秦山核电二期工程堆芯测量系统设计
反应堆热工水力分析-秦山核电站
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秦山核电厂
基础理论培训教材升版改编项目
反应堆热工水力分析
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A 2008-1-10 马战杰 张鹏飞
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单福昌 审核
出版说明
李苏甲 状态 批准
PQ/OAC/TS/283A 内部编号
PQ/OAC/TS/283A
文件会签表
部门名称
是否需要会签
科研计划处
人力资源处
质量安全处
综合管理处 核设备研究设计
3. 水动力不稳定性........................................................................................................................55 3.1 水动力不稳定性概述...........................................................................................................55 3.2 水动力特性方程 ..................................................................................................................56 3.3 稳定性准则 ..........................................................................................................................58 3.4 消除水动力不稳定的性的方法 ..........................................................................................60
秦山三期CANDU核电厂堆芯结构
秦山三期CANDU核电厂堆芯结构摘要：详细描述了秦山三期CANDU核电厂的堆芯结构,堆内构件的组成及其功能。
这些堆内构件包括排管容器、堆腔室、燃料通道组件和反应性控制组件。
关键词：坎杜堆，排管容器，堆腔室，燃料通道组件，反应性控制组件1堆芯结构概述CANDU26反应堆堆芯的总体布置如图1所示。
反应堆堆芯组件包括:一个水平安置的不锈钢排管容器,排管容器内贯穿排列着380个排管,反应性控制机构在排管之间垂直或水平方向穿过排管容器。
整个反应堆组件安装在混凝土的排管容器室即堆腔室,并且由堆腔室两头的端屏蔽墙支撑。
图1 CANDU26反应堆堆芯总体布置图1———排管容器;2———排管容器外壳;3———排管容器管;4———嵌入环;5———换料机栅格板;6———端屏蔽延伸管;7———端屏蔽冷却管;8———进出口过滤器;9———钢球屏蔽;10———端部件;11———进水管;12———慢化剂出口;13———慢化剂入口;14———通量探测器和毒物注入;15———电离室;16———抗震阻尼器;17———堆室壁;18———通到顶部水箱的慢化剂膨胀管;19———薄防护屏蔽板;20———泄压管;21———爆破膜;22———反应性控制棒管嘴;23———观察口;24———停堆棒;25———调节棒;26———控制吸收棒;27———区域控制棒;28———垂直通量探测器;29———排管容器管板2排管容器和堆腔室图2是排管容器结构简图,排管容器的两头由端屏蔽墙封闭和支撑。
每个端屏蔽包括内管板和外管板,380根排管及内含的燃料通道贯穿通过,排管以中心间距为28.6cm的正方形栅格排列,管板同周边的壳体联结。
两头的端屏蔽墙一起为排管容器和燃料通道提供支撑,每个端屏蔽的内外管板之间填充有钢球和轻水,为工作人员提供屏蔽。
端屏蔽冷却是堆腔室冷却系统的一部分。
排管容器内充满低温低压的重水慢化剂,重水慢化剂从两边对应且呈扇形分布于壳体侧边的管嘴进入排管容器,从排管容器底部的两个出口排出。
核能发电站项目施工测量技术方案
核能发电站项目施工测量技术方案一、核能发电站项目施工测量的重要性核能发电站项目施工测量是确保工程建设质量和安全的重要措施。
核能发电站的复杂性和高风险性要求施工测量工作的精确性和准确性。
只有通过施工测量，才能保证核能发电站建设的准确性、稳定性和安全性。
施工测量能够提供给项目设计者和施工人员准确的数据信息，为工程设计、施工和维护工作提供依据，确保工程建设质量和安全。
二、核能发电站项目施工测量的主要工作内容1.地形地貌测量：通过对项目区域地形地貌的测量，获得地势起伏、地形特征和地貌类型等信息，为项目选址提供参考。
2.建筑物基础测量：对核能发电站的各个建筑物基础进行测量，包括建筑物的平面尺寸、高程等参数，为建筑物的准确定位和施工提供数据支持。
3.设备安装位置测量：对核能发电站的各个设备的安装位置进行测量，包括设备的平面位置、高程等参数，为设备安装提供准确的定位。
4.管线测量：对核能发电站的各类管线进行测量，包括管线的位置、深度等参数，为管线的敷设和维修提供准确的定位和参考。
5.土方开挖量测量：对核能发电站的土方开挖量进行测量，包括土方的体积、质量等参数，为土方开挖工作提供准确的数据支持。
6.坐标测量：对核能发电站项目的整体坐标进行测量，包括位置坐标、高程坐标等参数，为项目整体的定位和后续施工工作提供依据。
三、核能发电站项目施工测量的技术方法1.全站仪测量：全站仪是目前施工测量中使用最广泛的仪器之一，能够实现高精度的三维测量，可以满足核能发电站项目的精确测量要求。
2.GPS测量：全球定位系统（GPS）是一种基于卫星的测量技术，可以实现高精度的位置测量，适用于核能发电站项目的整体定位及坐标测量。
3.激光测距仪测量：激光测距仪可以通过激光束实现远距离和近距离的测距，可用于核能发电站项目中建筑物基础、设备安装位置等测量。
4.无人机测量：无人机搭载测量设备能够实现大范围的测量工作，特别适用于地形地貌测量和土方开挖量测量等需要大范围覆盖的测量任务。
秦山第二核电厂RIC系统探测器校刻因子算法研究
因 ，４ 个微型裂变 电离 室探 测器 的探 测效率各 不 没 有 该程 序 的 源 代码 ，对 其 算 法 不是 很 清 楚 。 因 相 同。为了修正这种偏差 ，需要在每次试验开始 此 ，本 文对 这 一 部分 的算法 进 行 一 些研 究 ，并将
ＡＲＩ Ｎ程序 中的校 刻 因 前和试验 中，根据各个探测器测量的活度电流数 所计 算 的校 刻 因子 结果 与 Ｃ
关键词 ：功率分布试验 ；探测器 ；校刻因子；算法
中图分类号 ：Ｔ ２ 文献标志码：Ａ 文章编号 ：１７－ ６７ ０ ０－ ３２ ０ Ｍ６３ ６４ １１（ １） ０１－ ６ ２ １４
Ｓｔ ｄ ｆ ｈ ａｉ ｒ ｔ ｒ ｈ ｕ ｙｏ ｅ ｃ ｌ ａ ｉ ａ ｉ ｍｅ ｉ ｆ ｈ Ｃ ｙ ｔ ｍ ｎ ｔ ｂ ｏｎ ｔ ｔ ｏ ｅ ＲＩ ｓ ｓｅ ｉ ｃ ｔ
中 国 核 电 核
子计算结果进行了对 比，供科技人员参考。
法 ；第 二 种 方法 是 循 环互 校试 验法 。 下面 根据 两 种 不 同的 试验 方 法 ，阐述 其 不 同的计 算 方法 和 各 自试验 方法 的优 缺点 。
１
ｃ系统探 测器校刻 予算 法 原
不 同的试 验 过 程对 应 的算法 原理 也 不 一样 。
Ｃ Ｃ ｎ ｍｂ ｒ Ｍ６ ３ ｒｉ ｅｃａａｔｒ Ａ ｔ ｌ Ｄ：１７一 ６７２１） － ３２ ０ Ｌ ｕ ｅ ：Ｔ ２ Ａ ｔ ｌ ｈ ｒｃ ：Ａ ｒｋ ｅＩ ６４ ｌ１（ ０ ０ １— ６ ｃ ｅ ０１ ４
秦 山第 二 核 电厂 堆芯 功 率分 布 测量 试 验 使用 据对探测器的探测效率进行校刻。 目前 ，一般使 ＶＡ公司提供 的ＣＡＲＩ Ｎ软件 可 以很方便 地 ＲＩ 系统 的４ ｃ 个移动微型裂变 电离室入堆进行测 用ＡＲＥ 量 。由于制造公差以及探测器辐照历史不同等原 求 出探测器之间相互的校刻 因子 ，但是 ｒ Ｐｏ ｒＴｅ ｈ ｏ
秦山第二核电厂仪控系统的老化管理
秦山第二核电厂仪控系统的老化管理张兵【摘要】After a brief introduction of the instrument control systems,this paper mainly focuses on the running situation of the equipment,the analysis of the aging problem of the instrument and control system,and points out that their exist some problems such as the instrument control equipment spare parts' missing,technology ageing and equipment function deterioration.It presents some aging tactics of the equipment management methods to solve the technology problem of aging in Qinshan nuclear power plant phase II,in order to improve the reliability of the nuclear power plant instrument control system equipment,to ensure long term stable operation.% 在简单介绍秦山第二核电厂仪控系统状况的基础上，本文分析了仪控系统设备老化情况，指出秦山第二核电厂仪控设备存在备件缺失、技术老化和设备功能劣化的问题。
通过物项替代、设备改造和部件维修等手段解决设备技术老化问题，提高核电厂仪控系统设备的可用率，保障核电厂的长期稳定运行。
【期刊名称】《仪器仪表用户》【年(卷),期】2013(000)003【总页数】3页(P64-66)【关键词】仪控;设备;老化;管理【作者】张兵【作者单位】中核核电运行管理有限公司，海盐 314300【正文语种】中文【中图分类】TK380 引言秦山第二核电厂1、2号机组分别于2002年4月和2004年5月投入商业运行，是国家“九五”期间唯一采用“以我为主、中外合作”的方式建设的国产化核电项目。
量热技术在压水堆堆芯温度中的应用
学科大作业题目：量热技术在压水堆堆芯温度中的应用学号：SA14168188姓名：杨国威量热技术在压水堆堆芯温度中的应用摘要：反应堆堆芯温度是反应堆运行的重要指标参数。
反应堆热工水力要求燃料元件芯块内最高温度应低于其相应燃耗下的熔化温度。
同时反应堆堆芯温度还关系到堆芯换热效率。
主要监测点为堆芯进出口冷却剂温度与堆芯瞬时温度。
关键词：反应堆热工水力；堆芯温度；热电偶。
1.引言核电站控制系统的关键问题是保证汽轮发电机的正常运行,而为了保证汽轮发电机的正常运行,主要关注的是反应堆的平均温度和它的功率。
在实际的反应堆控制中,只需要调节反应堆的平均温度即可以满足控制要求。
堆内的温度是没有办法直接测量的,只能通过测量堆芯入口和出口的流体的温度,即用冷却剂的平均值来代表堆芯内的温度。
1.1研究目的与意义核反应堆堆芯的温度控制是核电站参数中最重要的控制之一,堆芯温度直接反映了反应堆堆芯的反应性和功率。
温度控制的好坏,直接关系到核岛的安全。
反应堆堆芯温度与慢化剂温度效应与燃料温度效应有密切相关，从而影响反应堆反应性。
反应堆正常运行时需要将反应堆堆型温度控制在一定的范围了，以确保安全的反应性。
通过以秦山二期堆芯为研究对象介绍反应堆量热技术。
1.1.1慢化剂温度效应慢化剂温度变化引起反应性变化的现象,称慢化剂温度效应。
慢化剂温度变化1℃所引起的反应性变化的大小称为慢化剂温度系数。
对于用水做慢化剂的压水堆,当温度改变时水的密度有显著改变。
水温升高后单位体积内水的分子减少了,使中子的慢化能力变差,逃脱共振吸收的概率减小,中子泄漏的概率增大,从而使反应性减小,这时温度系数是负值。
然而,因为慢化剂中含有中子毒物(硼),当慢化剂被加热膨胀时,单位体积内溶解的硼的分子数也会相应减少,因为中子被硼吸收的概率也减少,这个效应使温度系数变为正效应。
因此,当慢化剂温度增加时,引起了两个相反的效应,即纯水的负效应和溶解毒物的正效应。
慢化剂温度系数是正值还是负值,要看这两方面的效应哪个更显著。
压水堆核电站堆芯物理／热工水力耦合特性研究
压水堆核电站堆芯物理／热工水力耦合特性研究郑勇;彭敏俊;夏庚磊;刘新凯【摘要】采用RELAP5‐HD作为堆芯耦合计算程序，以秦山核电二期工程反应堆堆芯为研究对象，建立堆芯活性区的物理／热工水力耦合模型，在此基础上进行了稳态计算和掉棒事故仿真研究。
结果表明，使用RELAP5‐HD计算得到的结果与电厂实测值符合较好，获得的掉棒事故参数曲线能准确反映事故工况下的参数变化趋势。
稳态和事故工况的计算结果均符合堆芯物理／热工水力反馈效应的理论分析，证实了所建立的堆芯耦合模型的准确性，为下一步进行核电站系统的仿真分析提供基础。
%In this paper ,an integrated neutro nics/thermal‐hydraulic modelfor the reac‐tor of Qinshan Phase Ⅱ NPP project was developed ,using the RELAP5‐HD as core coupled computational code .Based on the coupled model ,the steady state calculation and the rod drop transient simulation were performe d .The results show that the values obtained from RELAP5‐HD calculation agree well with the available measured data ,and the calculated accident curves can predict all major parameters trends of the transient with good accuracy .Both steady state and transient calculation results are in accordance with the theoretical analysis from the feedback aspect of coupled reactor neutronics/thermal‐hydraulics ,this demonstrates that a successful coupled model of Qinshan PhaseⅡ NPP core has been developed ,and the established model provides a good foundation for further simulation analysis of the nuclear power plant system .【期刊名称】《原子能科学技术》【年(卷),期】2014(000)012【总页数】6页(P2298-2303)【关键词】RELAP5-HD程序;秦山核电二期堆芯;物理/热工水力耦合;掉棒事故【作者】郑勇;彭敏俊;夏庚磊;刘新凯【作者单位】哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室，黑龙江哈尔滨 150001;哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室，黑龙江哈尔滨 150001;哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室，黑龙江哈尔滨 150001;哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室，黑龙江哈尔滨 150001【正文语种】中文【中图分类】TL331反应堆堆芯是一涉及反应堆物理、热工水力等诸多方面的复杂系统。
利用秦山二期核电厂校核COBRA-Ⅳ程序
利用秦山二期核电厂校核COBRA-Ⅳ程序
李凯;何晓军;刁均辉;史宝磊
【期刊名称】《应用能源技术》
【年(卷),期】2018(000)005
【摘要】热工性能分析程序对反应堆内燃料组件的研究、设计有很大的作用,而COBRA-Ⅳ是基于COBRA程序而开发的计算反应堆热工水力的子通道分析程序.为了校核COBRA-Ⅳ程序计算的准确性,本次研究以秦山二期[1]为参考堆芯,用子通道分析方法建立了秦山二期核电厂堆芯的子通道计算模型,应用COBRA-Ⅳ程序计算了秦山二期堆芯的热工性能,并将计算结果与秦山二期的设计参数对比.计算结果的对比表明,COBRA-Ⅳ程序的计算结果与设计参数符合度较高,认为程序计算结果准确.
【总页数】3页(P50-52)
【作者】李凯;何晓军;刁均辉;史宝磊
【作者单位】中国原子能科学研究院,北京102413;中国原子能科学研究院,北京102413;中国原子能科学研究院,北京102413;中国原子能科学研究院,北京102413
【正文语种】中文
【中图分类】TL413.2
【相关文献】
1.用ICARE2分析秦山二期核电厂堆芯熔化行为 [J], 肖增光;史晓磊;陈林林;孙雪霆;魏严凇
2.秦山二期核电厂反应堆下腔室交混特性 CFD 分析研究 [J], 毛辉辉;卢川;张宏亮;何培峰
3.秦山二期扩建核电厂全厂断电（SBO）事故下蓄电池可用性研究 [J], 游洲;韩勇;刘文静;李朋
4.秦山第二核电厂水压试验、非核蒸汽冲转的电源容量的校核运行方式的论证与实施 [J], 王建成
5.秦山核电厂冷却剂温度系数测量试验的校核计算 [J], 赵伟;程和平;黄灏
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秦山核电二期扩建工程堆芯冷却监测系统设计
式 中 ，Ｐ Ｃ ＲＰ为 校 核 后 的 压 力 信 号 ，ＭＰ ； ａ
Ｌ＝ｌｇｌＰＲ Ｐ ｏ ｏ Ｃ。
由 ＴＡ和燃料组件出 口 ｌ 个热电偶所测量 Ｓ Ｘ 处 ５
维普资讯
６
核 动 力 Ｔ 程
Ｖ １２ ． ｏ １２ ０ Ｏ．９ Ｎ ． ． ０ ８
反 应 堆 厂 房 排 气 管
电 气 厂 房 ２ ０ 交 流 电 ２Ｖ
机器 架ｌ 是 Ｂ
— 一 ｉ
ｆ
Ａ 列
１Ｋ 偿导线 ６ 型补
１ ６
补偿导线
Ｋ１ 级连 接 系统＿ 一
必
参考管
现堆芯过冷裕度监测。
表 １ 用于计算堆芯过冷裕度 的信号列表（ 每一列）
Ｔ￡ ｌ Ｌｉ ｏ Ｐ ｒｍｅｅｓＵｓ ｄｉ ａｕ ａｉｎ Ｉ ｅｌ ｂ ｓ ｆ ａａ ｔｒ ｔ ｅ ｎＳ ｔｒ ｔ ｏ
外大量的分散控制系统（ｃ ） Ｄ ｓ供货商进行调研 和技
术咨询后 ，最终在权衡了技术 、成本和未来发展
关键词 ：堆 芯冷却监测系统 ；Ｔ ；分散控 制系统 ＸＳ 中图分 类号 ：Ｔ ３ ３ Ｌ ６ 文献标识 码 ：Ａ
１ 前 言 秦山核电二期扩建工程 简称扩建工程） 是在
秦山核电二期工程 简称二期） 基础上加以改进。
密封组件伸出反应堆压力容器 ，并借助连接板 和
由于二期中使用的堆芯冷却监测系统０ Ｃ ￣ 柜 Ｃ ＭＳ
秦 山核 电二期扩建 工程堆芯冷却 监测 系统设 计
何正熙 ，李 白，吴 峻 ，张 帆
（ 中国 核动 力研 究设 计 院核 反应 堆 系统 设 计技 术 国家级 重 点 实验 室 ，成都 ，６ ０ ４ １０ １）
我国首台60万千瓦核电机组建成经验总结
坚持走以我为主、中外合作发展核电的道路——我国首台60万千瓦核电机组建成经验总结中国核工业集团公司--------------------------------------------------------------------------------秦山核电二期工程是我国自主设计、自主建造、自主运营的第一座商用核电站，装机容量２×６０万千瓦，工程总投资１４８亿元。
由中国核工业集团公司、国家电力公司，以及浙江、上海、江苏、安徽等省市共同出资兴建，核电秦山联营有限公司为业主。
设计、施工和工程监理分别由核工业集团公司、核工业建设集团公司和华东电力系统的设计院、建筑安装公司承担。
国家环保、核安全部门对整个工程进行严格的安全监督。
工程采用国际标准，遵循“以我为主，中外合作”方针，经过６年建设，首台机组于２００２年４月１５日提前投入商业运行。
这是继秦山核电站实现祖国大陆核电零的突破后，我国核电发展新的里程碑，实现了我国自主建设商用核电站的重大跨越。
工程建设概括秦山核电二期工程是中央财经领导小组、国务院常务会议决定建设的重点工程，采用国际上３０万千瓦一个环路的标准设计概念，按“以我为主，中外合作”方针，推进核电建设国产化。
工程于１９８７年１０月立项。
１９９２年１１月，国家审查通过了工程初步设计。
国家计委、国务院核电办以及国家开发银行等部门为工程开工做了大量细致的工作。
１９９６年６月２日核电站主体工程开工，李鹏总理在贺信中说，秦山二期的开工建设“标志着我国自主开发建设核电站迈上了一个新台阶”。
吴邦国副总理亲自按动布料机按钮，为主体工程浇灌第一罐混凝土。
核电站技术方案、总体参数的选定和工程设计都是自主进行的。
重大科研开发和实验验证依托国内核动力试验基地。
在以我为主的前提下，参考了大亚湾核电站的工厂设计，引进部分设计软件，设计中的难点采取国外咨询。
核燃料采用国产燃料组件。
核电站设备材料尽可能由国内生产，国内尚无能力加工制造的关键设备，采取国际招标采购。
秦山核电二期扩建工程( 物项分级手册-正式版)第一版
秦山核电二期扩建工程（第1版）核电秦山联营有限公司二00六年七月目录1.汇编说明 (2)2.核电厂安全功能和设备分级 (3)2.1 分级说明 (4)2.2 核蒸汽供给系统（NSSS）机械设备分级表 (14)2.3 核岛配套系统（BNI）机械设备分级表 (77)2.4 核蒸汽供给系统（NSSS）电气设备分级表 (127)2.5 核岛配套系统（BNI）电气设备分级表 (167)2.6 土建构筑物的分级表 (199)3.常规岛和电站配套设施（BOP）设备与建构筑物质保分级 (206)4.物项和服务的质量保证分级要求 (216)汇编说明核电厂的物项数量庞大、种类繁多，为进行有效的科学管理，达到保证物项安全、质量和节约成本的目标，应对物项进行分级管理。
以满足核安全法规“对物项、服务和工艺必须规定相应的控制和验证的方法和水平”的要求，也是业主追求核电厂可利用率和控制质量成本的需要。
这种分级原则上是以物项对核电厂的安全性和可利用率的重要程度为主要依据，但也考虑了该物项在设计、制造中的复杂程度。
为满足秦山核电二期扩建工程的需要，我们将核二院编制的《物项的安全功能和设备分级》（0401XNI-ZHS04），以及我处编制的《常规岛和电站配套设施（BOP）设备与建构筑物质保分级》汇编成册，以供大家查阅使用。
本手册基本包括了核电厂核岛、常规岛和BOP中的主要物项和建构筑物。
其中《常规岛和电站配套设施（BOP）设备与建构筑物质保分级》是在我处于1、2号机组所编《物项的安全、抗震、规范、质保等级》（QAM102005，1995年第一版）等有关资料的基础上，吸收1、2号机组建造和生产运行的经验，组织相关人员认真讨论，对部分物项的分级进行调整和补充后汇编而成。
本手册中物项分级的内容主要有安全级别、抗震类别、设计和制造规范级别、质量保证等级等。
本手册适用于参加扩建工程建设的各个单位和所有工程技术人员。
借助本手册，可以全面了解扩建工程的物项分级状况。
秦山核电二期扩建工程反应堆冷却剂泵安装与质量控制
科技视界Science &Technology Vision科技视界0前言主泵是反应堆冷却剂系统中唯一高速旋转的设备,用于驱动高温高压、具有放射性的冷却剂,使冷却剂以很大流量通过反应堆堆芯,把堆芯中产生的热量传送给蒸汽发生器。
反应堆冷却剂泵按输送足以满足堆芯冷却的流量率设计。
1主要施工方法和相关质量控制1.1吸入口环安装在泵壳内相距180°的两螺孔中插入两导向销,将4个装卸螺钉插入吸入口环内缘顶表面上等间距的4个起吊螺孔中,用环吊将吸入口环吊至泵壳中,安装12个内六角螺钉。
质量控制:安装前需保证主泵房间的清洁度,全面并仔细清洗所有零件,尤其是泵壳内侧螺孔以及泵和吸入口环的配合面;吸入口环就位时务必使其牢固坐到泵壳上,在安装12个内六角螺钉前需在螺纹上涂上润滑剂NEOLUBE 。
1.2泵内构件安装把一个导叶法兰组件密封垫装入泵壳顶部的密封垫的槽中,将泵内构件吊至泵壳上方,确认方位,使泵内构件缓慢就位在泵壳之上(导叶法兰吊耳中的定位销与泵壳顶部的配合孔对中),在泵内构件就位时,螺栓环的下表面应高出泵壳的上表面205.74mm 。
质量控制:吊装要确保泵壳和导叶组件法兰底部之间的配合表面的清洁度;泵内构件吊入泵壳前应先核实主泵间的次要钢结构与泵内构件是否存在干涉以便预处理。
1.3NO.1密封壳螺栓的安装(1)把密封壳螺栓安装到螺孔中,按顺时针方向依次对所有密封壳螺栓进行编号,把螺栓伸长量测量杆放到螺栓测量孔中,直至到底,利用深度卡依次测量16个螺栓并记录从螺栓顶部的上表面到螺栓伸长测量杆顶部的距离,此值作为零载荷的读数。
(2)两台螺栓拉伸机对称拉伸螺栓,测量并记录从螺栓顶部的上表面到螺栓伸长测量杆顶部的距离,此值与零载荷的数值之差为該螺栓冷态下的伸长量,要求控制在0.32~0.36mm 。
16个螺栓全部拉伸测量,并满足要求。
质量控制:密封壳螺栓头部卸下螺栓测量孔内螺钉时螺钉应保留在密封壳螺栓的头部,以便尽可能保证测量孔的干净;工作时防止螺栓伸长量测量工具落入孔中,以避免损坏测量工具;螺栓拉伸机必须均布于16颗螺栓中间,拉伸的空间顺序为:1-9、5-13、3-11、7-15、2-10、6-14、4-12、8-16。
秦山第二核电厂RIC系统探测器校刻因子算法研究
环 境 保 护 部 核 与 辐 射 安 全 中心 ，北 京 １０ ８ ） ０ ０ ２
摘 要 ：秦 山第二核 电厂 堆 芯 功 率 分 布 测量 试 验 使 用堆 芯 仪 表 系统 （ Ｉ 系统 ） 的 ＲＣ ４个 移动 微 型 裂 变 电 离室入 堆 进 行 测 量 。 由 于制 造 公 差 以 及 探 测 器 辐 照 历 史不 同 等 原 因 ，４个微 型 裂 变 电 离 室 的 探 测 效 率 各 不 相 同。 为 计 算 探 测 器 之 间探 测 效 率 的 校 刻 因 子 ，一般 使 用参 考 通道 校 刻 法 和 交 叉 通 道 互 校 法 。本 文 给 出 了 几 种 校 刻 因子 计 算 方 法 ， 并将 所 计 算 的校 刻 因子 结 果 与 法 国 Ｃ Ｒ Ｎ程序 校 刻 因子 的 计 算 结 果进 行 了比对 。 Ａ Ｉ 关 键 词 ：功率 分 布试 验 ；探 测 器 ；校 刻 因子 ；算 法
是第 ｉ 个探测器 在参考通道 测量的平均
积 分 活度 电流 ；
，
是 参 考 探 测 器 在 参 考 通 道 测 量 的平 均
积 分 活度 电流 。
试 验 期 间 同 样 要 求 堆 芯 功 率 稳 定 ，氙 毒 、 钐 毒都 已经 达 到平 衡 ，第 １个 ｐｓ ４个探 测 ａｓ中 器 以支 援 方 式进 入 各 自支 援 测 量 通 道测 量 活 度 电流 ，第 ２个 ｐｓ ４个 探 测器 分 别 进入 各 自 ａｓ中
认 为参 考 通 道 的 实 际活 度 也 是 稳 定 不 变 的 ，那
个 通 道 ，不存 在 能 谱偏 差 的影 响 ，一般 仪 表
的校 准 也 都 是 使 用 类 似 这 种 测 量 标 准 源 的 方 法 。但 是 该 方 法也 有 两 个非 常 明显 的缺 点 ：
核电厂堆芯物理试验功率亏损和功率系数项目的探讨
Ｈ 茬与间程中量与率程间重 区 ｚ Ｐ 中量 ；间程功量之的叠和
ＨＰ Ｚ ＨＰ Ｚ ＨＰ Ｚ ＨＰ Ｚ ＨＰ Ｚ 若干平 台 需要做若干试 验点 需要做若 于试 验点 需要若干控 制棒棒组 通 ％ ８常 ７
项 目内 容 ，还 有 必 要 参 考 国 外 的 相 关 标 准 法
规 ，现 简 单 介 绍 较 为 成 熟 的 美 国 核 学 会 Ａ — Ｎ Ｓ． Ｎ ．９ ６ １２ ０ 《 ＩＡ Ｓ１ ． ． －０ ５ 压水 堆 重 新 装 料 后 的物
理 启 动 试 验》。
－
２－ ５
２ １年 第 ２ ０１ 期
体 系 ，将 堆 芯 物 理 试验 的文 件 （ 芯 物 理 试验 监 督要 求 Ｇ Ｒ 堆 Ｏ Ｘ） 作 为 最终 安 全 分 析报 告
（Ｓ Ｆ ＡＲ）技 术规 格 书的 一部 分 。其 中， 关 于堆 芯物 理 试 验 中功 率 亏 损 和 功 率 系数 项 目，
是否需要 包括在该文件 中， 目前有一些争议 ，本文将从技术 角度 以及 国 内外法规标准体
剂 ） 温度 和 空 泡 系 数 都 将 发 生 变 化 ，这 些 变
化 又 引起 反 应性 的变化 。 因此 ，功 率 系数 是 所
５
Ｐ Ｈ 之 Ｐ ￣ ＨＦ 亏损 Ｚ 之间 的功 率 亏损 间 的功率
有 反应 性 系 数 的综 合效 应 ，包括 慢 化 剂 温 度 系 数 、多普 勒 （ ｏｐｅ） 功 率 系 数 和空 泡 系 数 。 Ｄｐｌ ｒ 慢 化剂 温 度 系数 是 指 由慢 化 剂 温度 变 化 引起 的 反 应性 变 化 ，Ｄ ｐｌ 功 率 系 数 是 指 单 位 功 率 ｏｐｅ ｒ
核能发电站项目施工测量技术方案
核能发电站项目施工测量技术方案一、项目背景核能发电站是一项具有重大意义和风险的工程项目。
为了确保核能发电站的施工质量和安全性，测量技术方案被广泛应用。
本文档旨在提出核能发电站项目施工测量技术方案，以确保施工过程中的准确度和可靠性。
二、施工测量技术方案2.1 测量目标核能发电站项目施工测量的主要目标包括：- 确保结构和设备的准确安装位置；- 监测土地变形和基坑沉降；- 核安全相关测量。
2.2 测量方法2.2.1 设备测量在核能发电站施工过程中，常用的设备测量方法包括：- 全站仪测量：用于测量建筑物和设备的空间位置和相对高度；- 激光测距仪测量：用于快速测量建筑物的大小和形状；- 摄影测量：通过航拍或无人机拍摄照片，使用数字化软件分析照片以获取空间数据。
2.2.2 土地变形监测土地变形监测是核能发电站施工阶段必要的测量任务。
主要方法包括：- GNSS监测：利用全球卫星导航系统，监测土地变形和基坑沉降；- 建立监测点：在工地周围布置监测点，定期测量土地变形并记录数据；- 倾斜测量：利用倾斜仪等设备，测量大型结构物的倾斜情况。
2.2.3 核安全相关测量核能发电站项目中的核安全相关测量是至关重要的。
常用的测量方法包括：- 辐射测量：使用放射性探测器和辐射计，监测设备和建筑物中的辐射水平；- 温度测量：使用温度计和红外线测温仪，监测设备和管道的温度分布。
2.3 测量数据处理与分析测量数据的处理和分析是核能发电站项目施工阶段的关键环节。
常用的数据处理软件和方法包括：- 地理信息系统（GIS）软件：用于将测量数据与项目平面图整合，并进行空间分析；- 数字测绘软件：用于生成建筑物和设备的三维模型，以及进行数据处理和可视化分析；- 统计分析软件：用于对测量数据进行统计处理和趋势分析。
三、施工测量质量控制为了保证测量结果的准确性和可靠性，应采取以下质量控制措施：- 定期校准测量设备，并确保其准确度和稳定性；- 对测量人员进行专业培训，提高其操作技能和意识；- 采用适当的环境保护措施，防止环境因素对测量结果产生影响；- 定期进行质量检查，发现和纠正测量误差。
核电站换料设计文件自动生成系统的设计与实现
一
地化工作ｌ 为提高工作效率、 。 适应我国核电发展的需要 ， 该所针对 秦山二期核 电站堆芯换料设计任务决定设计—套软件系统来完成换
料设计文件的 自动生成。 堆芯设计程序包在 ｓ ＲＡ 操作系统 中 Ｏ Ｉｓ Ｊ 运行， 中文 Ｏ ＦＣ Ｆ Ｉ Ｅ办公软件在中文 ＷＩ Ｄ Ｎ ＯＷＳ 操作系统下ｊ行 ， 垂 因此昕 十 的文档 自动生成系统需要将ｓ Ｒ Ｉ系统下的数据通 ０ ＡＬｓ
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方面无效数据传输太多 ， 会使数据 的转移过程 长时间 占用网络
资源 ， 降低网络效率 ， 增加文档 自动生成的总时间。 方法 Ｂ）从软件运行效率的角度来看 ， 该种实现思路显得集 成度较高 ， 资源利用率高 （ 一次形成 ， 多次可用 ）容易实施对各个 ，
文件中的数据进行提取、查找 ， 中文报表 。 形成
Ｂ ）直接从 Ｓ ＯＲＡＬ Ｓ下的工程文件中提取原始数据 ， Ｉ 并在 Ｓ ＲＡＬＳ Ｏ Ｉ 的ｘ— ｎ ｏ ｗｉｄ ｗ环境下完成文档的 自动生成。 用户通过 客户端上的仿真终端来操作 Ｓ ＲＡＬＳ下的文档 自动生成软件。 Ｏ Ｉ
Ｃ ）在Ｓ ＲＡ Ｉ下编写特征数据提取与数据接收传送 的服Ｄ） Ｏ ＬＳ
核电站二期DTV通讯系统
秦山核电站二期DTV通讯系统施工组织设计方案编制单位：编制人：审批人：编制日期：目录第一章工程概况第二章保证工程质量的技术措施第三章安全保证技术措施第四章文明施工措施第五章施工技术和施工方法第六章施工进度计划和工期安排第七章工程的培训及售后服务第八章施工人员名单第一章工程概况一工程概要工程名称：工程地点：建设单位：设计单位：监理单位：秦山核电站二期DTV通讯系统工程，运用国内外先进的技术，采用成熟的产品，创建良好的工作条件，同时为厂区提供快速、高效、可靠的管理手段。
二工程施工概况1．工程主要内容及范围主要内容包括：综合布线2．施工条件根据工程的施工特点，按要求对施工区设置临时设施，如：管槽加工制作场、仓库、现场办公用房、工人换衣、休息房等。
. 初步需要以下条件：a 管槽加工制作场在管槽施工阶段，由于要现场对管槽进行一定的加工，需要加工制作场50m2。
b 仓库需要30m2用于现场急用的管槽、线缆及部份设备的临时储藏。
c 现场办公用房大约需要20m2左右办公房。
d 工人换衣、休息房需要30m2左右，工人吃饭在其他单位搭伙，不自起炉灶。
第二章保证工程质量的技术措施一质量检验评定的依据在秦山核电站二期DTV通讯系统工程项目质量控制中，要对施工过程质量进行控制，也要对最终产品的质量进行控制。
因此，质量控制的依据应体现这两部份质量控制的要求，要重点对材料、配件、设备的质量进行控制和对工序质量进行控制，除了共同的合同文件、设计图纸以外，还有各种专门的技术性法规或其他规定。
二材料和设备质量的控制依据☆有关产品的技术标准；☆有关试验、取样、方法的技术标准；☆有关材料和设备验收、包装、标志的技术标准。
☆凡涉及新用材料时，应有权威的技术检验部门关于其技术性能的鉴定书。
三工序质量的控制依据有关智能建筑安装作业的操作规程。
操作规程是为保证工序质量而制定的操作技术规范，必须严格执行。
有关施工工艺规程及验收规范。
这是以分项、分部工程或某类实体工程为对象而制定的保证其质量的技术性规范；凡属采用新工艺、新技术、新材料、新结构工程，应事先进行试验，在此基础上制定出施工工艺规程，并应进行必要的技术鉴定。