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     

秦山第三核电厂应急干预水平的估算与探讨

根据有关文献介绍的干预水平估算方法，结合秦山地区的社会、经济等因素，对秦山第三核电厂在核事故工况下的干预水平进行了估算，并与秦山地区及IAEA推荐的干预水平进行了比较，从比较的结果可见，本文的估算结果低于秦山地区给出的干预水平，说明估算结果是偏安全的。与IAEA推荐的干预水平基本相同，说明估算结果是可信的。     

秦山核电厂事故后果分析

根据安全审评的要求，利用一套放射性后果分析程序，对秦山核电厂设计基准事故放射性后果进行了分析计算。结果表明，剂量符合验收准则。     

秦山核电站考验元件燃耗的辐照史校正计算

通过实验测得反应堆停堆时刻裂变产物~(137)CS、~(148)Nd等监测体的浓度值,进而推算出辐照燃料元件的燃耗值是通常采用的方法。它需要若干参数,如裂变产物的平均裂变产额,反应(n,γ)的修正量,放射性裂变产物的堆内衰变修正量,可裂变核素的平均裂变能量等。这些参数都同燃料的辐照历史紧密关联。本文概述了上述参数的计算方法并给出了计算结果。方法的主要特点是:1.以考验元件的实际参数为输入数据;2.根据反应堆实际运行史反复循环模拟计算;3.除计算重核素及所要求的裂变产物的原子浓度和放射性外,仔细计算了~(137)Cs和~(148)Nd等核素(n—1)衰变链中子俘获反应的修正量。     

秦山核电厂综合联锁试验

本文简述了秦山核电厂反应堆、汽轮机和发电机的保护以及相互之间的联锁关系,并介绍了本综合联锁试验的条件、内容、方法和结果。试验结果表明,秦山核电厂的联锁符合设计要求。     

秦山核电厂汽水分离再热系统调试及投运

本文简要地介绍了秦山核电厂300MW汽轮发电机组汽水分离再热器(MSR)系统及其监控(再热温度控制器——RTC_5)系统的调试、投运等。RTC_5系统的调试主要包括MSR系统与RTC_5系统间的输入、输出接口检查试验和自动控制模式试验。在完成手动控制试验后,进行了机组冷态启动、热态启动、线性运行、基本负荷和低负荷运行、机组解列、MSR切除、热电偶故障/恢复以及显示方式等自动控制模式试验,并确认都正常以后作MSR系统投运试验,且提出投运的注意事项及简要程序。从机组负荷在50%额定功率运行时的参数可以看出MSR系统的去湿和再热效果是很显著的。