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中国核电工程有限公司。
杨宝光、孙智华等。
秦山核电二期工程反应堆及反应堆冷却剂系统设计
秦山核电二期工程电功率为2×600MW,反应堆为压水堆,两环路结构,A模式运行;堆芯平均线功率密度为161W/cm;换料方式采用年换料四分之一。反应堆冷却剂系统采用对称布置,以反应堆容器为中心,两条环路两边对称;主冷却剂系统额定流量为每条环路各24290m3/h。中国核动力研究设计院(NPIC)承担了反应堆及反应堆冷却剂系统及相关的控制、保护、仪控系统的设计与技术服务任务,并承担有关的设计验证工作。工程实行院长领导下的项目负责制,建立分工明确的组织管理机构。以中国的核安全法规、工程合同和业主要求为基础,制定质量保证大纲和设计文件清单。设计中主要采用法国RCC系列规范,系统中重要的设计结果都经过了试验的验证。各种实测值与设计分析计算值的比较表明,秦山核电二期工程反应堆及反应堆冷却剂系统设计的理论计算值与实堆的实测值符合良好。试验结果表明设备性能完善,能够满足核电站正常和事故工况下的运行要求。
秦山核电二期工程反应堆及反应堆冷却剂系统设计质量保证
为确保核电厂的安全,在秦山核电二期工程的设计过程中,按照核安全法规HAF0400及其相关导则规定的原则和要求,制订并实施了设计质量保证大纲。这一质保大纲为设计规定了各种控制、验证措施,使所有影响设计质量的活动都在受控状态下进行并达到了期望的设计质量。
《核设施去污技术》本书还从技术分析与经济分析的角度介绍了对去污技术的评价方法,并说明了在役设施与退役设施对去污技术选用的不同要求。
本书可供从事核电厂或其他核设施的设计、运行和管理的科技人员参考,也可供从事核设施退役的技术人员及有关高等院校师生参考。
堆工所设有行政办公室、党工办公室、科技办公室、质量管理办公室、财务管理办公室、反应堆物理研究室、反应堆热工水力研究室、反应堆材料腐蚀与防护研究室、反应堆材料及辐照性能研究室、反应堆材料辐照后检验研究室、反应堆燃料元件研究室、微型堆研究室、101重水反应堆研究运行室、49-2轻水反应堆研究运行室、中国先进研究堆运行室、反应堆工程设计部(含设计管理室、总体设计室、理论设计室、机械设计室和自控设计室)以及堆工所科学技术委员会和北京市雷克机电工程技术公司,中核集团的核临界安全中心设在堆工所。
堆工所自行设计建成了轻水、重水、快中子、固态零功率堆和49-2游泳池式反应堆,承担过49-3高通量堆的设计和科研任务,对重水研究堆进行了大修改建,自行研制成了微型中子源反应堆,为我国生产堆和核电厂的设计建造和运行完成了大量的科研工作。
作为一个多学科、综合性的反应堆工程研究设计基地,堆工所曾获得过国家科技进步一等奖2项、二等奖2项、三等奖2项,全国科学大会奖25项,国家发明三等奖3项,部级科技奖励350余项。为国家培养、输送了大量高级核科技专业人才和管理干部。
堆工所是全国最早具有培养硕士和博士学位资格的单位之一,设有博士后流动站,有21名博士生导师。
堆工所现有大型研究堆2座,微型堆1座,零功率反应堆6座;各种堆内试验回路和堆外综合实验台架;大型热室,各种核材料试验、检测装置;完备和先进的反应堆物理计算、反应堆热工水力分析计算、结构力学计算以及核安全和事故分析程序。此外,正在建设的中国先进研究堆将配备中子散射和中子活化分析谱仪、堆内考验回路、多功能热室群等,这将成为堆工所又一个新的、功能更为强大的综合核科技研究平台。
堆工所具有国家建设部颁发的关于从事反应堆工程(含核电站反应堆)主导工艺设计(甲级)资质的工程设计证书,国家质量技术监督局颁发的《压力容器设计单位批准书》及国家核安全局颁发的《中华人民共和国民用核承压设备设计资格许可证》。
堆工所正在从事中国实验快堆和中国先进研究堆的设计与建造、先进核能技术开发、反应堆运行研究与同位素生产、涉外工程和民品开发等任务。堆工所拥有雄厚的技术力量和设备资源,具有良好的质量管理基础和健全的质量管理体系。 2100433B
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