秦山核电二期工程主泵瞬态计算

采用国际惯用的主泵瞬态计算方法,对秦山核电二期工程主泵可能出现的3种瞬态进行了计算。计算结果表明:两台主泵同时丧失交流电源时,主泵惰转的半流量时间大于10s;单泵惰转时,未受影响环路反应堆冷却剂流量增大;主泵卡转子时,反应堆冷却剂流量急剧减小。

秦山核电二期工程蒸汽发生器专用吊装工具设计

简要介绍了秦山核电二期工程蒸汽发生器主要专用吊装工具的设计。论述了吊装过程、翻转竖立方法、设计原则、设计规范、主要结构材料选用、结构与强度设计、应力分析和试验。这些专用吊装工具已成功地用于秦山核电二期工程 1号堆两台蒸汽发生器的吊装。

秦山二核为国产化核电建设提供了宝贵经验——在秦山核电二期工程建设经验总结汇编发行仪式上的讲话(摘要)

秦山二期的成功实践,为我国自主开展核电建设的系列化、标准化、规范化奠定了基础,对促进我国核电国产化事业的进一步发展具有重要的意义。

秦山核电二期工程联合泵房的整体分析

秦山二期联合泵房是核电厂的取水设施,属于抗震Ⅰ类物项,下文对联合泵房整体分析的过程进行了详尽的描述。包括模型的建立、荷载的取用及组合、抗震分析的方法与步骤、结果的分析与处理等等,以供类似工程的设计人员参考。

秦山核电二期安全壳结构整体性试验

结合秦山核电二期 1RX安全壳结构整体性试验 ,介绍了其测试原理和方法 ,验收标准以及试验结果与分析。

秦山核电二期工程旁流式凝结水精处理系统控制方案的研讨

本文介绍了秦山核电二期工程旁流式凝结水精处理系统的设计特点以及相应的热工控制方案，并就凝结水流量控制阀的控制方式进行了探讨。

秦山核电二期扩建工程BOP工程的项目管理

结合在秦山核电二期扩建工程BOP工程的项目管理实践,系统阐述该项目管理中的进度、费用、质量、安全等主要活动。

秦山核电二期扩建工程施工安全总体业绩指标及相关性实证研究

对秦山核电二期扩建工程建设期间施工安全总体业绩进行了介绍,对各事故指标之间的相关性情况进行了实证分析,进一步验证了海因利希法则在国内大型核电工程项目施工安全管理中的适用性,对于后续大型核电项目安全事故预防和安全管理水平提升具有借鉴意义。

秦山核电二期物资管理系统的建立

文章主要论述了秦山核电二期物资管理系统的主要功能，介绍了物资数据来源和物资管理系统的建立过程，同时对物资管理系统最初使用产生的问题作出总结，并就完善企业物资信息数据库提出改进措施。

秦山核电二期工程全厂计算机系统通信接口应用研究

文章分类研究了秦山核电二期工程计算机系统各种接口的设计和实现，在应用的基础上，对通信接口的硬件、软件、通信协议和通信原理进行了论述，为工程各种通信接口的合理选择提供依据。

中核集团秦山核电二期工程国家竣工验收暨扩建工程开工

2006年4月28日,我国首座国产大型商用核电站——泰山二期1、2号机组通过国家竣工验收,扩建工程同时开工。标志着我国自主设计的大型商用核电机组CNP600已经成熟,实现了核电自主化的重大跨越,具备了批量建设的条件和能力,对推动我国后续核电项目自主化建设具有重要意义。本报记者熊紫含应邀参加,并向与会的主要领导就所关心的问题提问……

中核集团秦山核电二期工程国家竣工验收暨扩建工程开工

2006年4月28日,我国首座国产大型商用核电站——秦山二期1、2号机组通过国家竣工验收,扩建工程同时开工。标志着我国自主设计的大型商用核电机组CNP600已经成熟,实现了核电自主化的重大跨越,具备了批量建设的条件和能力,对推动我国后续核电项目自主化建设具有重要意义。本报记者熊紫含应邀参加,并向与会的主要领导就所关心的问题提问……

秦山核电二期工程设计创新

自主设计了121个17×17组件构成的堆芯，采用国产AFA-2G燃料组件，线功率密度降低到16．09kw／m，小于进口的大亚湾核电站18．7kw／m，堆芯热工安全裕量大于15％，满足《最终用户文件》要求，提高了核电站的安全性。同时使燃料组件生产标准化，有利升级换代。

秦山核电二期工程国家竣工验收暨扩建工程开工仪式举行

4月28日，秦山核电二期工程国家竣工验收暨扩建工程开工仪式在浙江嘉兴海盐举行。秦山核电二期工程是我国自主设计、自主建造、自主管理、自主运营的第一个大型商用核电站，安装两台65万kW的压水堆核电机组。秦山核电二期工程的成功建成，标志着我国大型核电技术已经成熟，标志着我国核电自主化工作又取得了新的重要进展。不仅为我国核电建设的标准化、系列化奠定了坚实基础，还为我国自主设计建造百万千瓦级核电站创造了有利条件。

秦山二期核电蒸汽发生器管子与管板液压胀管

核电站用蒸汽发生器的管子与管板胀接的胀紧度、密封性、拉脱力以及距管板背面未胀接长度，均有严格的考核指标。秦山核电二期工程的蒸汽发生器采用液压胀管方法。为验证胀管设备、胀管接头性能，确定胀管工艺参数，熟悉操作技术进行了试验。对试验结果进行了分析，最后给出有关结论。

秦山核电厂二期扩建工程稳压器波动管接管嘴弹塑性失稳分析

按照RCC-M规范的要求,建立了秦山核电厂二期扩建工程反应堆稳压器波动管接管嘴的1/4模型,进行完全的循环弹塑性分析。文中的载荷循环次数为10次,采用最保守的方法外推接管嘴在循环载荷作用100次后的累积平均应变,即认为11～100步的应变增量与第10步相等,将前10步的累计应变与90个第10步的应变增量相加。计算结果表明:反应堆稳压器波动管接管嘴在最严厉的包络载荷作用下,结构的变形是收敛的,不会发生渐进性变形,即稳压器波动管的设计满足规范要求。