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。     

秦山核电厂核安全结构的抗龙卷风设计

本文介绍了秦山核电厂核安全结构的抗龙卷风设计概况,主要包括厂址龙卷风出现概率的估算,抗龙卷风的结构设计要求以及结构上的龙卷风荷载的确定等。     

秦山核电厂反应堆安全壳整体密封性能试验

简要介绍秦山核电厂反应堆安全壳的整体密封性能试验,包括试验方法、试验程序及过程、使用的仪表和测量系统;以及试验结果。文中还初步探讨了影响试验结果的一些重要因素。     

压水堆低泄漏燃料管理最佳化程序L-LEAKO

介绍了用于压水堆低泄漏燃料管理的计算机程序L-LEAKO,包括程序的模型、方法和逻辑结构。简要评述了该程序在秦山核电厂再装载堆芯低泄漏燃料管理优化设计中的初步应用情况。     

秦山核电厂气载放射性释放的环境影响

本文评价了秦山核电厂气载放射性流出物对环境的影响。应用现场及风洞大气扩释实验结果和厂址周围的人口与食谱调查资料,估算了秦山核电厂在正常运行和事故条件下释放的气载放射性流出物对公众产生的个人有效剂量当量和集体有效剂量当量。计算结果表明,正常运行时厂址边界(0.5km)处的最大个人有效剂量当量为2.7×10~(-2)mSv/a,该剂量的大部分来自~(137)Cs 的食入(主要由地表湿沉积引起);80km 范围内的集体有效剂量当量为1.1人·Sv/a,归一化集体有效剂量当量为3.7人·Sv/GW(e)·a。文中还给出了事故情况下剂量估算结果。     

秦山核电厂蒸汽发生器带钧波形板蒸汽干燥器的设计

文中详细介绍了秦山核电厂蒸汽发生器带钩波形板蒸汽干燥器的设计观点。     

秦山核电厂（一期）场外应急计划与准备

本文简要介绍了秦山核电厂（一期）场外应急计划与应急准备的实践及其经验。     

压水堆核电站的排风净化

本文介绍了压水堆核电站排风净化的任务、设计准则和主要设备。内容着重核电站排风净化的特殊性,并对秦山核电厂的排风净化系统作了简要介绍。     

秦山核电厂首次换料方案的确定

简要介绍了秦山核电厂首次换料方案的选择过程，利用优化技术寻找燃料组件的最佳布置，目标函数为组件平均卸料比燃耗最大。所选的换料方案具有较好的经济性与安全性，现已在秦山核电厂首次换料中成功应用。     

秦山核电厂安全壳密封性能试验的仪表测量系统

简要介绍秦山核电厂反应堆安全壳密封性能试验所采用的仪表测量系统及其性能。     

秦山核电厂运行前的环境放射性本底调查和运行期间的环境监测计划

本文主要介绍秦山核电厂运行前的环境放射性本底调查的方法和结果，同时简要概述了运行中的环境监测计划。文中着重叙述了运行前本底调查和运行初期环境监测计划的目的，原则以及调查方案，其中包括监测范围、项目、周期、测点布设和监测用的主要仪器和方法。同时还给出了一些重要测点上的主要测量结果。     

“中国示范快堆项目”介绍

结合目前＂快堆＂升温的情况,简要介绍了＂中国示范快堆项目＂的拟选厂址情况,包括位置、气象和地质等。以期引起大家对快堆的商用进展情况的关注。     

辽宁核电站厂址

本文简要介绍了辽宁核电站厂址的地震、地质、水文、环保、交通运输等概况,并进行了一定的评价,说明了厂址的安全可靠性。     

我国核电厂选址标准研究走向的思考

简要回顾了核动力厂选址适宜性准则的建立与发展,介绍了核动力厂厂址评价的新进展,探讨了核动力厂选址标准研究的走向。在制定我国核动力厂选址标准中,应优先建立厂址适宜性准则,包括厂址安全、环境保护和应急准备的各种要素,以指导厂址评价。     

秦山核电厂反应堆控制棒价值和硼价值测量试验

本文系统地介绍了秦山核电厂反应堆控制棒组价值和硼价值在首次物理启动中的测量试验。简要介绍了测量方法、仪器装置、试验经过、实测结果和误差分析。试验结果表明:测量值与理论计算值符合得很好,达到了验收准则的要求。     

西安脉冲堆厂址评价

简要介绍了我国第一座商用脉冲堆－－西安脉冲堆厂址的人口、工业、农业、自然状况、交通运输和地质、地震、环保等概况，并进行了评价，说明了厂址的安全可靠性。     

秦山二期KIT/KPS系统与一体化信息管理与自动控制探讨

简要介绍了秦山核电厂二期工程集中数据处理系统和安全监督盘系统 (KIT/KPS),并根据该系统的技术方案和技术特点提出了实现全厂信息管理与自动化控制一体化的必要性和方案。     

秦山核电厂预应力混凝土安全壳的结构研究和设计

回顾和总结了秦山核电厂的预应力混凝土安全壳设计全过程,简单地介绍了对预应力钢丝束的试验,描述了结构型式、设计基准和分析方法,并扼要地指出了混凝土防裂考虑和后张体系及钢衬里设计的概貌,介绍了对秦山核电厂安全壳结构极限承载性能所进行的模型试验及非线性分析研究。最后介绍了秦山核电厂安全壳的整体性试验,指出秦山核电厂的安全壳试验实测值与预期值相符,结构性能良好,气密性也完全符合要求。     

关于确定秦山核电厂（一期工程）烟羽应急计划区大小的建议

本文按照国际上划分应急计划区的一般原则,参考美国建立烟羽应急计划区的具体准则和方法,结合我国国情和秦山核电厂厂址的环境特征与事故释放特征,在对假想事故释放的预期剂量和相应的干预水平进行比较后,建议将秦山核电厂(一期工程)的烟羽应急计划区分为内区和外区。内区半径为3—5km,制定有撤离计划;外区半径为7—10km,一般不考虑采取撤离措施。     

秦山核电厂压水堆控制棒驱动机构产品样机性能试验

本文简要的介绍了秦山核电厂控制棒驱动机构的功能、设计参数、结构及设计特点,重着介绍了产品样机性能试验的目的和试验结果。试验证明它与国外同类机构技术性能相当,产品样机已经受了2.7×10~6步热态考验,仍能继续正常运行。