关于赴杭州质监局和秦山核电站交流学习活动调研报告

(onfigurgti0n＆trgf~ic 目日选型配置÷· 秦山核电站=期 工程电梯配置 电梯总体设计在电梯工程的全部 过程中占有十分重要的地位，客户、 建筑设计院、电梯厂家三方在此阶段 的密切配合，对于保证工程设计的正 确性，减少施工和安装阶段的麻烦 及降低材料和人工不必要的损戋具有 关键意义。尽管在这一盼段，具体设 计细节并不全部涉及，但基率的设计 目标必须在这～阶段明确尤其对于 电梯厂家而言，认真理解客户和建筑 设计院的要求，保持密切配合的主动 是十分必要的。 1核电站对电梯的特殊要求 核电站的土建结构与普通建筑和 厂房有很大的不同，由于它考虑

阿尔卡特特种电缆将用于秦山核电站

我国首座国产核电站——秦山核电站的扩建工程方家山核电工程．其前期各项准备工作已基本完成．该工程重达分别为71．2t的1号、2号辅助变压器顺利就位．这标志着高压电气安装工作开始；首个循环水管安装项目完成；淡水改扩建工程施工也已基本完工，并具备了单体调试条件。由浙江省火电建设公司承担施工的方家山核电项目1号、2号常规岛工程．将于2011年上半年开始进入设备安装阶段．外围bop子项陆续开工．工程将逐步进入施工高峰。

2007年，秦山核电站二期工程被国家授予中国工业大奖表彰奖。秦山核电站二期l、2号机组是继秦山一期、大亚湾核电站投产后，由我国自主设计、自主建造、自主管理和自主运营的第一座国产化商用核电站，电站设计装机容量为2台650mw压水堆核电机组，

介绍了秦山三期重水管理的目标和工作内容以及为实现管理目标所采取的管理措施和技术措施，包括重水管理工作相关人员的确定、重水装量管理方法的建立以及重水管理工艺系统运行配置的优化等。还对重水管理工作中存在的问题进行了讨论。运行统计数据表明秦山三期目前重水泄漏量和损失量的控制处在世界中上水平，秦山三期采取的重水管理措施是有效的。

近日，秦山核电站扩建两台百万千瓦机组核电项目核岛负挖工程开始启动，这标志着这座我国自主设计、建设和运营的核电站的扩建工程已正式进入前期准备阶段。据介绍，这次扩建项目使用国际最成熟且应用最广泛的二代改进型压水堆核电技术，计划工期60个月，预计其1、2号机组将分别于2013年底和2014年10月正式投产。届时，秦山核电公司的总装机容量将达到230万千瓦，

我国首座国产核电站——秦山核电站扩建2台百万kw机组核电项目核岛负挖工程已启动，这标志着这座我国自主设计、建设和运营的核电站的扩建工程已进入前期准备阶段。据秦山核电公司有关负责人介绍，方家山扩建项目的前期工作已获国家发改委正式批准，其环境影响评价报告和厂址安全分析报告也已通过环境保护部评审。方家山扩建项目使用国际最成熟且应用最广泛的二代改进型压水堆核电技术，计划工期60个月，

秦山三期(重水堆)核电站工程是国家"九五"期间重点建设项目,是我国首座商用重水堆核电站,也是中国和加拿大两国政府间迄今最大的贸易项目。工程采用成熟的加拿大candu-6重水堆核电技术,以韩国月城3、4号机组为参考电站。由于厂址条件的不同、国情的不同、标准规范的差异以及candu-6重水堆核电站设计相对定型早、运行反馈少等原因,在机组商运初期电站的安全稳定运行受到了较大的挑战。面对严峻的形势,秦山第三核电有限公司组织力量对影响核电站安全稳定运行的隐患、热点,进行了针对性的分析和研究,积极有效地开展变更改造和技术改进工作,极大地改善了机组安全性能,优化了机组配置,并创造了一定的经济效益。本文介绍了秦山第三核电有限公司所开展的重大变更改造和技术改进项目,以及实施后的效果,可供同类项目参考和借鉴。

我国首座国产核电站——秦山核电站扩建2台百万kw机组核电项目核岛负挖工程已启动,这标志着这座我国自主设计、建设和运营的核电站的扩建工程已进入前期准备阶段。据秦山核电公司有关负责人介绍,方家

电站辅机总第105期(2008no．2) 表2系数k9 鞍座包角0．(。)l2ol35l50 k90．2040．2310．259 鞍座腹板有效截面内的水平方向平均拉应力。，按 式(9—26)或式(7—27)计算。 当无垫板或垫板不起加强作用时： 一旦(7—26)0"9— h ． , — bo(／—— 当垫板起加强作用时： f5 一(7—27) 式中： h——计算高度，取鞍座垫板底面至底板底面 距离和r／3两者中的较小值，，m； 6。——鞍座腹板厚宽，m； 6——鞍座垫板有效宽度，取b一b：，。 应力应按式(7—28)进行校核： 0 。≤[](7—28) l] 许用应力[]按5．4选取。 鞍座材料的选用见表3。 表3鞍座材料的选用 使用温度，oc选

我国首座国产核电站—秦山核电站扩建2台百万千瓦机组核电项目核岛负挖工程近日启动,这标志着这座我国自主设计、建设和运营的核电站的扩建工程已正式进入

电站辅机总第105期(2008no.2)　 表2　系数k9 鞍座包角θ,(°)120135150 k90.2040.2310.259 鞍座腹板有效截面内的水平方向平均拉应力σ9,按 式(9-26)或式(7-27)计算。 当无垫板或垫板不起加强作用时: σ9= f5 hsbo (7-26) 当垫板起加强作用时: σ9= f5 hsbo+brδre (7-27) 式中: hs———计算高度,取鞍座垫板底面至底板底面 距离和ra/3两者中的较小值,mm; bo———鞍座腹板厚宽,mm; br———鞍座垫板有效宽度,取br=b2,mm。 应力应按式(7-28)进行校核: σ9≤2 3 [σ]sa(7-28) 许用应力[σ]sa按5.4选取。 鞍

秦山三期核电站为重水堆核电站,其工艺放射性废气排放与现有压水堆不同。本文通过对秦山三期candu6型重水反应堆工艺放射性废气排放的历史监测情况分析,总结出了电站排放工艺放射性气体的主要来源以及气体的相关特点,并对如何减少电站废气排放做了讨论。

我国首座国产核电站——秦山核电站扩建2台百万千瓦机组核电项目核岛负挖工程近日启动,这标志着这座我国自主设计、建设和运营的核电站的扩建工程已正式进入前期准备阶段。

秦山三期（重水堆）核电站工程由中国核工业总公司（ｃｎｎｃ）和加拿大原子能有限公司（ａｅｃｌ）以交钥匙合同模式在中国浙江省秦山现场建设的两座７００ｍｗ级ｃａｎｄｕ核电机组组成。项目业主为秦山第三核电有限公司（ｔｑｎｐｃ）。核级设备和工程设计主要由ａｅｃ...

本文简要介绍了重水堆核电站氚的产生和释放,以及秦山三期为降低氚排放所采取的设计改进和运行控制措施。通过对秦山三期电站运行以来氚的实际产生情况及其与国外重水堆核电站的比较,表明秦山三期为减少氚排放的控制措施是有效的。

获得可靠的堆芯入口流量分配数据是改善压水堆堆芯热工水力性能的需要。应用计算流体力学方法研究了反应堆压力壳内复杂的流动现象,得到了秦山核电站二期600mw反应堆1/4整体水力模型的堆芯入口流量分配状况,并对下腔室几何结构、冷管段入口流量等影响因素进行了敏感性研究。分析结果表明,双环路工况入口流量对堆芯入口流量分配影响较小;与双环路工况相比,单环路运行工况时流动特性显著变化,导致流量分配状况差异较大;堆芯入口流量再分配因子为0.05,与原型设计参数吻合。计算结果证实所采用研究方法有效,可为相关反应堆工程设计验证提供依据。

秦山三期重水堆核电站是我国首座商用重水堆核电站,也是中国和加拿大两国政府间迄今最大的贸易项目。业主秦山第三核电有限公司在工程建设、调试及自主运行的过程中,坚持自主创新管理,有效实施工程质量、进度和投资三大控制;并在消化吸收candu-6技术的基础上进行改进,提高机组的安全性和可靠性。工程的建设实践,使我国核电工程管理在已有的基础上,基本实现了程序化、信息化的规范管理并与国际接轨。工程建成后,在保证机组安全稳定运行的基础上又进行了多项技术改进和创新,使机组性能持续提高。在人才培养方面,注重培育企业文化,强化人员培训,建立起员工培训与工程建设互相促进的良性循环机制。秦山三期工程在核电项目管理水平的提高和发展,可为推动我国核电发展和大型引进工程的规范化管理提供借鉴。

下泄背压调节阀控制系统能够稳定下泄管段孔板后的压力,文章针对秦山核电站中系统功能冗余、电位被钳的问题,提出了解决方案。该方案删除了固态逻辑组件、主控跟踪卡,转移了跟踪卡取值位置,并在实际应用中运行良好。

阿尔卡特特种电缆用于秦山核电站三期工程

秦山核电站二期扩建工程4号机组近日正式投入商业运行。至此，我国“十一五”期间首个开工的核电工程——秦山核电二期扩建工程（即秦山核电二期3、4号机组）全面建成投产。秦山核电二期1、2号机组是由我国自主设计、自主建造、自主管理和自主运营的第一座国产化商用核电站，两台机组先后于2002年4月15日和2004年5月3日投入商业运行。扩建工程3号机组于2010年10月5日投入商业运行。

对秦山核电站三期工程辅助给水泵调试期间出现的故障原因进行了分析,认为转子动静配合间隙偏小和转子径向安装中心存在偏差是导致转子抱死的主要原因。通过辅助给水泵解体检查,采取了扩大转子配合间隙、调整转子径向中心和更换给水泵入口滤网等有效措施,降低了辅助给水泵轴向各点振动值及转子抱死的可能性。