秦山三期(重水堆)核电工程调试计划管理和进度控制

概述了秦山三期核电工程调试管理、调试进度计划和管理、主要节点进度计划和影响进度的主要技术因素 ,最后介绍了从管理上加强进度控制的体会     

秦山三期(重水堆)核电工程调试管理模式

简要介绍了秦山三期重水堆核电站调试质保体系和组织结构 ,并对调试技术文件的类别以及系统可投运和调试完成保证管理过程作了说明     

秦山三期重水堆核电站的管理经验

秦山三期重水堆核电站是我国九五重点工程之一,也是中国和加拿大两国政府间迄今最大的贸易项目。工程得到了两国领导人的关心和国内外     

秦山三期重水堆核电站技术创新实践

文章介绍了秦山第三核电有限公司消化吸收引进技术,坚持改进创新,提升重水堆核电机组综合性能;坚持自主科技攻关,实施汽轮机功率提升改造及深入开拓重水堆技术优势,大力推进重水堆钻-60生产、回收铀和钍资源利用技术开发。通过不断地科技创新和实施技术改造,核电站的安全性和可靠性也不断提高,核电站整体运营水平处于国际先进水平,取得了良好的经济效益、环境效益和社会效益。     

秦山三期（重水堆）核电站工程进展报告

秦山三期（重水堆）核电站工程由中国核工业总公司（ＣＮＮＣ）和加拿大原子能有限公司（ＡＥＣＬ）以交钥匙合同模式在中国浙江省秦山现场建设的两座７００ＭＷ级ＣＡＮＤＵ核电机组组成。项目业主为秦山第三核电有限公司（ＴＱＮＰＣ）。核级设备和工程设计主要由ＡＥＣ...     

秦山三期（重水堆）核电站工程进展概况

介绍了秦山三期重水堆核电站工程进展概况,包括土建工程、设计审查、设备监造、调试与生产准备、信息管理５个方面。反映了在承包商交钥匙的合同模式下,业主在工程管理方面所投入的精力和取得的进展。     

秦山三期(重水堆)核电站消防行动预案体系的建立

秦山三期 (重水堆 )核电站的消防行动预案是贯彻消防纵深防御思想 ,将消防设施、管理制度和人员责任行动有机结合 ,为火灾时人员的灭火行动提供了可迅速参照执行的指南。介绍了秦山三期 (重水堆 )核电站的消防行动预案的组成、作用和管理的现状     

秦山三期重水堆核电站二回路水化学优化

本文简要分析了秦山三期重水堆核电站蒸发器传热管可能发生的与二回路水化学相关的腐蚀类型和影响因素,介绍了电站为降低蒸发器的结垢和腐蚀进行的水化学优化工作,以期从中总结出一些电站化学控制经验和吗啉应用经验,为将来二回路的水化学优化提供指导,同时也为其他核电站二回路碱化剂的选择、水化学规范的制定提供参考.     

核电工程投资与进度集成控制统一编码系统

介绍了国际原子能机构和美国能源经济数据库的核电投资编码系统。在此基础上,为自行开发的核电工程投资与进度的集成控制系统设计了一套统一编码系统。在２００ＭＷ低温供热堆概算系统和投资与进度集成控制系统中的应用表明,该编码系统是可行的而且是有效的。该编码系统还可以进一步用于工程设计,设备材料和文档等方面和管理。     

秦山三期重水堆核电站风险监测器研发进展

核电站风险监测系统(Risk Monitor)可对核电站的运行风险进行实时监测和预测,是概率安全评价(PSA)技术的高级应用之一.FDS团队广泛调研了国际现有核电站风险监测系统的研发现状,深入研究了风险监测系统涉及的各种关键算法并探索了相关实现技术,基于前期自主研发的大型集成概率安全分析软件RiskA发展了通用核电站风...     

秦山三期（重水堆）核电站工程质量保证

介绍了秦山三期（重水堆）核电站工程质量保证体系的建立及实施情况,并结合工程特点,提出了作者的一些体会和看法。     

核电工程建设进度控制的关键路径分析

以M310堆型为基础．结合大亚湾、岭澳工程的建设经验．研究核电工程建设进度控制的关键路径分析表明．核电工程建设的关键路径是核岛土建、核岛安装、与一回路冷态调试相关的单系统调试及联合调试。对于核岛土建．关键路径在反应堆厂房主体土建施工、预应力张拉、重点区域的土建房间移交和关键土建／安装接口移交;对于核岛安装．有4条关键路径：对于调试．分为冷态调试相关的16个单系统调试和联合调试两个阶段。     

秦山三期重水堆核电站(2×700MW)双机组调试

秦山三期是我国首次引进、并以中方为主进行调试的双机组重水堆核电站项目。在调试工作中建立了一套高效规范、可供借鉴的调试管理运作模式。在技术上取得了一系列突破和创新。并最终使1号机组和2号机组比原工期分别提前43天和112天投入商业运行。调试质量达到国际先进水平,调试工期也创造了世界重水堆核电站调试工期的新纪录。文章主要介绍了秦山第三核电有限公司在双机组调试工作中的实践及体会。     

秦山三期（重水堆）核电站的技术改进

秦山三期（重水堆）核电站工程是国家“九五”期间重点建设项目,是我国首座商用重水堆核电站,也是中国和加拿大两国政府让迄今最大的贸易项目。工程采用成熟的加拿大CANDU-6重水堆核电技术,以韩国月城3、4号机组为参考电站。由于厂址条件的不同、国情的不同、标准规范的差异以及CANDU-6重水堆核电站设计相对定型早、运行反馈少等原因,在机组商运初期电站的安全稳定运行受到了较大的挑战。面对严峻的形势,秦山第三核电有限公司组织力量对影响核电站安全稳定运行的隐患、热点,进行了针对性的分析和研究,积极有效地开展变更改造和技术改进工作,极大地改善了机组安全性能,优化了机组配置,并创造了一定的经济效益。本文介绍了秦山第三核电有限公司所开展的重大变更改造和技术改进项目,以及实施后的效果,可供同类项目参考和借鉴。     

秦山三期重水堆核电工程安全壳结构强度验证试验和整体密封性试验

作为我国首座无钢衬里安全壳,秦山第三核电有限公司认真研究了其混凝土吸纳/缓释效应强、贯穿件薄弱等特点,精心准备试验方案和应急处理措施,最终取得了安全壳密封性试验结果和试验耗时居世界同类电站领先地位的佳绩。在试验中开创性地使用了安全壳内部压空自供应系统,实现了不停运壳内工艺系统进行试验的目标;集成、开发了专用于安全壳强度验证试验和安全壳整体泄漏率试验的测试系统;在国内安全壳试验领域率先成功组织了高气压环境下的大规模作业。     

秦山三期CANDU重水堆燃料的设计与性能

分别从设计特点,堆内外试验验证和堆内运行经验等方面阐述了ＣＡＮＤＵ重水堆燃料具有高的性能的原因。为实现不停堆换料能力,ＣＡＮＤＵ－６采用了独特的燃料设计,１９８５－１９９６年１０年内,在５６５０００组３７根棒的卸料组件中,其破损率已由从前的０．１％降至０．０４％,相应的单根燃料破损率在２３＊１０＾－５以下。     

秦山三期重水堆核电站废过滤器滤芯转运与收贮

简述秦山三期重水堆核电站废过滤器滤芯的产生系统及产生量,废滤芯的转运的准备、实施,收贮入库等实施操作流程及其资料的整理。     

秦山三期重水堆核电站流出物氚排放的比较分析

本文简要介绍了重水堆核电站氚的产生和释放,以及秦山三期为降低氚排放所采取的设计改进和运行控制措施。通过对秦山三期电站运行以来氚的实际产生情况及其与国外重水堆核电站的比较,表明秦山三期为减少氚排放的控制措施是有效的。     

新型燃料组件CANFLEX在秦山三期重水堆中的应用研究

介绍了CANDU堆新型燃料组件CANFLEX的特点,分析了其物理性能及热工水力特性,并对在秦山三期CANDU-6堆中应用CANFLEX组件的可行性进行了研究。结果表明。CANFLEX组件通过改进热工水力特性,提高了反应堆安全裕度。在CANDU-6堆中应用CANFLEX组件替代目前的NU-37组件不会影响堆芯功率分布和峰值,功率波动幅度变化也很小。由此证明。在秦山三期CANDU-6堆中应用     

秦山核电基地辐射环境监测20年

介绍了秦山核电基地近20年(1992—2011年)辐射环境监测概况,包括监测方案、方法及设备、质量控制措施及环境中主要放射性核素监测数据;对监测结果进行了简要分析;总结了运行期间进行环境辐射监测遇到的主要技术难点、经验和教训。监测结果表明秦山核电基地多机组的运行未对环境造成可察觉的影响,辐射环境质量与运行前基本相同。