秦山核电厂一回路辅助工艺系统调试

本文叙述了秦山核电厂一回路主要调试项目以及在预运运行试验和初始启动试验阶段的实施情况。调试结果表明，系统已具备所要求的功能，运行参数达到了设计要求，能安全、可靠地配合反应堆冷却剂系统，满足各种工况的运行要求。     

秦山核电厂堆芯阻力模拟及过滤器实验研究

一、序言秦山核电厂的一回路主系统,在投入运行前需要进行冷态和热态调试,并对主系统及其设备进行性能试验。在预实验过程中,必须清除主回路系统     

高温高压回路加氢试验

一、前言 目前,国外绝大多数压水堆,一回路载热剂水都带氢运行。因此回路系统设置相应的加氢系统,用高压或低压加氢方式,保证水中氢含量维持在水质指标范围内。 压水堆运行期间,由于一回路水有泄漏,氢浓度将随运行时间逐渐降低,为控制一回路水中氢浓度,需了解氢损失的规律。据现有文献报道,仅有希平港反应堆上试验和测定了主冷却剂水中的氢分布和泄漏速率。故进行堆外回路试验研究之。     

秦山核电厂冷却剂温度系数测定

本文叙述秦山核电厂反应堆首次物理启动热态零功率状态下冷却剂温度系数测量试验。主要介绍了试验方法、条件、步骤及结果。结果表明,所采用的试验方法、测量结果是可信的。为验证理论计算和反应堆运行提供了有价值的参考数据。     

采用化学方法分析和计算压水堆核电厂调试阶段蒸汽发生器的泄漏量

压水堆核电厂蒸汽发生器作为反应堆冷却剂系统的关键设备,能够将一回路冷却剂的热量传递给二回路给水并产生饱和蒸汽供汽轮机做功,同时它也是构成第二道安全屏障的重要设备之一。在核电机组调试阶段,堆芯未装载核燃料的热态功能试验期间,将一回路压力升压并维持在设计的最高值,通过检测分析蒸汽发生器二次侧的硼浓度并计算一次侧向二次侧泄漏量的化学方法,能有效验证蒸汽发生器一、二次侧之间的密封性,从而确保核电厂在正常运行期间的放射性外泄剂量控制在可接受的范围内。     

核电厂大修期间一回路冷却剂中放射性指标监测与控制

核电厂大修期间,从机组降功率至卸料结束,由于一回路冷却剂温度和压力不断降低、pH和氧化还原环境的改变,冷却剂中裂变产物和活化腐蚀产物比活度会发生系列变化。结合海南核电三次大修经验,阐述了降功率期间存在小缺陷燃料元件的氙和碘释放规律、一回路冷却剂中活化腐蚀产物的释放与净化过程、稳压器开人孔阶段一回路冷却剂放射性指标反弹现象及原因分析、卸料结束后乏池放射性指标反弹现象及原因分析,为后续机组大修期间一回路冷却剂放射性指标监督与控制提供借鉴。     

秦山核电厂蒸汽发生器排污系统试验

本文概括介绍秦山核电厂蒸汽发生器排污系统冷、热态性能试验,描述了试验目的、试验条件、试验项目、试验方法以及试验过程中出现的问题和解决方法。提供了系统冷、热态性能试验的大量试验数据,关对试验结果进行了综合分析和评价。     

浅论核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故与SG二次侧水质控制

蒸汽发生器(SG)是核电厂关键设备之一，是一、二回路共用设备。发生蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故时，一回路冷却剂通过SG流入二回路而造成一回路冷却剂丧失。SGTR可能导致堆芯损坏，并造成放射性向环境释放。控制SG二次侧水质是确保SG传热管完好性、防止SGTR事故发生的有效措施，也是涉及到SG使用寿命的问题。本文旨在通过探讨SGTR发生的主要原因，强调SG二次侧水质控制的重要性，以及核电厂应提高SG水质监测标准、加大水处理力度的必要性。     

连续监测反应堆一回路冷却剂向二回路泄漏的一种新方法

介绍了一种新的探测反应堆一回路冷却剂向二回路泄漏的方法——~(16)N测量法。在中国原子能科学研究院重水堆一回路取样管上的试验表明,这种方法探测灵敏度比目前常用的总γ方法高,其探测器能在2.58×10~(-10)C/(kg·s)级的γ场中正常工作,系统破损事故发生后,其定位性能好。这种方法可用来监测水堆(轻水堆或重水堆)的一回路冷却剂向二回路系统泄漏,特别适合核供热堆以及其它中间回路系统容量较小的堆型。     

小型核动力装置抽真空启动过程热力特性及含氧量变化实验研究

在压水堆核动力装置启动阶段采用抽真空的方式对一回路系统进行抽气除氧,可以控制一回路冷却剂含氧量、减缓材料腐蚀并加快启动速度。为研究小型核动力装置一回路系统的抽真空启动特性,设计并搭建了小型核动力装置抽真空启动实验系统,通过实验获得了回路在抽气、注水、建立汽腔及升温升压过程中的温度、压力以及含氧量变化规律。结果表明：对于小型核动力装置,采用抽真空方法可以实现半小时左右完成抽气及注水过程,且回路冷却剂的溶解氧低于0.1×10^-6(质量分数);在抽真空过程中达到的真空度越高,启动过程中回路内冷却剂含氧量越低;通过分析启动过程中不同抽真空压力下的回路冷却剂含氧量,发现在水装量较小的核动力装置中,回路中未溶解的氧占有较大比重,需要进一步对氧气溶解的瞬态过程进行分析。     

秦山核电厂主要控制系统的调试

本文较详细地介绍了秦山核电厂五个控制系统(堆功率控制系统、稳压器压力控制系统、稳压器液位控制系统、蒸汽发生器给水调节系统和主蒸汽旁路排放控制系统)的调试目的、调试条件、调试内容以及调试过程中应注意的要点。在30％额定功率运行时所作的全厂瞬态试验表明,五个控制系统基本上达到了电厂运行要求。但仍需作50％、75％和100％各额定功率的验证试验,以确保电站的安全、可靠运行。     

秦山核电厂一回路惰走流量测量

本文介绍了秦山核电厂主冷却剂泵停止后，一回路惰走流量的测试方法、数据处理及测试结果。测试结果表明，安全分析报告所使用的一回路惰走流量是偏安全的。     

秦山核电基地外围水体环境中~(14)C水平和分布

为了解和评价运行20余年的秦山核电基地外围环境水体中14 C的水平和分布,本文研制了水体中溶解态无机碳提取装置,并结合加速器质谱法对秦山核电基地外围环境中采集的水体样品进行了14 C活度的测量。测量结果表明,距排放口5km内的海水样品14 C比活度为(203.4±5.6)Bq/kg,分布范围为196.8~206.5Bq/kg,与参照点(本底)处于同一水平,未观察到显著的浓度分布规律。另外,也未观察到地表水、井水及地下水样品中14 C浓度与参照点相比有显著增高。本次水体采样调查结果表明,核电站排放的冷却水未引起近海岸海水中14 C浓度增高,无14 C富集现象。     

全厂断电引发的严重事故下蒸汽发生器传热管蠕变失效风险研究

全厂断电引发的严重事故若处置不当,可能发展为长期、高压的严重事故进程,此时堆芯冷却系统中的自然循环在导出部分堆芯余热的同时,也增加了蒸汽发生器（SG）传热管、稳压器波动管以及热管段出现蠕变失效的风险。本文基于两环路设计的秦山二期核电厂设计特点,结合蠕变失效风险模型,对全厂断电引发的严重事故后未能执行“严重事故管理导则中向蒸汽发生器注水（SAG-1）”时SG传热管的蠕变失效风险进行了研究,从而为全厂断电引发的严重事故的负面影响提供量化结果,为技术支持中心（TSC）最终决策提供参考依据。分析结果表明,全厂断电引发的严重事故后16 361 s可能出现蠕变失效;自事故后16 610 s,SG传热管出现蠕变失效的可能性均远低于稳压器波动管与热管段,秦山二期核电厂全厂断电引发的严重事故下因SG传热管蠕变失效而导致安全壳旁通的风险很小。     

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。     

核电站氧化运行及效果分析

本文根据秦山核电厂第一次（没有实施氧化运行）和实施氧化运行的第二、三、四次换料大修期间主冷却剂放射性水平、现场辐射水平的测量结果的分析，就停堆过程中实施氧化运行对降低大修现场辐射水平的效果进行分析研究。分析表明，在停堆过程中实施氧化运行能有效地降低辐射源项，降低大修现场的辐射水平，是降低大修集体剂量、实现辐射防护最优化的有效手段之一。     

压水堆核岛系统16N源项计算分析

反应堆内的快中子与一回路冷却剂水中的16O发生俘获反应会产生放射性核素16N。16N是压水堆核电厂核岛系统设计中需要重点考虑的辐射源项。文章在分析了大亚湾和台山核电站16N源项计算不足的基础上,提出一套精确计算堆芯多群中子通量和细致模拟冷却剂在堆内外流动过程的计算方法,保障了相关核岛系统设计和设备间屏蔽设计的正确性。     

反应堆冷却剂放射性比活度运行限制条件研究

本文通过对比分析CPR1000和美国技术规格书中反应堆冷却剂放射性比活度运行限制条件(LCO)的制定原则和依据,结合蒸汽发生器传热管断裂事故(SGTR)放射性后果分析的验收准则和国标GB 6249的升版情况,研究我国CPR1000机组反应堆冷却剂放射性比活度运行控制要求中存在的问题,对美系技术规格书的应用进行了探讨,并提出了改进建议。     

压水堆核电站一回路工况变化对主泵主要机械性能的影响

论述了大亚湾和岭澳1000MW压水堆核电站反应堆冷却剂回路(一回路)主要瞬态工况对反应堆冷却剂泵的主要机械性能参数的影响,为避免主泵受瞬态干扰,以及通过改变系统参数调整来改善主泵机械参数提供了理论依据。