秦山核电二期工程反应堆压力容器支承设计

根据总体设计要求和设计输入要求,进行了秦山核电二期工程反应堆压力容器支承的结构设计和力学设计.介绍了该反应堆压力容器支承结构的材料及性能指标.通过分析计算表明,该设计满足总体设计的要求.     

秦山核电二期工程反应堆水力学设计

本文介绍秦山核电二期工程反应堆压力容器和堆芯的压降计算、旁流计算以及堆芯进口流量分配校核等计算分析方法和结果,提供了设计验证.与反应堆实际运行参数的比较表明,设计参数与运行数据符合得很好.     

秦山核电二期工程反应堆压力容器顶盖吊具设计

介绍了秦山核电二期工程反应堆压力容器顶盖吊具的自主化设计情况,包括结构设计、力学分析和制造安装等.着重介绍了该设备的4项设计特点堆顶整体吊装性、结构可调性、结构可拆卸性、同时具有吊装性和支承性.     

秦山核电二期工程反应堆热工水力设计

简要介绍了秦山核电二期工程反应堆热工水力设计的设计基础和设计方法,反应堆压力容器内压降和旁流计算,燃料组件热工水力设计,以及堆芯功率控制和ＤＮＢＲ限值分析等内容。同时进行了设计验证,验证结果表明,设计计算结果与水力模结果符合良好。     

秦山核电二期工程反应堆压力容器、稳压器出厂水压试验应变测试

根据测试的环境不同,选取不同性能的应变片.容器外壁为空气环境,选取普通的应变片;容器内壁为高压水环境,选取适合高压水下环境测试的应变片.根据测试的应变数据绘制相应的曲线,计算相应的应力强度;同时,建立有限元计算模型,从理论上计算出测试点的应力强度,使之与应变测试得到的应力强度进行比较,并对比较结果进行分析.     

秦山二期工程反应堆压力容器管座焊接设计和工艺研究

秦山核电二期工程反应堆压力容器(RPV)设计有3种类型的管座.重点描述了RPV顶盖与CRDM管座的焊接没计要求,如何正确选择焊接材料,母材对镍基合金焊缝的影响.介绍了焊接工艺中控制热裂纹的措施和异种钢焊接变形的控制措施.还根据1#和2#机组压力容器制造经验的反馈,吸取国际上容器设计的先进技术,提出了反应堆压力容器管座焊接变形的控制措施.     

秦山核电二期工程反应堆控制系统设计

主要描述了控制系统的功能与系统设计、设备制造、控制系统仿真、现场调试等过程,总结了取得的经验和存在的问题.通过现场调试和实际运行表明控制系统的参数在要求运行的范围内,系统设备运行良好,满足秦山核电二期工程的要求.它的建成为我国自主设计建造大型商用核电站反应堆控制系统积累了宝贵的工程经验.     

秦山核电二期工程反应堆冷却剂系统设计

介绍了秦山核电二期工程反应堆冷却剂系统和设备的主要设计参数、设备设计制造标准及材料的选择,系统的各种标准运行方式,还对系统的主要设备和管道的布置、管道支吊架的选择和设置进行了说明.     

秦山二期反应堆压力容器出厂水压试验

依靠国内技术与设备手段,成功完成了秦山核电站二期工程(QS-II)2号机组反应堆压力容器出厂水压试验的应变测试,给出了水压试验中各测点应变的测试结果。结果表明,在22.8MPa高压水下多数测点为弹性变形,容器进出口管嘴270o边缘变形局部进入屈服,但接近日本三菱重工对1号机组反应堆压力容器的测量结果。与有限元分析结果进行的比较表明,2号机组反应堆压力容器应变测试有良好的精度,强度符合出厂要求。     

秦山核电二期工程反应堆压力容器及其寿命预计

介绍了秦山核电二期工程反应堆压力容器(RPV)的设计思想和背景;说明了RPV产品的基本特征;按照NRC-RG1.99(Rev2)规定给出了快中子(E＞1Mev)辐照损伤计算结果;并对RPV的使用寿命进行了计算,结果表明,在堆芯核设计和燃料管理不作任何优化时,其预计寿命依然能够达到60年.     

秦山核电二期工程反应堆及反应堆冷却剂系统设计与技术服务管理

根据秦山核电二期工程的实际经验,首先介绍了在反应堆及反应堆冷却剂系统(简称RCP系统)的设计中所采用的管理模式--项目管理模式,包括管理过程的描述和组织机构.然后简要介绍了设计管理中工程进度的控制、设计接口管理、设计质量的控制和验证、设计文件管理、中间文件的管理等等内容.介绍了技术服务管理,主要是设备制造技术服务和现场安装及调试技术服务、管理程序、技术交底、验收活动等的管理情况.     

秦山核电二期工程反应堆水力模拟实验研究

该实验研究采取了理论计算、单向实验和反应堆整体水力实验相结合的技术路线.反应堆整体实验模型的比例为14.模拟燃料组件按开式栅格模拟原理设计为2×2棒束组件,其轴向和横向流动特性分别与原型相同,每个组件的入口段装有测量流量用的特制涡轮流量计和测量浓度用的微型电导电极.实验回路由额定流量为2×1170m3/h的两对称环路组成.实验得到的堆芯流量分配、反应堆各部分阻力系数、各部位旁漏流量和堆芯入口腔的交混因子等结果数据,验证并优化了反应堆的结构设计,为反应堆热工水力设计和安全分析提供了必需的和可靠的输入参数.     

秦山核电二期工程反应堆保护系统的研制

秦山核电二期工程反应堆保护系统在参考大亚湾核电站设计的基础上,对某些保护功能、系统设备等进行了重新设计和修改.在系统设计方面,本文介绍了该系统的设计依据和设计准则、系统结构、子系统、定期试验等内容;在设备研制方面,本文介绍了该系统的设备组成、器件选择、以及性能试验等内容.     

秦山核电二期工程反应堆主屏蔽设计

采用离散坐标DOT3.5程序计算了秦山核电二期工程反应堆主屏蔽的中子和γ射线通量密度分布、剂量率和释热率,并用中子通量密度综合方法由一维和二维计算结果得到了空间任意点的三维中子通量密度,确定了压力容器内表面的快中子注量.其计算结果均小于设计限值,符合设计要求.     

秦山核电二期工程反应堆水力模拟实验模型的简化

为了获得反应堆水力模拟实验准确的结果数据,并尽可能地降低实验模型的造价,必须对实验模型进行简化.本文阐述了模型简化的方法和必要性,分析了简化对实验结果的影响.     

秦山核电二期工程反应堆中子源设计

介绍了反应堆堆芯中子源的功能,发射中子的原理以及秦山二期工程一次和二次中子源组件的结构和特点.     

秦山核电二期工程反应堆及反应堆冷却剂系统设计

秦山核电二期工程电功率为2×600MW,反应堆为压水堆,两环路结构,A模式运行;堆芯平均线功率密度为161W/cm;换料方式采用年换料四分之一.反应堆冷却剂系统采用对称布置,以反应堆容器为中心,两条环路两边对称;主冷却剂系统额定流量为每条环路各24290m3/h.中国核动力研究设计院(NPIC)承担了反应堆及反应堆冷却剂系统及相关的控制、保护、仪控系统的设计与技术服务任务,并承担有关的设计验证工作.工程实行院长领导下的项目负责制,建立分工明确的组织管理机构.以中国的核安全法规、工程合同和业主要求为基础,制定质量保证大纲和设计文件清单.设计中主要采用法国RCC系列规范,系统中重要的设计结果都经过了试验的验证.各种实测值与设计分析计算值的比较表明,秦山核电二期工程反应堆及反应堆冷却剂系统设计的理论计算值与实堆的实测值符合良好.试验结果表明设备性能完善,能够满足核电站正常和事故工况下的运行要求.     

秦山核电二期工程反应堆冷却剂系统主设备力学分析

介绍了秦山核电二期工程反应堆冷却剂系统主设备设计中所涉及的力学分析工作.主设备包括反应堆压力容器(包含控制棒驱动机构、堆内构件和燃料组件)、蒸汽发生器、主泵、稳压器.主要涉及的内容包含每个设备部件的应力、疲劳、热棘轮、断裂力学分析和内部构件流致振动分析以及试验验证等.设计者已掌握了主设备设计中所涉及的力学分析技术,取得了大量的成果.但是,仍有部分工作是与国外的设计单位合作完成的,我们还需做更深入的研究.     

秦山核电二期工程一号机组反应堆首次启动物理试验的预分析

叙述了秦山核电二期工程一号机组反应堆首次启动物理试验理论分析模型、程序和计算结果与测量值的比较.结果表明,理论预计值与实测结果符合良好.