秦山三期核电工程气象相关分析与风洞模拟研究

为了提供秦山三期核电工程可行性阶段与设计阶段环境评价报告大气弥散基础数据,于1995年9、10月间及1997年2月在秦山一、二、三期厂址分别进行了为期20天和10天的低空风、温与地面风场的同步观测,并从实验和理论上探讨了如何应用相关实验结果和已建厂址的整年逐时气象数据估算待建厂址年均大气扩散因子的方法与模式。与此同     

应用气象相关实验估算秦山三期核电工程年均大气扩散因子的研究

本文介绍在一址多堆的秦山核电厂址，通过气象相关实验，应用已有的秦山一期（或二期）厂址的整年逐时气象观测数据来估算待建厂（秦山三期）正常工况下的年均大气扩散因子的实验研究方法与结果。１９９５年９～１０月在秦山一期、二期、三期３个厂址同步进行为期２１ｄ的低空风观测实验，建立了风向、风速相关矩阵。提出了应用相关实验结果估算三维联合频率及混合释放情况下的年均大气扩散因子的计算公式及各有关参数的计算方法。与此同时进行了平衡球飞行试验、风洞模拟试验及低探观测，提供了计算年均大气扩散因子所需的秦山三期厂址的扩散参数与混合层高度的实测数据     

秦山三期(重水堆)核电工程调试管理模式

简要介绍了秦山三期重水堆核电站调试质保体系和组织结构 ,并对调试技术文件的类别以及系统可投运和调试完成保证管理过程作了说明     

秦山三期工程设备质量监督

设备制造质量监督工作作为工程建设期间的一项主要工作,秦山三期采取了一系列有效措施,使设备监造工作从被动变为主动,较好地对核电站的主要设备进行了有效的质量监督,保证了秦山三期核电站主要设备、关键设备的质量,为泰山三期核电站的成功建成奠定了坚实的基础.     

秦山三期(重水堆)核电工程进度控制

描述了秦山三期 (重水堆 )核电工程进度控制的组织机构、计划体系和进度控制的要点。重点陈述了发生进度延误时的补救措施     

秦山三期(重水堆)核电工程调试计划管理和进度控制

概述了秦山三期核电工程调试管理、调试进度计划和管理、主要节点进度计划和影响进度的主要技术因素 ,最后介绍了从管理上加强进度控制的体会     

秦山核电工程的现状和发展

电功率300MW 的秦山核电站的建设工作已全面展开。本文简要介绍了其工程进展、设备制造、设计和安全分析以及调试运行准备等情况。最后对秦山工程的远期规划也作了简单介绍。     

秦山三期重水堆核电工程安全壳结构强度验证试验和整体密封性试验

作为我国首座无钢衬里安全壳,秦山第三核电有限公司认真研究了其混凝土吸纳/缓释效应强、贯穿件薄弱等特点,精心准备试验方案和应急处理措施,最终取得了安全壳密封性试验结果和试验耗时居世界同类电站领先地位的佳绩。在试验中开创性地使用了安全壳内部压空自供应系统,实现了不停运壳内工艺系统进行试验的目标;集成、开发了专用于安全壳强度验证试验和安全壳整体泄漏率试验的测试系统;在国内安全壳试验领域率先成功组织了高气压环境下的大规模作业。     

堆震与秦山核电二期工程管道分析

本文从地震计算的反应谱法开始进行分析，通过例题和实际的二期工程计算指出了管道对不同的地震变化可能产生的各种情况。电站设备对地震的反应也是基本相同的。本文还给出了利用ＣＡＰＳ管道程序的动态振型显示功能减少阻尼器的使用的方法。由上面一些分析可看出力学分析工作应在核电站建设和设计工作中起到非常重要的作用。     

秦山核电二期工程严重事故研究

依靠传统的保守设计、纵深防御原则以及三哩岛事故后电厂软硬件上的改进措施,秦山核电二期工程具有足够的对抗严重事故的能力.本文简要介绍了目前对严重事故的研究状况,并对今后严重事故管理工作提出了建议.     

秦山核电二期工程瞬态事故分析

介绍了秦山核电二期工程除失水事故以外的瞬态事故的分析方法,确认了包壳温度、燃料芯体温度、反应堆压力和DNBR等电厂关键参数没有超过限制值.     

秦山核电二期工程失水事故分析

失水事故是核电站设计的基准事故之一,是压水堆事故分析关注的重点.本文概括介绍了秦山核电二期工程的失水事故分析及分析计算所使用的计算程序;简要地描述了MEFRA-1等计算程序的特点.重点介绍了大破口失水事故分析,给出了分析计算的主要假设条件和分析计算结果.分析计算表明,大破口失水事故工况下,燃料元件最大峰值包壳表面温度为1092.56℃,秦山核电二期工程的安全注射系统能保证该核电站在发生失水事故时的安全.     

秦山三期乏燃料运输屏蔽计算分析

针对秦山三期的一组乏燃料组件在存放1.5或2a后,使用RY-IA型乏燃料运输容器运输的正常情况和事故情况,采用MCNP4C程序和DOT3.5程序对运输容器的屏蔽性能进行了计算分析。计算容器表面和离容器表面1m处的辐射水平,并对两个程序的计算结果进行了校验,结果符合较好。计算分析表明:     

秦山三期（重水堆）核电站工程质量保证

介绍了秦山三期（重水堆）核电站工程质量保证体系的建立及实施情况,并结合工程特点,提出了作者的一些体会和看法。     

秦山三期乏燃料运输稳态热工分析

本文对秦山三期乏燃料运输中正常情况下的稳态热工进行了分析,分析中考虑乏燃料本身产生的衰变热和外界环境的影响,建立了相应的数学和物理计算模型,给出了计算结果,并对不同的影响因素进行了敏感性分析,考虑了乏燃料不同的储存时间、太阳暴晒以及外环境处于零下40℃的低温情况     

秦山二期核电工程联合泵房通风设计特点

本文结合秦山核电二期工程的具体情况，重点论述了联合泵房通风设计特点。     

秦山三期工程—主管段安装问题的处理

秦山三期核电站在工程建造期间,1号机组反应堆主热传输(PHT)管道的一个管段的安装偏离了原设计,本文对这一事件发生的原因以及最终采取的焊接修复措施进行了分析和总结。     

秦山核电二期工程事故源项分析

针对核电厂可能发生的设计基准事故,分析了事故发生后放射性物质的产生、迁移和释放途径,从而得出放射性物质向环境中的释放量,用于剂量后果计算.文中介绍了秦山核电二期工程事故源项分析的范围、假设、方法以及所采用的程序,并对事故源项分析的结果进行了讨论.     

秦山三期（重水堆）核电站工程进展概况

介绍了秦山三期重水堆核电站工程进展概况,包括土建工程、设计审查、设备监造、调试与生产准备、信息管理５个方面。反映了在承包商交钥匙的合同模式下,业主在工程管理方面所投入的精力和取得的进展。     

秦山三期（重水堆）核电站工程进展报告

秦山三期（重水堆）核电站工程由中国核工业总公司（ＣＮＮＣ）和加拿大原子能有限公司（ＡＥＣＬ）以交钥匙合同模式在中国浙江省秦山现场建设的两座７００ＭＷ级ＣＡＮＤＵ核电机组组成。项目业主为秦山第三核电有限公司（ＴＱＮＰＣ）。核级设备和工程设计主要由ＡＥＣ...