秦山核电厂SGTR事故及其处置研究

用ＲＥＬＡＰＳ／ＭＯＤ２程序和ＭＡＲＣＨ３程序对秦山核电厂多种假想ＳＧＴＲ事故及其所致严重事故进行了计算，分析了主要事故序列的事故进程，估算了严重事故下的熔堆时序，探讨了一些有效的事故处置措施及其干预效果。

影响秦山核电厂热带气旋特征及核安全可能最大热带气旋参数设计值计算

通过分析58 a间影响秦山核电厂的热带气旋资料,揭示了影响区域内热带气旋的时空分布特征及运行规律。并以此为基础,采用统计分析或公式计算等多种方法比较确定了可能最大热带气旋的3个主要参数:最低中心气压(P0)为892 hPa、气旋边缘气压(Pw)为1 010 hPa、登陆前气旋气压回升值(△P)为6 hPa,并界定了另4个主要参数:最大风速半径(R)、气旋移动速度(T)、气旋运动方向(θ)、地面气流流入角(φ)的取值范围。

秦山核电厂75/5T起重机机械部件可靠性分析

概率安全分析 (PSA)中的故障树分析 (FTA)是系统可靠性和安全性分析的工具之一 .故障树分析包括定性分析和定量分析 .介绍了秦山核电厂燃料厂房 75 / 5T14 .5M桥式起重机机械部件失效概率的估算方法 。

秦山核电厂二期扩建工程反应堆保护系统设计中核安全原则的应用

秦山核电厂二期扩建工程(3#、4#机组)反应堆保护系统的设计是在秦山核电厂二期工程(1#、2#机组)反应堆保护系统设计的基础上经过改进而成的。本文通过对一个经过论证且已实施的改进项和一个由业主提出但没有被采纳的改进项的分析,阐明了保护系统设计中核安全原则的应用:让反应堆更加安全,使电站在发生事故后能够将反应堆转入并保持在安全状态。如果对反应堆保护系统设计的修改能够在不影响核电站安全性的同时提高电站的经济性,那就是可行的。否则,无论其能带来多么可观的经济利益,都不宜采用。

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。

秦山核电厂假想事故灾害时上海市应急总体方案的研究

秦山核电厂假想事故灾害时上海市应急总体方案的研究许荣，顾芳，顾乃谷，冯晓（上海医科大学放射医学研究所，上海２０００３２）上海是我国人口密度最高的城中，也是世界经济文化中心之一。秦山核电厂的建成，为缓解上海能源不足发挥了一定作用。核能是安全和清洁的能源...

秦山核电厂燃耗深度对DNBR限值的影响分析

本文研究了在秦山核电厂批平均卸料燃耗深度超过原定限值的情况下，为保证电厂的安全运行对DNBR限值进行重新确认的问题。研究过程中，综合考虑了由燃耗加深所引起的核焓升因子的变化和棒弯曲这两种效应对DNBR限值的影响。结果表明，对秦山核电厂而言，在批平均卸料燃耗超过原定限值的情况下，维持原DNBR限值不变仍是安全可行的。

秦山核电厂保护系统数字化改造设计

由秦山核电厂反应堆保护系统设计中存在的问题,分析保护系统数字化改造的必要性,介绍了数字化改造的背景和范围。通过秦山核电厂保护系统数字化改造的设计,探讨了数字化保护系统的设计理念、设计方式、设计流程以及数字化保护系统的框架结构设计、设计特点和设计改进。

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。

秦山核电厂氚的年生成量

分析秦山核电厂主冷却剂中氚活度在某一段时间内的测量数据，由此估算出燃料元件完好的情况下主冷却剂中氚的年生成量。

秦山核电厂蒸汽发生器的老化管理

依据蒸汽发生器(SG)老化管理的PDCA(PLAN、DO、CHECK、ACT的首个字母的缩写,可以简称为戴明循环)循环,阐述了秦山核电厂SG老化管理体系的建立、SG的运行控制(主要是水化学控制)、检查、检测和评估以及SG的维护措施。通过这些措施的实施,对SG的老化降质进行了有效的管理,确保秦山核电厂运行16 a后,SG仍处于一个良好的运行状态。

秦山核电厂气态流出物监测系统的研究及其改进

秦山核电厂气态流出物取样监测系统采用了较长的水平取样管和垂直取样管,使核电站气态流出物排放监测存在设计上的缺陷。由于取样管道过长(特别是水平取样管道),会造成气溶胶和碘取样过程的管道沉积损失。改进后,将气溶胶和碘的取样监测系统移至烟囱底部的校正室,取消了长度为85.4m水平取样管线,取样管改为只有70.6m的垂直管。试验测试及评价结果表明:放射碘的取样校正因子可取作1.65。对于放射性气溶胶,按最保守的估计,事故工况下,其校正因子最大也不可能大于1.65;在正常运行期间,气溶胶粒子均以小粒径为主,可将校正因子取作1.1。

秦山核电厂技术改造项目的辐射剂量控制实践

为了提高核电站运行的安全性和可靠性,秦山核电厂自运行以来对系统设备进行了多项技术改造。本文简要介绍了与辐射相关的主要技术改造项目中的辐射剂量控制,包括项目计划、方案制定、过程控制等方面的辐射防护最优化措施和经验。

秦山核电厂全生命周期管理研究

提供高效清洁能源,使其安全、稳定运行是企业管理的最终目的。近年来中国核电迎来大发展,无论是国内在建机组还是输出的海外项目日渐增多。中国核电的设计、建造、维护、运行的硬技术已具有一定实力,而对应的统一、标准、专业的管理软实力有待提升。作为核电运行管理公司,输出统一、标准、专业的管理理念以及系统平台使新建电厂节约成本已经成为一个上市公司必然的选择。

秦山核电厂压水堆堆芯功率分布分析

本文简要地讨论了堆芯功率分布分析的目的和意义。详细地分析了影响核电厂压水堆堆芯功率分布的因素,研究了展平功率分布的各种方法。最后得到30万千瓦的秦山电厂堆芯的核功率不均匀系数F_(qq)~N=2.50的核焓升因子F_(△H)~N=1.58。并与国外相近规模核电站PWR的设计功率分布作了比较。

秦山核电厂运行15年的核安全审评和监督

秦山核电厂是我国自主建造的第一座核电厂,它对我国核电事业的发展有着重要的作用。本文总结了秦山核电厂15年的核安全审评和监督情况,对我国核安全监管工作的开展进行了简单的回顾,对今后我国核安全监管工作的发展提出了建设性意见。

秦山核电厂运行许可证延续研究与应用

秦山核电厂是我国首台自主设计、建造、运营的商用核电机组。作为我国首台开展运行许可证延续工作的核电机组,秦山核电厂在机组运行许可证延续工作中,按照国家核安全局《<核电厂运行许可证>有效期限延续的技术政策(试行)》,确定了一条具有中国特色的运行许可证延续技术路线,开展了范围界定和对象筛选、老化管理审查、时限老化分析、FSAR增补分析、环评补充评价、专项工程改造等一系列工作,并通过开展大型科研项目来助力运行许可证延续项目主线工作的开展。

秦山核电厂孤网运行应急预案及改进措施

文章介绍了发电机组孤网运行的特点和电网调频的原理,并针对浙江电网线路检修期间,秦山核电厂320 MW机组厂外电源运行可靠性下降,机组面临可能进入孤网运行的风险,进行了事故分析和预想,提出了应急预案,为机组今后发生类似情况时的处理提供参考。本文还结合行业经验,针对秦山核电厂汽轮机DEH-ⅢA控制系统的不足,以及缺乏孤网运行经验的情况,提出了针对性的改进建议。

秦山核电厂辐照监督管支承、定位结构的热室改造

本文介绍了秦山核电厂辐照监督管支承、定位结构在303热室改造的内容、实施方案、改造的结果和取得的经验等：通过辐照监督管的修复及改造工作，在303热室建立了远距离操作的磨削装置和焊接装置，掌握了热室内进行磨削、焊接的关键技术，积累了强放射性核部件的修复和改造经验．