摘要：秦山核电厂二期扩建工程(3#、4#机组)反应堆保护系统的设计是在秦山核电厂二期工程(1#、2#机组)反应堆保护系统设计的基础上经过改进而成的。本文通过对一个经过论证且已实施的改进项和一个由业主提出但没有被采纳的改进项的分析,阐明了保护系统设计中核安全原则的应用:让反应堆更加安全,使电站在发生事故后能够将反应堆转入并保持在安全状态。如果对反应堆保护系统设计的修改能够在不影响核电站安全性的同时提高电站的经济性,那就是可行的。否则,无论其能带来多么可观的经济利益,都不宜采用。

摘要：由秦山核电厂反应堆保护系统设计中存在的问题,分析保护系统数字化改造的必要性,介绍了数字化改造的背景和范围。通过秦山核电厂保护系统数字化改造的设计,探讨了数字化保护系统的设计理念、设计方式、设计流程以及数字化保护系统的框架结构设计、设计特点和设计改进。

摘要：核电厂一回路系统设备的接管嘴与管道的焊缝结构广泛应用合金81/182,该类焊缝为异种金属焊(DMW),DMW焊缝对一次侧水应力腐蚀(PWSCC)较为敏感,运行过程中易发生裂纹泄漏等问题。堆焊修复方法在国外核电处理该类问题得到广泛应用。本文基于秦山一期核电厂稳压器喷雾管接管嘴尺寸,建立轴对称有限元模型,采用生死单元模拟焊接过程的瞬态热输入,研究了结构在堆焊修复过程中温度场的变化分布特性,将计算得到的结构热分布历程作为热载荷,进而获得了堆焊修复过程中结构残余应力的变化特性,结果表明堆焊修复完成后,DMW焊缝区域内壁的残余应力能够起到控制PWSCC的作用。

摘要：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。

摘要：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。

摘要：提供高效清洁能源,使其安全、稳定运行是企业管理的最终目的。近年来中国核电迎来大发展,无论是国内在建机组还是输出的海外项目日渐增多。中国核电的设计、建造、维护、运行的硬技术已具有一定实力,而对应的统一、标准、专业的管理软实力有待提升。作为核电运行管理公司,输出统一、标准、专业的管理理念以及系统平台使新建电厂节约成本已经成为一个上市公司必然的选择。

摘要：本文简要地讨论了堆芯功率分布分析的目的和意义。详细地分析了影响核电厂压水堆堆芯功率分布的因素,研究了展平功率分布的各种方法。最后得到30万千瓦的秦山电厂堆芯的核功率不均匀系数F_(qq)~N=2.50的核焓升因子F_(△H)~N=1.58。并与国外相近规模核电站PWR的设计功率分布作了比较。

摘要：本文研究了在秦山核电厂批平均卸料燃耗深度超过原定限值的情况下，为保证电厂的安全运行对DNBR限值进行重新确认的问题。研究过程中，综合考虑了由燃耗加深所引起的核焓升因子的变化和棒弯曲这两种效应对DNBR限值的影响。结果表明，对秦山核电厂而言，在批平均卸料燃耗超过原定限值的情况下，维持原DNBR限值不变仍是安全可行的。