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堆内构件模型流致振动试验研究

秦山核电二期工程是我国自行设计的第一个600MW级核电站,有必要进行反应堆堆内构件流致振动试验研究.本文介绍了按相似准则设计的实堆15的堆内构件试验模型,进行流致振动试验采用的试验方法,完成的试验内容以及试验数据的分析和处理.测得了吊篮结构在冷却剂流动冲刷下的脉动压力和各种响应参数.试验结果可用于秦山核电二期工程安全评审,并提供了吊篮流致振动响应计算的载荷谱和实堆振动监测、故障诊断的参考样本.     

秦山核电二期工程反应堆堆内构件流致振动试验

对秦山核电二期工程反应堆堆内构件在热态功能试验期间的流致振动进行了测量,将测量数据与理论预计的振动值进行比较.结果表明二者符合较好.由此确定了堆内构件在正常工况下的振动强度,并为堆内构件流致振动综合评价提供了依据.本文介绍了该试验的的方法与结果分析,实测结果和理论分析的验证表明,秦山核电二期工程反应堆堆内构件流致振动性能完全满足安全要求.     

秦山核电二期工程反应堆堆内构件流致振动综合评价

为了保证秦山核电二期工程反应堆堆内构件的结构完整性,对其流致振动行为进行了综合评价.评价内容包括理论分析、比例模型试验研究、现场实测和热态功能试验前后的全面检查.评价结果表明,秦山核电二期工程堆内构件流致振动行为完全满足安全要求.     

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.     

秦山核电二期工程自主设计经验浅谈

秦山核电二期工程1#机组的成功建成,表明我国已基本具备300MW一个标准环路的压水堆核电站的自主设计能力.本文回顾了秦山核电二期工程设计过程中在设计管理、设备采购和设计技术引进等方面存在的问题.通过总结经验、认真反思,找出与核电发达国家的差距,以便今后努力改进和提高设计技术水平,在电站运行期间为业主提供优质的技术服务.     

秦山核电二期工程控制棒驱动线热态综合试验

秦山核电二期工程控制棒驱动线热态综合试验是国家"八五"重点科技攻关项目.主要研究秦山二期核电站驱动线在不同工况下的落棒特性以及寿命考验,为秦山二期核电站的安全运行提供数据.     

秦山核电二期工程设计基准事故水力学载荷分析

在已有的和正建设的核电站设计中,设计基准事故下的水力学载荷分析是核电站设备和系统动力学分析的基础,是设备和系统设计的必要条件.设计秦山一期核电站时,由于条件限制没有进行详细的水力学载荷分析;广东大亚湾核电站由于是全套引进,国内没有做这方面的工作.秦山核电二期工程是国内第一次在设计阶段进行详细的水力学载荷分析.本文从破口模型、计算机程序和分析方法等方面总结了秦山二期核电站在设计基准事故下的水力学载荷分析.     

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.     

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.     

秦山核电二期工程反应堆堆坑底部辐射能量分布计算

运用ＳＮ－ＡＭＣ－ＡＭＣ耦合计算技术完成了秦山核电二期工程反应堆堆坑底部辐射泄漏通量分布计算，给出堆坑通道小室内中子、光子通量分布。通过分析比较说明，耦合计算技术是解决大型复杂空腔内粒子输运问题的有效工具 。     

秦山30万千瓦压水堆核电站堆物理设计

本文讨论了压水堆核电站堆物理设计的任务和设计准则,扼要地分析了核电站压力堆堆芯设计的发展,进而讨论了堆物理设计计算程序的建立和秦山30千瓦电站堆物理设计的基本情况,并与国外同规模的堆芯设计作了比较。     

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堆坑底部辐射通量分布计算

运用ＳＮＡＭＣＡＭＣ耦合计算技术完成了秦山核电二期工程反应堆堆坑底部辐射泄漏通量分布计算，给出堆坑通道及小室内中子、光子通量分布。通过分析比较说明，耦合计算技术是解决大型复杂空腔内粒子输运问题的有效工具。     

秦山核电二期工程反应堆及反应堆冷却剂系统源项计算分析

介绍了秦山核电二期工程反应堆及反应堆冷却剂系统源项计算方法、程序和计算结果.该辐射源项用于确定核电站厂房、换料设备和设施屏蔽厚度及其辐射剂量场.     

法国安全分析程序的转机开发与应用

在秦山核电二期工程的设计过程中,从法国引进了全套的安全分析程序,包括LOCA分析程序包、水力载荷分析程序包、安全壳瞬态分析程序及其它安全分析程序.本文就引进程序的转机开发进行了介绍,包括程序的修改、验证及应用研究.这些程序已全部用于秦山二期的设计之中,其设计结果已通过了国家核安全局的审评.应用结果表明,这些程序也可用于我国新核电站的设计中.