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。

秦山核电厂一回路辅助工艺系统调试

本文叙述了秦山核电厂一回路主要调试项目以及在预运行试验和初始启动试验阶段的实施情况。调试结果表明,系统已具备所要求的功能,运行参数达到了设计要求,能安全、可靠地配合反应堆冷却剂系统,满足各种工况的运行要求。

秦山核电站核安全文化建设的经验与启示

秦山核电站是我国大陆第一座自主设计、建造的核电站,在核安全文化建设方面已取得一些成功经验。文章系统阐述了秦山核电站的核安全文化建设背景、发展阶段、成功经验和重要启示,以期能给我国同行在核安全文化建设方面起到一定的借鉴和示范作用。

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。

秦山核电厂实时剂量评价系统的设计、模式、参数与程序

本文介绍应用于秦山核电厂事故应急的实时剂量评价系统的设计、模式、参数与程序。该评价系统由实时数据采集系统、评价计算机系统和评价计算程序系统三部分组成。评价系统采用地形随动座标的质量守恒三维风场诊断模式来确定每小时的地面和低空风场；大气扩散计算采用变天气条件下的烟团模式，计算区域分近、中、远三区；烟团释放采用分阶段变长度方式；外照射剂量估算采用了半无限烟云与有限烟云两种模式。该评价系统可在输入数据后约１０ｍｉｎ，以图形或表格形式给出：核电厂２２个运行安全参数的实时值与过去２４ｈ内的瞬时值，环境γ辐射剂量率监测数据，核素浓度和剂量分布数据及其等值线图。

秦山核电厂厂址地区的大气扩散实验研究

为了解秦山核电厂厂址及其周围地区的大气迁移与扩散规律,于1983—1986年间进行了现场和风洞大气扩散实验。本文介绍大气扩散实验的实验设计、概况和主要的实验结果,并着重描述受厂址地理位置和局地复杂地形影响的污染气象特征。

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。

秦山核电站人员闸门的更换及新闸门的特点

本文简要描述了秦山核电站原人员闸门存在的缺陷及其原因。重点描述了新闸门的更换方案和新闸门在结构上的特点，以供国内外核电同行及人员闸门设计人员、制造厂商和安装单位参考。

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。

秦山核电站

秦山核电站是我国第一座自行设计、自行建造的核电站,名义电功率为300兆瓦,反应堆为压水堆型。 1974年3月,中央专门委员会审查批准了核电站的原则方案,经过8年的研究设计、试验攻关、设备和核燃料研制,证明了工程方案切实可行。1982年国家计划委员会批准了可行性报告,秦山核电站作为国家重点建设项目正式列入国家计划。1983年6月开始土石方开挖。

对秦山核电基地低、中水平放射性固体废物减容处理的考虑

废物最少化是放射性废物管理的原则之一。针对秦山核电基地废物处理现状,分析了国家法规、标准对低、中水平放射性固体废物的管理要求和核电厂面临的相关问题,提出了对秦山核电基地低、中水平放射性固体废物进行焚烧和超级压缩处理的考虑。

秦山核电自然灾害的预防

核电厂由于核设施的敏感性和特殊性,对自然灾害的预防与管理更加重视。本文研究的重点是秦山核电自然灾害的预防。作者通过分析,认为秦山地区需要重点防范的自然灾害是台风,而台风可能导致全厂失电和水淹,继而从技术角度论述了秦山核电预防全黑和水淹的措施与方法。秦山核电的经验对其他核电厂具有一定的参考意义。

秦山核电公司发变组保护改造

本文介绍了秦山核电公司发电机一变压器组继电保护的改造，从技术改进和项目管理两个方面对改造过程进行了分析总结，并指出了不足，提出了改进建议。

秦山核电厂放射源管理经验

秦山核电厂对放射源管理有一套系统的制度 ,从放射源的申购、入库、保管、使用、报废 ,到存入专门的废物库这一全过程实施了严格的控制管理 ,保证了放射源的安全。本文介绍了秦山核电厂在放射源管理的制度建设、保管使用。

秦山核电厂安全分析因素的定期安全审查

按照国际经验，运行核电厂十年左右要做一次全面的安全审查。本文介绍了秦山核电厂首次定期安全审查中安全分析因素的审查方法、范围，审查过程中碰到的难点和解决办法，并介绍了审查的基本结论和核电厂拟采取的纠正行动。

《设备可靠性管理过程》在秦山核电厂应用的思考

对INPO AP913《设备可靠性管理过程》作了简要介绍，根据AP913N理念并结合秦山核电厂现状．提出了加强设备可靠性管理的一些建议。

秦山核电厂辐射防护实践与最优化发展方向

本文介绍了辐射防护基本原则和最优化分析方法，结合秦山核电厂辐射防护最优化分析应用的实践和两个典型案例分析，对秦山核电厂辐射防护最优化的现状做出了评价，并对核电厂辐射防护最优化未来发展方向提出了建议，可供有关专业人员和决策者借鉴参考。