秦山核电二期工程堆芯应急冷却系统论证

秦山核电二期工程为两环路600MW,不同于国内已有的秦山核电一期工程(自主设计的两环路300MW)和广东大亚湾核电站(法国引进的三环路900MW),没有现成的经验可以借鉴;为了使秦山二期的设计达到国际先进水平,参照从法国引进的广东大亚湾核电站的设计,利用从法国引进的分析方法,结合秦山二期核电站的特点,对秦山二期安全注入系统、辅助给水系统和安全壳喷淋系统进行了论证,为系统设计和设备采购提供了重要的依据.     

秦山核电二期工程辅助给水系统的方案确定及其合理性分析

本文针对秦山核电二期工程的设计特点和核安全要求，对辅助给水系统的设计方案进行了深入的研究和分析，建立了完整的水力模型，确定了辅助给水系统的全新方案，并对方案进行了优化设计的可行性和合理性分析，详细说明了秦山二期辅助给水系统设计的独特性和先进性。     

秦山核电二期工程核仪表系统设计

对秦山核电二期工程600MW核电站核仪表系统(RPN)的设计、采购和安装调试的基本情况进行分析.秦山核电二期工程RPN的构成和外部接口均参考大亚湾核电站,但系统内部采用了先进的数字化技术.文章首先对系统作简要的描述,然后回顾了系统在初步设计和施工设计阶段的设计,然后介绍了"八五"期间部分设备模拟样机攻关,最后介绍了系统在现场的安装调试期间遇到和解决的一些问题.     

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.     

秦山核电二期工程KRG系统保护测量机柜的国产化

介绍了秦山核电二期工程核电站KRG系统保护测量机柜的功能、组成、设备、技术特点和应用情况.秦山核电二期工程核电站一号机组的运行情况表明,KRG系统保护测量机柜完全满足电厂要求.     

从秦山核电二期工程看核行业标准对核电厂建设的积极作用

秦山二期工程是我国第一座自行设计、自行建造、具有独立知识产权的大型商用核电站。在该项工程的设计和建造中,虽然较多地使用了国外先进标准和规范;但国内各类标准,尤其是核行业标准仍然发挥了不可替代的重要作用,保障了工程的顺利完成。下面以秦山核电二期工程为例,谈谈核行业核电设备、材料、焊接及相关检验标准对核电站建设的积极作用。     

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.     

秦山核电二期工程棒控棒位系统设计

介绍了秦山核电二期工程国产化棒控、棒位系统的主要功能、设计过程,设备制造以及设备的安装与调试等过程,取得的经验和解决的问题或需要完善的地方.通过现场调试和试验运行表明,系统和设备都达到了设计要求和指标.功能正确,电流波形好,满足了秦山核电二期工程的要求.同时为将来新电站国产化棒控、棒位系统的设计和设备提供了宝贵的经验和可鉴之处.     

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.     

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.     

秦山核电二期工程反应堆冷却剂系统主设备支承的设计、制造及安装调试

简要介绍了秦山核电二期工程反应堆冷却剂系统主设备支承的设计(包括设计准则、设计输入、结构特点与安装布置)、制造要求以及安装调试等.秦山核电二期工程一号机组主设备支承的制造、安装调试结果表明,主设备支承的设计是合理可行的.     

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.     

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.     

秦山核电二期工程设备冷却水系统热交换器防泥沙淤积问题的解决

秦山核电二期工程是我国自主设计的第一座大型商用核电厂，其一号机组已于2002年4月15日成功投入商业运行。根据我们承担秦山核电二期工程核岛设备冷却水系统设计的经验，现将该核电厂核岛设备冷却水系统设计中设备冷却水板式热交换器防泥沙淤积问题的解决过程和经验总结归纳成文，希望对以后的设计工作能够有所借鉴和帮助。     

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。     

秦山核电二期工程池边啜吸检测系统的设计研制

为检测秦山核电二期工程燃料破损情况，进一步确认在线啜吸检测结果。估计破损的大小和燃料组件长期贮存后的严密性，研制了池边啜吸检测系统．本文介绍系统的设计要求、设计原理、系统的研制和调试．经调试表明，本系统具有满意的性能，可满足核电工程的需要．     

秦山核电二期工程三废处理数字化仪表控制系统

本文介绍了秦山核电二期工程的三废处理数字化仪表控制系统的方案，通过与大亚湾、岭澳方案的比较，阐述秦山核电二期工程方案的特点。