中国核学会二届二次会议在秦山核电厂召开

中国核学会第二届理事会第二次会议于1990年6月22日在浙江省海盐县秦山核电厂召开。参加会议的理事共47名,中国核学会名誉理事长王淦昌、中国科协书记处书记高潮等出席了会议。开幕式由副理事长周平主持,姜圣阶理事长做了关于第二届理事会的工作报告。与会理事充分肯定本届理事会在中国科协和中国核工业总公司的领导和各单位     

中国核学会核能动力学会第四次年会在上海召开

中国核学会核能动力学会第四次年会于1991年10月29曰至11月2日在上海核工程研究设计院举行,有关主管部门、公司、海军、研究设计院所、高等院校、核电厂、核设备制造厂及建造安装部门等44个单位的115名专家、教授和科技人员出席了会议。会议期间,上海市副市长赵启正同志到会祝贺,并发表了重要讲话。11月31日,与会代表参观了秦山核电厂,适逢秦山核电厂反应堆首次达到临界,代表们为此深受     

“第三届核结构材料学术交流会议”在秦山核电厂召开

中国核材料学会于1986年12月9日至12日在秦山核电厂召开了“第三届核结构材料学术交流会”。出席会议的冶金部、核工业部及有关大专院校等23个单位共79名代表。会议交流了40篇学术报告,并评选推荐出5篇优秀论文。这些论文反映了我国近几年来核电站用金属结构材料的研究及生产方面取得的成果。会议并就我国今后核电站用结构     

秦山核电厂初步设计通过国家审查并列为国家重点建设项目

1984年1月,国家计委、国防科工委在北京召开会议,邀请国务院有关部门、浙江省、上海市及各有关设计、勘测单位的代表、专家对秦山核电厂的初步设计进行了审查。在此之前,核工业部和水电部有关单位已对该工程初步设计进行了预审。经过会审,会议认为秦山核电厂初步设计在技术上、工艺上是基本可行的,经济上是比较合理的。一致通过并建议国家批准该初步设计。同时对设计中的几个问题提出了具体的审查意见。会议认为,秦山核电厂是我国自行设计、建设的原型压水堆核电站,它的建设对促进我国核电工业发展,培养锻炼核电科技队伍,掌握核电技术有很大的意义。各有关     

秦山核电厂长期运行工程实践

秦山核电厂是中国大陆首个面临运行许可证延续（OLE）的核电机组，是中国大陆首个获得批准延长运行20 a的核电机组。本文介绍了秦山核电厂运行许可证技术体系及相应的流程，秦山核电厂OLE的成功经验对后续核电厂开展长期运行有很好的借鉴意义及示范作用。     

核能动力学会第二届年会在沪举行

中国核学会核能动力学会第二届年会于1986年9月7日—13日在上海召开。出席会议的国家科委、有国家能源部、水电部、机械部、核工业部及有关大专院校等38个单位共114名代表,到会的论文共44篇。会议由中国核学会理事长姜圣阶同志主持。会上展示了第一届年会后的研究成果,并就今后的核电发展进行了有益的讨论,提出了很多宝贵意见。会议期间,还参观了秦山核电厂和上海锅炉厂,代表们为电厂工程施工进程极为迅速深受鼓舞,对我国的核电事业发展充满信心。     

方家山核电工程

2007年7月15日，在风景宜人的嘉兴南湖畔，在中核集团公司，核电秦山联营公司，秦山三期核电站等众多核电单位领导的见证下，中核集团中国核电工程公司与秦山核电公司，核动力研究设计院分别签订了《秦山核电厂扩建项目（方家山核电工程）总承包框架协议》，《秦山核电厂扩建项目（方家山核电工程）核岛一回路及相关系统设计，技术服务和部分设备供货分包框架协议》。     

核电阀门鉴定会在苏州召开

用于我国自行设计的第一座核电站——秦山核电站的核阀门鉴定会于一九八六年五月十四日至十五日在苏州阀门厂举行。会议由核工业部物资局和核仪器设备总公司联合召开,上海市七二八工程办公室、核工业部华东物管处、上海核工程研究设计院、秦山核电厂、机械工业部合肥通用机械研究所等14个单位60余名代表出席,会议对苏州阀门厂研制的DN50电动中间引漏截止阀(上海核工院设计),DN80电动隔膜     

巴基斯坦恰希玛核电厂并网发电

【英国《国际核工程》2000年8月刊报道】巴基斯坦恰希玛核电厂于2000年6月13日并网发电。这个300MWPWR是巴基斯坦的第二座核电厂。第一座核电厂地处卡拉奇郊区,是在70年代初期由加拿大承建的一个坎杜型核电厂。恰希玛核电厂是与中国合作建造的。核电厂是以中国1994年启动的自行设计的秦山核电厂机组作为基础。但与秦山核电厂不同之处在于恰希玛核电的主要部件由国外厂商供货,而中国公司提供一回路用的部件。恰希玛核电厂于今年5月启动。巴基斯坦恰希玛核电厂并网发电     

秦山核电厂预应力混凝土安全壳的结构研究和设计

回顾和总结了秦山核电厂的预应力混凝土安全壳设计全过程,简单地介绍了对预应力钢丝束的试验,描述了结构型式、设计基准和分析方法,并扼要地指出了混凝土防裂考虑和后张体系及钢衬里设计的概貌,介绍了对秦山核电厂安全壳结构极限承载性能所进行的模型试验及非线性分析研究。最后介绍了秦山核电厂安全壳的整体性试验,指出秦山核电厂的安全壳试验实测值与预期值相符,结构性能良好,气密性也完全符合要求。     

秦山核电厂主厂房的抗震分析

本文介绍了秦山核电厂主厂房的抗震分析,通过悬臂梁模型、轴对称单元模型及壳体单元模型的分析和计算,证实了秦山核电厂主厂房的结构是十分安全可靠的。     

秦山核电厂调试后失水事故计算分析

秦山核电厂调试后失水事故计算分析中采用了高压安注系统和安注箱试验的测量结 果,重新分析了大、小破口失水事故。为使分析计算与FSAR有一个可比性,模拟计算采用的初始条件、计算模型及分析程序都与FSAR相同。计算分析的结果进一步确认了秦山核电厂大、小破口失水事故后的安全性,并为FSAR中大、小破口失水事故分析提供了修改的依据。另外,依据秦山核电厂ECCS设计特点和运行方式,并参照LWR失水事故安全准则,评述了秦山核电厂ECCS的设计能力、可靠性和冗余度。     

秦山核电厂运行许可证延续研究与应用

秦山核电厂是我国首台自主设计、建造、运营的商用核电机组.作为我国首台开展运行许可证延续工作的核电机组,秦山核电厂在机组运行许可证延续工作中,按照国家核安全局《<核电厂运行许可证)有效期限延续的技术政策(试行)》,确定了一条具有中国特色的运行许可证延续技术路线,开展了范围界定和对象筛选、老化管理审查、时限老化分析、FSA...     

秦山核电厂甩负荷试验

本文简要地叙述了秦山核电厂甩负荷试验的目的、方法和结果,同时也给出了核电厂主要参数的瞬时变化。该试验结果表明:秦山核电厂的综合联锁性能正常,试验结果与验收准则一致。     

秦山核电厂调试后失水事故计算分析

秦山核电厂调试后失水事故计算分析中采用了高压安注系统和安注箱试验的测量结果,重新分析了大、小破口失水事故。为使分析计算与FSAR有一个可比性,模拟计算采用的初始条件、计算模型及分析程序都与FSAR相同。计算分析的结果进一步确认了秦山核电厂大、小破口失水事故后的安全性,并为FSAR中大、小破口失水事故分析提供了修改的依据。另外,依据秦山核电厂ECCS设计特点和运行方式,并参照LWR失水事故安全准则,评述了秦山核电厂ECCS的设计能力、可靠性和冗余度。     

秦山核电厂调试

本文综合介绍了秦山核电厂的调试,其中包括无核和带核调试的试验内容、进度、调试网络、调试机构、人员和管理。总结了调试经验。调试结果证明,秦山核电厂的设计、建造是成功的。     

秦山核电厂自备应急电源系统可靠性分析

本文应用故障树分析方法,计算了秦山核电厂自备应急电源系统的瞬时和稳态无效度,并对秦山核电厂自备应急电源系统的设计进行了评价。     

秦山核电厂综合联锁试验

本文简述了秦山核电厂反应堆、汽轮机和发电机的保护以及相互之间的联锁关系,并介绍了本综合联锁试验的条件、内容、方法和结果。试验结果表明,秦山核电厂的联锁符合设计要求。     

日本原产代表团访华

原子之火的曙光即将在秦山燃点杭州湾的海水啊正静静地流经秦山山麓深秋日秋高气爽站在杭州湾海边原子能的同行啊决心永远和睦友好相处这是日本原子力产业会议(简称原产)代表团成员妹岛五彦博士1984年10月27日随同代表团在浙江省海盐县秦山核电厂建设现场参观时,见到我国自行设计的第一座核电厂依山(泰山)傍水(杭州湾),风景秀丽,     

核事故概率后果评价研讨和培训活动介绍

为满足我国核能发展的需要,推动核事故概率后果评价工作,中国核工业总公司安防局和中国辐射防护研究院于1992年9月10—16日组织了核事故后果评价的研讨和培训活动。IAEA核安全处事故评价科 A.Gheorghe 先生应邀参加了这次研讨和培训活动。国内参加这次活动的单位还有中国原子能科学研究院和秦山核电厂。这次活动在北京和太原两地举行。