反应堆安全壳整体密封试验测量仪表

本文简要介绍厂压水堆安全壳整体密封试验的测量系统。试验仪表的选择、仪表的工作原理及特点,以及仪表的校准与现场检验等。     

反应堆安全壳密封（泄漏）试验的原理与分析方法

本文介绍了安全壳密封试验的原理,泄漏率的分析方法和它们之间的比较,密封试验精确性的验证和试验过程的判断以及空气渗入现象对试验结果的影响等.     

反应堆安全壳的局部泄漏率试验

本文扼要介绍了安全壳密封(泄漏)试验中局部泄漏率试验的类型和项目、典型试验方法、使用仪表的选择要求以及允许泄漏率和试验周期等     

核电站安全壳整体密封性试验方法

简要介绍了我国核电站安全壳整体密封性试验的民政部和Ａ，Ｂ，Ｃ类试验所采用方法，以及部分国家安全壳整体密封性试验所采用的标准和测量系统的测量精度。     

反应堆安全壳温控非能冷却系统

温度动作非能动冷却系统（ＴＩＰＡＣＳ）是一类可运用于多种堆型的新型反应堆安全壳冷却系统。ＴＩＰＡＣＳ将热量从热的绝热系统传向较冷的外部环境。它有５个定义特征：有效传热、非能动（如无运动机件）、仅在高于预置温度时才进行传热的热控开关机理、从内部热系统向环境传热只有一条路径，并可使用于任何规模的动力堆。     

秦山核电厂安全壳强度与密封性试验的核安全监督

本文主要介绍了秦山核电厂一期工程首次装料前安全壳强度和密封性试验中核安全监督的主要内容。     

秦山三期重水堆核电工程安全壳结构强度验证试验和整体密封性试验

作为我国首座无钢衬里安全壳,秦山第三核电有限公司认真研究了其混凝土吸纳/缓释效应强、贯穿件薄弱等特点,精心准备试验方案和应急处理措施,最终取得了安全壳密封性试验结果和试验耗时居世界同类电站领先地位的佳绩。在试验中开创性地使用了安全壳内部压空自供应系统,实现了不停运壳内工艺系统进行试验的目标;集成、开发了专用于安全壳强度验证试验和安全壳整体泄漏率试验的测试系统;在国内安全壳试验领域率先成功组织了高气压环境下的大规模作业。     

秦山核电厂安全壳系统B、C类密封性试验

叙述了秦山核电厂安全壳系统B、C类密封性能试验概况,主要包括试验范围、泄漏率分配、试验结果和总体评价等。     

反应堆舱密封性试验技术

提出2种堆舱密封性试验方法:压力衰减法和示踪剂泄漏试验法。针对2种试验方法的原理依据,给出试验测量和分析方法。经分析论证,示踪剂泄漏试验可采用SF6气体作为示踪剂。     

苏联反应堆安装西方标准的安全壳

【西德《法兰克福汇报》1989年5月24日报道】自切尔诺贝利反应堆事故后,苏联人显然地在努力使其核电厂安全适应西方的标准。国际原子能机构的视察员得到莫斯科的准许,详细检查了罗夫诺核电厂的运行情况。苏联人与来自联邦德国的科学家们就新的安全系统方面情况进行了交流。自联邦研究部和苏联国家利用核能委员会签定反应     

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。     

秦山核电站考验组件单棒燃耗测量

应用燃耗监测体法（以￣（１３７）Ｃｓ和￣（１４８）Ｎｄ为监测体）和重同位素比值法测量秦山核电站考验组件中２号元件棒的燃耗。沿元件棒铀向不同位置切割出７个切片作为分析试样。由￣（１４８）Ｎｄ监测体法和比值法得到的燃耗值相互符合得很好。￣（１３７）Ｃｓ法的结果却存在一些差别。根据燃耗轴向分布曲线计算出全棒平均燃耗值为２．５７×１０￣４ＭＷｄ／ｔ（Ｕ），误差１．７％。此外，还测量Ｐｕ的含量和同位素比值。     

秦山核电站燃料考验组件在HWRR辐照考验前的物理性能测量

为测量秦山核电站燃料考验组件的物理性能,设计了专用实验组件。用直接测量芯棒γ活性的方法,成功地得到了组件功率与大堆功率的关系。用棒栅反应性曲线刻度了组件反应性及失水反应性。用活化箔法测得中子注量率以及芯棒间的功率分配。并采取措施,在满足组件考验热工条件的同时,实现了兼顾Mo-Tc的生产。     

秦山核电厂ATWS及其处置研究

利用RELAP5/MOD2程序对秦山核电厂几种典型的ATWS进行了分析计算,对该厂主给水丧失ATWS后失去全部给水事故及其处置作了研究。结果可为秦山核电厂应急运行规程的研制提供技术依据。     

秦山核电厂址局地风场数值预报试验

采用非静力平衡、完全可压缩的大气动力学模式,对秦山核电厂址局地风场进行了数值预报,预报结果与风场实况进行了比较分析。结果显示,从整体上看,在预报的最初6小时内,风场预报结果与地面气象测站的实况基本一致,风速比在1．5倍误差范围内的接近54％,风向偏差不超过1．5个风向角(即D≤33．75度)的可达61％。     

秦山核电厂主蒸汽管道破裂事故的分析研究

文章给出了压水堆核电厂主蒸汽管道破裂事故(MSLB)的概述、分析模型及主要假设,讨论了秦山核电厂影响MSLB的参数特点,并给出了极限工况的分析结果及敏感性分析得到的结论。     

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。     

秦山核电厂高压安注系统可靠性分析

文章用故障树分析方法对秦山核电厂高压安注系统的可靠性进行了分析。这项工作是采用西德反应堆安全研究所(GRS)研制的RALLY程序包进行的,内容包括系统不可用度计算、不确定度分析、统计评估以及重要度分析。有关分析结果为寻找秦山厂高压安注系统的薄弱环节、改进系统设计提供了参考依据。     

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。