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。     

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。     

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。     

核电站安全壳密封性试验系统搭建

安全壳是压水堆核电机组的第三道安全屏障,其主要作用是防止放射性物质向外界环境扩散。定期检查机组安全壳在反应堆失水事故(LOCA)压力下的泄漏率,是核电机组安全运行的重要保障。论文基于泄漏率算法模型,搭建安全壳密封性试验系统,具体包括试验设备硬件选型、采集软件编程、试验数据处理方法。通过工程实践,实现了高精度试验数据采集和安全壳泄漏率分析计算。论文成果兼具创新及实用性,可广泛运用于核电站安全壳密封性试验。     

秦山核电厂化容系统振动测量

本文简要地介绍了秦山核电厂化容系统在调试期间的振动测量。测量与调试同步进行；主要使用便携式测振仪对事先确定的测点进行现场实测。测量结果表明，泵的振动级别大部分达到Ａ级，管道的振动满足振动鉴定准则的要求。     

秦山核电厂安全壳预应力钢束的试验研究

本文介绍预应力安全壳1:1模型试验中大吨位曲线钢束两个阶段的试验研究。第一部分镦锚体系的试验证实了:在影响曲线束摩擦系数的各项因素中,润滑剂起了决定性的作用。同时通过对比找到了既经济又实用的润滑剂。第二部分介绍钢绞线体系的试验情况,并指出该锚具锚固能满足国内规范要求。     

数字化核仪表系统样机堆上试验及验证

针对目前国内核电厂核仪表系统设备主要依赖进口的现状,设计研发了一套数字化核仪表系统样机,系统样机主要包括中子探测器组件、信号调理和处理样机以及信号监控设备。通过介绍样机在商用堆上的安装和试验情况,详细分析了反应堆启堆、升功率、满功率及降功率运行期间的试验数据。试验结果表明,中子探测器与信号调理和处理样机配合良好,整套系统样机运行稳定可靠。      

核测量系统数字模块FPGA移植工程应用研究

为进一步提升核电厂核仪表测量系统的保护功能和控制功能,选取核仪表测量系统的一个核测量仪器柜的源量程、中间量程、功率量程,搭建FPGA移植工程验证系统,并完成典型功能的验证。其中所有数字处理模块的核心芯片选用成熟、标准厂家FPGA芯片。其功能性能指标满足工程技术指标应用要求。     

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１     

广东大亚湾核电站厂用电力系统可靠性分析

运用故障树分析方法，对广东大亚湾核电站（ＧＮＰＰ）厂用电力系统的可靠性作了分析。建造了电力系统６．６ｋＶ交流应急母线（ＬＨＡ）、２２０Ｖ交流不间断电源母线（ＬＮＥ）和１２５Ｖ直流电源母线（ＬＢＡ）的失电故障树。利用ＳＥＴＳ程序及法国标准９００ＭＷ压水堆核电站２００堆·年运行经验反馈的可靠性数据，对电力系统的可靠性作了定性、定量分析。给出了电力系统故障树支配性最小割集和顶事件的发生概率，并对支配性最小割集作了描述和分析。     

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。     

秦山核电站考验元件燃耗的辐照史校正计算

通过实验测得反应堆停堆时刻裂变产物~(137)CS、~(148)Nd等监测体的浓度值,进而推算出辐照燃料元件的燃耗值是通常采用的方法。它需要若干参数,如裂变产物的平均裂变产额,反应(n,γ)的修正量,放射性裂变产物的堆内衰变修正量,可裂变核素的平均裂变能量等。这些参数都同燃料的辐照历史紧密关联。本文概述了上述参数的计算方法并给出了计算结果。方法的主要特点是:1.以考验元件的实际参数为输入数据;2.根据反应堆实际运行史反复循环模拟计算;3.除计算重核素及所要求的裂变产物的原子浓度和放射性外,仔细计算了~(137)Cs和~(148)Nd等核素(n—1)衰变链中子俘获反应的修正量。