是核行业质量认证组织面临的主要问题。如何才能同时满足两套标准建立体系，中国核动力研究设计院（NPIC）在大亚湾核电厂18个月换料设计论证项目上作了尝试，并建立、实施和不断完善了质量保证体系，制订并实施了专用的质量保证大纲，采取了一系列的控制、验证措施，向法马通公司（FAMATOME）和大亚湾核电厂提供满意的核设计服务产品。