秦山第三核电厂消防设计的安全审评

消防是秦山第三核电厂核安全审评中涉及内容较多且重点讨论的一个问题，包括最终安全分析报告和火灾危害性分析报告两部分。本文回顾了消防系统安全审评的情况，对其中的12个主要技术问题逐一作了介绍。     

基于MAAP5程序的秦山核电站严重事故分析

应用MAAP5程序建立了秦山核电站一、二回路,安全系统以及安全壳的模型,并以冷段双端断裂叠加高高、高、低压安注失效,安全壳喷淋系统失效为例,对该严重事故序列进行了模拟计算,给出了瞬态过程一些重要参数随时间的变化规律。结果表明：在72 h内无能动干预手段的条件下,安全壳的完整性可得到保证,相关数据可为秦山核电站严重事故预防和事故缓解措施的制定提供重要参考。     

45万千瓦(热)压水堆堆芯核设计

45万千瓦(热)压水堆是为上海石油化工总厂核热电厂设计的,本文将扼要介绍反应堆物理设计的概况和计算结果。     

核电厂建造和调试管理经验总结

本文从项目的合同形式、许可证申领、质量保证、先进施工技术、采购管理、进度控制等方面简要总结了我国最近建造完工的几座核电站的实践经验,供今后新建核电站项目借鉴。     

CNP1000核电站的大破口失水事故与线功率裕量分析

CNP1000核电站是我国正在进行概念设计之中的100万千瓦级核电站。为了提高核电站的可靠性、安全性和经济性,CNP1000核电站将要采用18个月长寿期换料和满足15%的线功率裕量的设计方案。本文同时计算了线功率为427.61W/cm和395.69W/cm两种堆型的大破口失水事故和线功率裕量。分析表明,采用177盒燃料组件,线功率为395.69W/cn的反应堆更容易达到15%线功率裕量。     

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。     

核电站建造阶段经验总结和反馈机制

在核电快速发展的同时,核电站建造经验总结和反馈的重要性才开始真正被认识,各施工单位都在积极地开展建造经验总结和反馈的工作.经验总结和反馈机制得以建立并开展,可以提高施工单位的竞争能力,同时也能促进我国核电建造能科学地发展.     

秦山核电站周围环境沉降物总β放射性水平监测

介绍了1993～2002年秦山核电站周围环境沉降物总β放射性的监测结果。在秦山核电站周围布设5个监测点,共采集191个沉降物样品,测得总β比活度范围为0.11～3.64Bq/m2d,10a平均值为0.91±0.49Bq/m2d,低于杭州市1997～2002年的平均值(1.02±0.35Bq/m2d),说明秦山核电站运行至今周围环境沉降物样品中总β放射性比活度没有升高。     

秦山核电二期工程乏燃料贮存格架的设计

在秦山核电二期工程的设计中，乏燃料的贮存采用了中子毒物镉的密集型贮存格架，与疏松型贮存格架相比，大大提高了乏燃料贮存水池单位面积的贮存能力。镉密集贮存格架的设计在国内尚属首次．本文介绍了该型贮存格架的方案选择以及设计中考虑的主要原则和要求。     

兰州放射性束流线建造与物理实验同时进行的安全实施

在兰州重离子研究装置(HIRFL)的分离扇回旋加速器(SSC)实验大厅内建造一条放射性束流线的同时，继续进行核物理实验。由于采取了改进屏蔽和加强管理等措施，保证了全体人员的辐射安全。介绍了安全实施这一计划的情况和结果。     

法国压水堆机械设备建造与设计规范RCC—M的正确运用

随着我国广东核电项目的不断引进,以及秦山二期核电项目的建设,ＥＣＣ－Ｍ规范在我国核电站设计、自主化设备制造,质保以及质量监督等领域使用得越来越广泛。然而,由于ＲＣＣ－Ｍ规范涉及到的内容繁多,且章节之间相互引用,因此,如何正确、有效而又快捷地使用ＲＣＣ－Ｍ规范是一个值得探讨的问题。本文通过详细的说明和举例,能够帮助读者飞快掌握它的使用方法,为更好地工作提供方便。     

如何加快中国核电的发展

要加快核电建设,就要按国家对核电的要求发展;要符合国际核电发展基本态势;要充分利用我国已有基础和经验;要紧紧抓住当前最紧迫的中心任务;要面对复杂形势,谨慎行事,规避风险;增强自主创新研发能力.     

脉冲堆堆水池的建造

堆水池的建造质量对脉冲堆的安全起着重要作用。在堆水池的建造过程中,通过对不同的砼配比进行试验,以普通砼代替了重砼。另外,在砼的浇灌时还采取了一系列措施,保证了水池的精确定位与不变形。建造质量符合设计要求。     

秦山核电站一期反应堆压力容器第5次监督试验

秦山核电站一期反应堆从1992年1月21日至2007年10月28日,经历了第1循环至第10循环。反应堆运行了4378．7d,3885．8等效满功率天（EFPD）,10．64等效满功率年（EFPY）,平均热功率为857Mw。依据辐照监督大纲要求,对秦山核电站压力容器辐照监督管进行辐照监督试验,以获取压力容器材料辐照脆化及辐照环境数据,最终修订反应堆冷却剂压力一温度限值曲线,以防止压力容器发生脆断,从而保证反应堆安全运行。     

美国建造新的核电厂所面临的问题及展望

【日本原子能产业协会网站2004年1月报道】20世纪60年代美国核电厂的建造成本(基础价)为1500美元/kW(2002年美元值),20世纪70年代前半期上升到4000美元/kW,开发周期也由原来的8年延长到10年以上。建造新的核电厂所面临的最不确定因素是管理和许可证审批程序。管理是造成20世纪70年代与80年代核电厂建造成本飙升的主要原因,美国为改善管理程序做了许多努力。20世纪80年代后半期,美国核管会(NRC)修改了对建造中的核电厂不能简单地以命令做出变更和改进的规定。另外,通过修订1992年的能源政策法,管理程序被大幅度修改。以前,在动工建造或开始…     

秦山核电站燃料考验组件在HWRR辐照考验前的物理性能测量

为测量秦山核电站燃料考验组件的物理性能,设计了专用实验组件。用直接测量芯棒γ活性的方法,成功地得到了组件功率与大堆功率的关系。用棒栅反应性曲线刻度了组件反应性及失水反应性。用活化箔法测得中子注量率以及芯棒间的功率分配。并采取措施,在满足组件考验热工条件的同时,实现了兼顾Mo-Tc的生产。     

法国舰艇建造局和阿海珐集团获核潜艇建造合同

【美联社巴黎2006年12月22日电】法国国防部长2006年12月22日宣布,国防部与法国舰艇建造局(DCN)和阿海珐集团(Areva)签订了一份价值79亿欧元(104亿美元)的核动力潜艇建造合同。