秦山核电二期工程联合泵房的整体分析：反应谱分析方法

对于有核安全级要求的秦山二期联合泵房,采用有限元分析的方法进行整体分析。对于地震对结构的作用采用反应谱分析的方法进行计算,并结合分析的过程,在方案确定,计算方面进行了一些有益的探讨。     

秦山核电二期工程联合泵房的整体分析

秦山二期联合泵房是核电厂的取水设施，属于抗震Ⅰ类物项，下文对联合泵房整体分析的过程进行了详尽的描述．包括模型的建立、荷载的取用及组合、抗震分析的方法与步骤、结果的分析与处理等等，以供类似工程的设计人员参考。     

秦山二期联合泵房问题的分析及改进措施

本文根据秦山第二核电厂联合泵房(PX)SEC部分从调试至运行几年的实际情况出发，在机理上分析泥沙淤积引发的问题、原因及目前所采取的解决措施。同时提出秦山核电二期扩建工程的改进建议。     

秦山二期核电工程联合泵房通风设计特点

本文结合秦山核电二期工程的具体情况，重点论述了联合泵房通风设计特点。     

秦山核电二期工程应急指挥中心可居留性分析

根据国家有关核安全法规的要求，当发生严重事故后，核设施营运单位要保证其重要的核事故应急设施工作场所的可居留性，应急指挥中心作为秦山核电二期工程重要的应急设施，在反应堆发生严重事故的情况下，要保证在设施内工作人员的可居留性。本文的论证目的为验证和评估在严重事故情况下应急指挥中心的可居留性，通过对已确定的秦山核电二期工程严重事故情况下的源项，采用合理保守的模型及假设，计算出应急指挥中心的个人有效剂量和甲状腺当量剂量，并分析其是否满足可居留性的要求。     

泰山核电二期工程安全壳钢衬里穹顶整体吊装对接设计

在我国核电站的设计和建造中，随着施工机具的发展，吊车起吊能力的提高，为安全壳钢衬里穹顶整体吊装对接提供了可能。我院的设计人员，通过精心设计，在秦山核电二期工程中，提出了一套嵌新的穹顶吊装方案－整体吊装对接方案。本文简要介绍了有关穹顶整体吊装对接设计的一些体会。     

秦山核电二期工程乏燃料贮存格架的抗震分析及结构优化设计的探讨

本文描述了乏燃料贮存格架的结构及独特的抗震设计,介绍 乏燃料贮存格架抗震分析的方法和结论,并针对结构的特殊性,提出了对计算内容的补充,使得分析内容更为科学严谨和完整,通过研究影响贮存格架抗震性能的主要因素,总结了乏燃料贮存格架在抗震设计上的一些参考依据和优化设计观点。     

秦山核电320MWe机组水下燃料运输通道抗震分析及改进

秦山核电320 MWe机组水下燃料运输通道是提供燃料组件进出反应堆厂房与燃料厂房的重要设备,在PSR弱项评定时发现其内管在轴向未设置固定约束的问题,严重影响通道抗震性能。通过调研其他电厂通道结构,结合秦一厂现场实际改造难点,针对性地提出改造方案,并对改造方案的通道结构进行抗震性能评定,确保其抗震效果,最终结果符合预期目标,达到抗震改进目的。     

秦山核电二期工程失水事故分析

失水事故是核电站设计的基准事故之一,是压水堆事故分析关注的重点.本文概括介绍了秦山核电二期工程的失水事故分析及分析计算所使用的计算程序;简要地描述了MEFRA-1等计算程序的特点.重点介绍了大破口失水事故分析,给出了分析计算的主要假设条件和分析计算结果.分析计算表明,大破口失水事故工况下,燃料元件最大峰值包壳表面温度为1092.56℃,秦山核电二期工程的安全注射系统能保证该核电站在发生失水事故时的安全.     

秦山第三核电厂安全分析中的事故分类、LBLOCA和SGTR事故分析核安全审评的回顾

根据中国和加拿大核安全法规的要求，对初步安全分析报告和最终安全分析报告中的第15章进行了核安全评审。本文介绍了事故分类、大破口失水事故(LBLOCA)和蒸汽发生器传热管断裂(SGTR)事故分析的核安全审评概况。     

秦山核电二期工程瞬态事故分析

介绍了秦山核电二期工程除失水事故以外的瞬态事故的分析方法,确认了包壳温度、燃料芯体温度、反应堆压力和DNBR等电厂关键参数没有超过限制值.     

秦山核电二期工程事故源项分析

针对核电厂可能发生的设计基准事故,分析了事故发生后放射性物质的产生、迁移和释放途径,从而得出放射性物质向环境中的释放量,用于剂量后果计算.文中介绍了秦山核电二期工程事故源项分析的范围、假设、方法以及所采用的程序,并对事故源项分析的结果进行了讨论.     

秦山核电二期工程堆芯设计

介绍了秦山核电二期工程堆芯核设计的总体思路、设计内容及电厂实测结果与理论预计值的比较.设计吸取了20世纪90年代初压水堆核电站先进的设计思想,采用了低线功率密度堆芯,提高了堆芯安全裕量;换料设计中,采用1/4换料方式,既满足了年换料制要求,又提高了燃料利用率,燃料组件批平均卸料燃耗满足设计要求.按设计要求确定了堆芯燃料管理方式,完成了堆芯性能参数分析,满足了总体设计对循环长度、堆芯功率分布、慢化剂温度系数、停堆裕量、组件卸料燃耗限制等安全性和经济性要求.1号机组启动物理试验和功率运行实测结果表明,控制棒价值、临界硼浓度、等温温度系数以及堆芯功率分布等设计预期值与实测值符合良好.     

秦山核电二期工程反应堆控制棒落棒性能测试

控制棒落棒性能试验是秦山核电二期工程反应堆控制棒驱动线热态综合试验一个重要组成部分.采用VXI数据采集系统,测量落棒时间,通过对位置指示器初级及次级线圈的感应电势的测量,拟合出了棒位-时间曲线、速度-时间曲线及加速度-时间曲线.测量结果表明,包括落棒时间在内的各种性能参数均满足试验要求.     

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.     

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堆内构件设计

秦山核电二期工程反应堆堆内构件的设计是以大亚湾核电站为参考,经历了方案设计、初步设计、施工设计等阶段.在堆内构件设计过程中,进行了大量的设计验证工作.在国内自主设计的压水堆中,秦山核电二期工程反应堆堆内构件首次按照R.G.1.20对堆内构件的流致振动行为进行了综合评价.1#堆的成功运行证明秦山核电二期工程反应堆堆内构件的结构完整性和功能均满足设计要求,秦山核电二期工程反应堆堆内构件的设计是成功的.     

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.