俄罗斯罗斯托夫核电站1号机组初次装料

【日本《原子能视野》2001年4月刊第9页报道】 俄罗斯正在建造的罗斯托夫核电站1号机组(VVER-1000)于1月21日初次装上163个燃料组件。 罗斯托夫1号机组如果试运行顺利,那么2月中旬就能达到首次临界,3月就能并网发电,8月即可满功率运行。另外,俄罗斯原子能管理当局将在10月签发运行许可证。如果该机组开始商业运行,那么自从1990年投入商业运行的斯摩棱斯克3号机组(RBMK-1000)以来,由前苏联转入俄罗斯的第一个新建核电站开始运行。 1979年11月,前苏联决定建造拥有4座VVER-1000机组的罗斯托夫核电站,工程相继开始之后,由于当地居民的反对,…     

秦山核电厂核测系统的调试

本文介绍了秦山核电厂核测系统在装料前后、零功率和功率试验阶段的调试过程、方法和主要数据以及源量程、中间量程和功率量程之间的复盖情况。最后对将来核测系统的设计提出了几点建议。     

秦山核电二期工程堆芯核设计

秦山二期核电厂反应堆堆芯核设计吸取了近年来压水堆电厂先进的设计思想，采用低线功率密度堆芯，提高了堆芯的安全裕度，不同富集度的燃料组件和可燃毒物的合量布置，改进了堆芯的物理特性，采用ＯＵＴ－ＩＮ，四分之一换料方式提高了燃产利用率，卸料比燃耗达到３５ＧＷ．ｄ／ｔ（Ｕ），同时满足了年换料制的要求。采用了先进的和经过验证的计算方法和计算机程序。这些程序受了大亚湾和秦山核电厂数据的设计检验，因而提高了设计的     

秦山核电厂核空气净化系统试验与运行

本文介绍了秦山核电厂核空气净化系统的设置,系统功能及运行方式,净化部件的性能参数。文章着重叙述安装工作完成后所进行的现场试验的项目、目的、方法和评价标准。已完成的现场试验证实,秦山核电站核空气净化系统将是可靠高效率的,文章最后介绍了运行管理的要点,指出强化运行管理是核空气净化系统能否发挥预定功能的关键。目前,秦山核电站正向满功率进军,核空气净化系统运行正常,满足了秦山核电厂安全运行的要求。     

苏联压水堆核电站燃料组件的科研与生产概况

本文介绍苏联压水堆核电站燃料组件及其结构材料的科研、生产概况.苏联 BBэP-1000压水堆燃料组件采用带有中心孔的二氧化铀陶瓷芯块、Zr+1%Nb 合金包壳,每个组件装有312根燃料棒、18个导向管和16层不锈钢定位格架,燃料棒呈六角形排列。这种堆有较高的堆芯平均功率密度和燃料比功率,并已有10座堆在运行发电,1987年其平均负荷因子为65.7%。由此可见,该燃料组件有较高的安全性和可靠性。     

秦山核电站的调试和生产准备

秦山核电站已于1991年12月15日并网发电,本文详细介绍了秦山核电站的调试和生产准备情况,包括调试大纲的制定,调试前的准备工作,组织管理,调试项目和调试结果等内容。     

中国核燃料组件数据库的研制

以ORACLE数据库系统为开发平台,研制了中国核燃料组件数据库(CNFAD).CNFAD包含了燃料组件的设计、制造和辐照后检验3个方面的内容.该数据库软件采用Browser Server结构,支持HTTP协议,并利用JAVA接口调用应用服务器上的程序使服务器和客户端机器的资源得到合理和充分利用,完成相对复杂的任务,实现了多用户共享、远程通讯和交流.该数据库可用于录入压水堆燃料组件在设计、制造、运行、辐照后检验等环节的数据,解决了核电站燃料数据过于分散的问题.     

停棒子系统与控制棒组操作范围监测试验

本文叙述了反应堆保护系统停棒与汽轮机降功率子系统的系统功能、保护参数和秦山核电站控制棒组插入监测器的设计与参数选择,确定了控制棒提升上极限值和在不同工况下棒插入低位、低-低位整定值,并在热态零功率条件下加以验证。试验证明参数选择是合理的,为功率运行阶段提供了数据。     

放射性排入环境的限值和管理目标值

本文对排放限值的有关概念及其在秦山地区的应用进行了讨论。讨论中考虑了秦山厂址的长期发展规划及其对限值贮备的要求，还涉及到气、水两种途径间，以及不同核素组间的限值分配。根据限值的一般概念和关于排放控制的基本原则，文中建议性的给出了秦山一期工程的排放量管理目标植，并且通过与最优化释放值和排放上界值的比较，对其适当性进行了分析。     

秦山核电厂首次换料方案的确定

简要介绍了秦山核电厂首次换料方案的选择过程，利用优化技术寻找燃料组件的最佳布置，目标函数为组件平均卸料比燃耗最大。所选的换料方案具有较好的经济性与安全性，现已在秦山核电厂首次换料中成功应用。     

秦山第二核电厂1&2号机组主蒸汽安全阀改进分析

秦山第二核电厂12号机组拟将其加能助动式主蒸汽安全阀改为弹簧加载式安全阀。通过比对秦山第二核电厂34号机组主蒸汽安全阀设计,提出了12号机组主蒸汽安全阀改进方案,即第1组阀门采用弹簧加载式并调整开启整定值,并从机械设计、仪控设计和安全分析等方面论证了该方案的可行性。新的改进方案在保证安全的前提下,简化了设计,大幅减少了工程投入,同时降低了系统和控制逻辑复杂化后带来的潜在停堆风险的增加。     

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。     

Radiological monitoring results of the ambient environment around Qinshan Nuclear Power Plant

1 Introduction Qinshan Nuclear Power Plant (QNPP), a300 MW pressurized-water reactor, was built in 1983,and put into operation in December 1991. In order toestimate the impact QNPP exerted on the ambient en-vironment and the radiation dose the public received,the lab monitoring system and instantaneous landgamma radiation dose-rate monitoring system wereestablished in 1985, and worked from 1988. This pa-per provides the part results of the lab monitoring sys-tem.2 Monitoring pr…     

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300MW核电机组全范围仿真机测试验收

介绍了秦山３００ＭＷ核电机组全范围仿真机的测试验收的整个过程，包括：验收测试规程的形成，工厂内部预测试和工厂用户测试。并分析了测试验收过程中存在的重大问题及解决的办法。     

CDFM方法在秦山核电厂SMA中的应用

抗震裕度评价（SMA）是核电厂地震安全评价的方法之一,而计算构筑物、系统和部件（SSC）的高置信度低概率失效（HCLPF）值是开展抗震裕度评价的重要内容之一。本文介绍了HCLPF值的定义和计算HCLPF值的保守的确定论失效裕度（CDFM）方法。结合秦山核电厂抗震裕度评价,以应急柴油发电机组和主控制楼为例说明了CDFM方法在核电厂SMA中的应用。通过计算得到了大部分SSC的HCLPF值,为秦山核电厂SMA工作的顺利开展奠定了基础。     

浅议秦山核电厂技术改造项目管理之优化

秦山核电厂将技术改造按阶段划分成项目立项阶段、设计和物项采购阶段、施工准备和施工阶段、验收和评价阶段进行管理控制。通过严格控制项目立项,制订技术改造一级网络计划并密切跟踪,定期汇报技改的进展,及时召开技术改造协调会等手段,优化了技术改造的过程。     

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。