摘要：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。

摘要：核电厂事故风险是核安全的核心问题,PSA是目前公认的定量评价核电厂风险的最佳方法.秦山核电厂PSA项目组采用事件树与故障树相结合的方法,已基本开发出反映秦山核电厂设计、运行、维修和管理实际状态的PSA模型,并采集到相应的可靠性数据.秦山核电厂以PSA模型为基础,拟把PSA的成果应用到设计变更、维修计划、定期试验和设备分级等诸多领域,使PSA技术不仅在电厂的安全性、可靠性方面作出有益的贡献,而且在提高电厂的可利用率及经济性方面也起到积极的作用.

摘要：1 设计和前期工程质量概况 秦山核电厂建设中始终受到中央及有关省市各级领导的重视和关怀,从人力、物力和经费上给予保证,并要求核电厂安全要做到“万无一失”。实行设计师、主任设计师负责制,建立了一系列设计管理制度,包括设计准则,计算、分析、技术条件、图纸和图表的制备。对设计文件的编制、审核、批准、分发、修订和保存作出了具体规定,并广泛收集国际上核电国家的标准和规范。1984年制定出“核蒸汽供应系统及所属设备分级暂行规定”(728DS7a—84),1986年又对设备、系统的安全分级、抗震分类进行了补充和调整,使得各项设计质量得到保证。

摘要：本文介绍了秦山核电厂核测系统在装料前后、零功率和功率试验阶段的调试过程、方法和主要数据以及源量程、中间量程和功率量程之间的复盖情况。最后对将来核测系统的设计提出了几点建议。

摘要：1 引言 中国大陆首座核电厂——秦山核电厂主发电机310MW双水内冷汽轮发电机是完全由我国自行设计、研制完成的。安装后于1991年3月开始冲转,机组一次就顺利开到3000r/min,1991年12月15日并网发电以来,发电机运行稳定、良好。至1995年12月18日止,已创造连续高功率运行179天,累计运行达24000h,1995年的年发电量22.2亿kWh,负荷因子达到84％,提前105天完成国家下达全年发电15亿kWh的生产计划。秦山核电站投入商业运行以来,已创产值17亿元,还创造了月发电量2.3236亿kWh的最高记录,运行最高功率达333.4MW。

摘要：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计算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１０ｍｉｎ，以图形或表格形式给出：核电厂２２个运行安全参数的实时值与过去２４ｈ内的瞬时值，环境γ辐射剂量率监测数据，核素浓度和剂量分布数据及其等值线图。

摘要：秦山第二核电厂在换料大修更换压力容器C型密封环时,主要过程目前为人工操作。本文分析了当前工艺存在的问题和隐患。设计专用工具用于C型密封环安装,实现对C型密封环安装工艺的改进。

摘要：利用美国核管制委员会(US NRC)堆芯三维中子动力学软件PARCS、热工水力软件TRACE、辅助建模软件SNAP以及具有国内自主知识产权的压水堆燃料组件计算软件RONBIN,建立了秦山二期两环路压水堆物理模型和热工水力系统模型,进行弹棒事故模拟计算,得出合理的计算结果。AFA 3G燃料组件的两维中子输运计算由ROBIN程序完成,生成的宏观中子截面参数被传递给PARCS程序作为输入。然后由PARCS程序进行堆芯三维弹棒模拟计算,得到事故过程中的核功率变化趋势。最后将反应堆功率瞬态数据输入TRACE热工水力系统模型计算系统压力响应以及燃料包壳和芯块温度。本文通过使用与设计单位完全不同的软件体系,独立地验证了该堆型在弹棒事故下的安全性。

摘要：利用NRC安全分析软件TRACE程序以及辅助建模工具SNAP程序,建立了深水池式低温供热堆(Deep-pool Low-temperature Heat Generating Reactor,DLHGR)模型,进行了稳态和瞬态分析,得出了合理的分析结果,并发现了设计中存在的优点和不足。