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几年来,国家核安全局认真地组织和实施了对秦山第三核电厂建造许可证、首次装料批准书申请的核安全审评,开展了现场土建、安装、调试和试运行的核安全监督。本文就国家核安全局对秦山第三核电厂的建造、调试及试运行阶段中的核安全审评和监督管理工作进行了总结和回顾。 相似文献
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荆春宁 《核工程研究与设计》2000,(35):23-29
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。 相似文献
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核电建造是核电站从选址、设计、建造、运行链条中的一个重要环节,建造期间的质量关系核安全,施工质量涉及核安全质量文化、施工技术可行性、质量保证与质量控制等多个环节。秦山核电二期扩建工程3号机组土建施工通过技术管理创新,实现了工期短、混凝土质量达到清水混凝土质量标准。 相似文献
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牛春雷 《核工程研究与设计》1999,(30):1-7
对于有核安全级要求的秦山二期联合泵房,采用有限元分析的方法进行整体分析。对于地震对结构的作用采用反应谱分析的方法进行计算,并结合分析的过程,在方案确定,计算方面进行了一些有益的探讨。 相似文献
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在秦山二期扩建工程中,首次采用了安全级DCS平台来实现堆芯冷却监测系统信号处理.由于安全级软件开发技术难度高,过程复杂,标准严格,因此在国内尚属起步阶段.论文以秦山二期扩建工程软件开发和V&V实践为基础,详细论述了整个开发流程和相关关键技术. 相似文献
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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. 相似文献
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笔者根据自己多年从事核安全监督管理的实践和学习核安全法规的体会,特别是根据笔者本人在地区核安全监督站的工作经历,阐述了关于我国核安全监督管理体系的某些个人观点. 相似文献
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【《日本原子》 1999年 3月号第 16页报道】 1999年 2月 2日 ,日本三菱重工株式会社 (MHI)在其神户造船厂及机械工厂向中国秦山二期 1号核电机组 (压水堆 ,功率为 6 0 0 MWe)交付了一台反应堆容器。该公司还收到了一回路泵和补水泵订单 ,这些泵随后将被船运到秦山。这是三菱公司第二次向秦山出口反应堆容器 ,该公司于 1986年已向秦山一期 1号核电机组 (压水堆 ,30 0 MWe)交了一反应堆容器。秦山二期项目包括有两台 6 0 0 MWe的核电机组。秦山二期 1号机组于 1996年开始建造 ,拟订于 2 0 0 2年投运。反应堆容器的招标是于 1995年进行的… 相似文献
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《核工程研究与设计》2008,(4)
本文通过对秦山核电二期扩建4#核岛龙门架A/B4个立柱的现场拼装和吊装的监理过程,把发现的问题和采取的措施进行详细论述,为整个龙门架的其他部件拼装和吊装提供了旁站和监理控制点的经验,同时也为主要钢结构的施工监理提供了可以借鉴的经验。 相似文献
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以秦山第二核电厂的运营管理为例,从核电站生产工作组织过程,核安全重要岗位员工的培训、考核和授权流程,核电站财务预算管理流程三个方面论述了核电站运营管理中三个最核心流程的实施办法。掌握好、实施好这三个核心流程,就可以在最基本的管理层面上掌控核安全。 相似文献
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对核安全监督管理的有关方面进行了探讨:严格贯彻核安全法规,使核安全监督管理在法治化的轨道上更加规范化、程序化、科学化;严格按规范标准要求,不容许规范标准混用;对不符合项专项审评的掌握要宽严适度,既要保证核安全,又要有利于促进核能发展;加强技术后援单位和地区监督站的联系和合作;正确处理核安全监督管理行政决策和技术后援的关系。 相似文献
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《核工程研究与设计》2008,(3)
本文论述了核电站HVAC系统的节能必要性,并结合秦山二期扩建工程与田湾核电站工程实践,对核岛厂房和核电站辅助设施(BOP)部分HVAC系统的节能措施进行了分析,说明核岛厂房HVAC系统完全为节能设计,BOP部分基本符合节能要求。 相似文献
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秦山 320 MW核电机组是我国大陆首个自主设计、建造、运营的核电机组.其消防系统参照当时火电企业消防准则和国外核安全法规进行设计和建造.随着国内外核电厂消防系统相关核安全导则的建立和完善,为提升消防系统能力,实现地震工况下向核安全相关厂房提供消防水的功能,秦山核电厂进行了消防系统的应力计算、抗震分析,经过反复论证,最... 相似文献
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重水堆机组大修期间核燃料仍保持在堆芯,同样存在反应堆意外临界、堆芯余热不能正常导出引起燃料元件损坏等核安全风险,而且这种风险还由于停堆大修期间核电站系统配置薄弱、交叉作业多等因素而增加.文章分析了秦山三厂典型的大修关键路径安排中存在较大核安全风险的几个阶段,并介绍了在历次大修中结合重水堆机组特点所采取的一系列核安全风险管控措施,以确保机组大修期间的核安全. 相似文献