压水堆核电厂核岛蒸汽供应系统的设计

作者选择几个国内典型的压水堆核电厂——秦山二期核电厂、大亚湾核电厂、岭澳核电厂和田湾核电厂，对其核岛蒸汽供应系统（包括主蒸汽系统和大气排放系统）进行比较和分析，希望能为主蒸汽系统和大气排放系统的设计提供帮助。     

法国压水堆机械设备建造与设计规范RCC—M的正确运用

随着我国广东核电项目的不断引进,以及秦山二期核电项目的建设,ＥＣＣ－Ｍ规范在我国核电站设计、自主化设备制造,质保以及质量监督等领域使用得越来越广泛。然而,由于ＲＣＣ－Ｍ规范涉及到的内容繁多,且章节之间相互引用,因此,如何正确、有效而又快捷地使用ＲＣＣ－Ｍ规范是一个值得探讨的问题。本文通过详细的说明和举例,能够帮助读者飞快掌握它的使用方法,为更好地工作提供方便。     

中国改进型压水堆核电站AC—600的主要设计特点及其与AP—600的比较

文中主要介绍了中国ＡＣ６００核电站在设计参数、堆芯设计、主系统、非能动专设安全设施等方面的设计特点，并与美国ＡＰ－６００核电站设计进行了比较，给出了ＡＣ－６００与ＡＰ－６００的主要区别。     

法国核岛设备制造质量监督方法综述

本文通过对ＥＤＦ质量监督组织机构、质量监督的依据和现场实质质量监督的具体方法几方面来对法国ＥＤＦ核岛设备的质量监督方法进行了描述;并与岭澳工程实际相结合,期望能对我国核岛以及常规岛的设备国产化自主监督有所借鉴。     

大型先进压水堆APWR的设计特点

1概述 在新一代反应堆的开发过程中，为了进一步提高核电站的经济性，发电用的压水堆具有朝着单堆电功率在1500MW以上的大型化发展的趋势。APWR是日本三菱公司与西屋公司经过10多年努力共同开发的4环路大型先进压水堆核电站，其设计是在第二代压水堆技术基础上充分考虑了现有压水堆核电站的经验反馈进行的改进设计。     

压水堆核岛系统16N源项计算分析

反应堆内的快中子与一回路冷却剂水中的16O发生俘获反应会产生放射性核素16N。16N是压水堆核电厂核岛系统设计中需要重点考虑的辐射源项。文章在分析了大亚湾和台山核电站16N源项计算不足的基础上,提出一套精确计算堆芯多群中子通量和细致模拟冷却剂在堆内外流动过程的计算方法,保障了相关核岛系统设计和设备间屏蔽设计的正确性。     

30万千瓦压水堆核电站的主要设计特征

本文扼要介绍国外已建成的30万千瓦级的压水堆核电站和我国开始建设的秦山核电站的主要设计特征和性能参数比较.     

岭澳核电站核岛安装工程辅助设备不符合项的处理与设备制造

通过对岭澳核电站核岛辅助设备（EM3机电包）不符合项的分析、处理和论述,为质量检查人员检验辅助设备的符合性提供参考;为技术处理人员提供借鉴;为设备制造商提供修改信息。     

压水堆核电厂辐射监测系统的设计与改造

辐射监测系统是压水堆核电厂安全运行的重要保障,研究压水堆核电厂辐射监测系统的设计方法和原则,对于提高压水堆核电厂辐射监测系统的设计水平,减少改造风险至关重要.根据核电厂的法规和设计规范,结合大亚湾核电厂辐射监测系统的设计与改造经验,提出了压水堆核电厂辐射监测系统的一般设计原则和要求,并简要介绍了大亚湾核电厂辐射监测系统...     

大亚湾核电站汽轮机特点

本文论述了全速核电汽轮机的某些特点并介绍了我国第一座大型核电站采用的全速百万千瓦级汽轮机的主要参数、热力系统、平面布置、本体设计以及调节系统等基本情况及其特点。     

大亚湾核电厂辅助给水系统RCC-M2级疏水管道的改进

大亚湾核电厂辅助给水系统的疏水管道属RCC-M2级设备,因该设备在高温和高压差下导致疏水器和隔离阀处经常发生闪蒸和冲刷,致使其密封面损坏而发生疏水故障。为避免对系统产生影响,核电厂借鉴同类型机组的改进经验,通过增加备用隔离阀解决该问题。改进的管道依据RCC-M进行力学分析。     

大亚湾核电站的老化和寿命管理

首先简要介绍了国际原子能机构(IAEA)对核电厂老化管理的基本要求以及所推荐的实施老化和寿命管理方法,然后对大亚湾核电站实施老化和寿命管理工作的进展进行了描述。文中指出,老化和寿命管理的首要任务是关注核电站的关键设备。随着经验数据的积累,工作重点逐步由老化机理理解、敏感部件筛选向老化趋势分析和寿命评估转变。     

大亚湾核电站停堆工况风险研究

基于传统ＰＳＡ方法学（适用于功率运行工况）及核电站停堆工况特征,提出了一套停堆ＰＳＡ特征方法,包括电站运行状态离散法,分阶段评价和主逻辑故障树评价。将该方法应用于大亚湾核电站（ＧＮＰＰ）停堆工况ＰＳＡ研究,得到了较真实反映ＧＮＰＰ实际情况的结果。研究结果对ＧＮＰＰ的停堆运行和管理有实际应用价值,以我国今后核电站设计、运行及管理也有现实意义。     

浅谈核电厂换料大修经验反馈

根据核电厂换料大修的特点,介绍大修经验反馈的可行性和必要性,同时按照时间节点,将大修经验反馈分成大修前、大修中和大修后3个阶段分别进行详细说明和讨论,并分别对其反馈方式、可行性等方面内容进行研究。最后总结了目前大修经验反馈工作中存在的主要问题和不足,并提出了改进方法的建议。     

大亚湾核电站第九循环堆芯换料设计

大亚湾核电站第九循环堆芯是自提高燃产组件富集度后实现18个月换料的第一个循环堆芯。堆芯换料设计采用SCIENCE核程序包进行计算，辅以HADES－II处理程序，自动生成一维模型和综合法程序输入数据，并且自动生成换料设计报告。本报告介绍了堆芯换料设计需提交给核电站的设计文件和所用的计算机辅助，并对启动物理试验实测值与设计预计值进行了比较分析。     

自主化1000MW级压水堆核电站核蒸汽供应系统概念设计

本文简介介绍了我国百万千瓦级压水堆核电站（ＣＮＰ１０００）核蒸汽供应系统的概念设计,主要内容为主要技术参数、堆芯设计、反应堆冷却剂主回路系统及其主要设备设计、安注系统、辅助给水系统和数字化仪表与控制系统设计。     

大亚湾核电厂反应堆厂房地震响应分析评估

大亚湾核电厂核反应堆厂房的抗震分析基本沿用法国M310型机组的标准分析方法（RCC—G）,对于土-结构相互作用（SSI）效应的考虑,采用简化的阻抗函数法。本文拟采用新的相对精确的基于Green函数的三维连续半空间边界子结构法考虑地基岩土的作用,进行SSI耦合系统的地震响应分析计算,并将计算的楼层反应谱（FRS）同设计值进行比较,对设计方法及其结果的趋向性（偏于安全／或不安全）进行评估。结果表明,与基于三维连续半空间边界子结构法的计算结果相比较,电厂设计偏于安全。     

大亚湾核电站常规岛循环水系统的特点分析

本文介绍了大亚湾核电站循环水系统设计中的某些特点以及本设计与国内大型火力发电站循环水系统设计的不同之处。本设计的特点是:①循环水系统采用单元式布置,②海水泵房一次滤网采用旋转鼓型滤网,③循环水泵采用立式水泥蜗壳水泵,④循环水系统采用电解海水氯化循环水到1ppm,⑥在凝汽器进口处的循环水管道上装设二次滤网。