秦山核电站

摘要： 他是中国工程院首批院士,科学家精神的杰出践行者。他是我国著名核动力专家,中国核动力事业的开拓者和奠基者之一。他曾担任第一任核潜艇总设计师,为我国第一艘核潜艇成功研制作出突出贡献。他曾组织自主设计建造秦山核电站二期,引领我国核事业发展实现历史性跨越。他是共产党员的优秀代表,红色家风的优秀传承者。

摘要： 1月19日,中国核工业功勋奖章获得者、中核集团科学技术委员会名誉主任、中国工程院院士潘自强因病医治无效,在北京逝世,享年85岁。潘自强院+在我国辐射防护学科发展初期,提出了实用保健物理学框架,在保证核武器研制和核能发展中,完成了多项监测技术和方法,对我国辐射防护学科体系和基础结构的建立、开拓和发展作出了重大贡献。他率先开展、参与并指导完成“全国环境天然放射性水平调查”;在秦山核电站选址的环境影响审查中起了重要作用,为我国核电环境影响评价提供了技术基础;积极推动“核和辐射事故应急体系”的建立,多次主持编制“国家辐射防护标准”。为了寄托哀思,缅怀逝者,本刊特刊登追思潘自强院士的专题文章,以飨读者。

摘要： 我国自行设计、建造和运营管理的第一座压水堆核电站——秦山核电站自1983年落户海盐以来,海盐县与秦山核电互相支持,守望相助,践行了企地共荣,堪称企地融合发展的优秀样本。核电领域企地共荣的良好实践1.海盐县有效支撑核电发展秦山核电落户海盐县30多年来,海盐县政府为支持核电事业发展,付出了许多。

摘要： 如何能出色地完成每一次任务?彭存利给出的答案是:怀揣敬畏。在一线焊接的20年中,他怀揣敬畏焊接每一条管道,也同样怀揣敬畏,应对每一次危险。“核级焊工”彭存利的眉尖和眼睛之间,有一道浅浅的疤痕,那是焊枪给他留下的“烙印”。2021年12月15日,正值中国大陆第一座核电站—秦山核电站安全发电30周年,当领军人物在报告会上慷慨陈词,放眼核电未来之时,彭存利则回忆起34年前的大年夜。

摘要： 他是中国工程院首批院士,科学家精神的杰出践行者。他是我国著名核动力专家,中国核动力事业的开拓者和奠基者之一。他曾担任第一任核潜艇总设计师,为我国第一艘核潜艇成功研制作出突出贡献。他曾组织自主设计建造秦山核电站二期,引领我国核事业发展实现历史性跨越。他是共产党员的优秀代表,红色家风的优秀传承者。

摘要： 他是中国工程院首批院士,科学家精神的杰出践行者。他是我国著名核动力专家,中国核动力事业的开拓者和奠基者之一他曾担任第一任核潜艇总设计师,为我国第一艘核潜艇成功研制作出突出贡献。他曾组织自主设计建造秦山核电站二期,引领我国核事业发展实现历史性跨越他是共产党员的优秀代表,红色家风的优秀传承者。

摘要： 近期以来,核工业好事连连。今年大年初一,中国自主三代核电华龙一号再传喜讯:阿根廷核电公司与中核集团正式签署阿根廷阿图查三号核电站项目设计采购和施工合同。随后,全球第三台、我国第二台华龙一号---中核集团福清核电6号机组首次达到满功率运行。而在此前,我国南方首个核能供热示范工程---浙江嘉兴海盐核能供热示范工程一阶段正式投运,利用秦山核电站余热为4000余户居民供暖……无论从推动我国核电“走出去”到助力实现“双碳”目标,还是在抗击疫情、能源保供和保障冬奥等服务国家重大战略中,中核集团的表现都可圈可点。

摘要： 他是中国工程院首批院士,科学家精神的杰出践行者。他是我国著名核动力专家,中国核动力事业的开拓者和奠基者之一。他曾担任第一任核潜艇总设计师,为我国第一艘核潜基成功研制作出突出贡献。他曾组织自主设计建造秦山核电站二期,引领我国核事业发展实现历史性跨越。他是共产党员的优秀代表,红色家风的优秀传承者。

摘要： 写在前面的话:1985年,浙江海盐,日后被誉为“国之光荣”的秦山核电站刚处于起步建设阶段,未来的辉煌在当时毫无踪迹可寻,因为作为中国大陆第一座核电站,在毫无经验借鉴、毫无外援的形势下,再加上当时国内薄弱的工业基础,彼时的它正在经历最为艰难曲折自力更生的过程,工程随时都有“下马”的可能。与此同时,这里选拔出了35名优秀的年轻人,作为学员,他们先是在国内的宝钢自备电厂、江苏谏壁电厂等,后来又远赴西班牙、前南斯拉夫的核电厂,开启了长达7年严格而漫长的核电操纵员培训之旅。

摘要： 通苏嘉甬高速铁路在嘉兴和宁波间需跨越杭州湾,杭州湾海域及两岸建设条件复杂、控制因素众多.开展跨杭州湾通道选择及桥位论证,对项目决策、建设和运营至关重要.在以往工程经验的基础上,从区域社会经济特征、区域交通现状及规划、气象水文地质等自然条件、港口航道和海事管控要求、秦山核电站及生态环境敏感区、防洪和涌潮影响规定等方面,详细梳理跨杭州湾通道的重要控制因素;在对4条跨杭州湾通道进行综合比选后,选择海盐西通道为推荐方案,并从河道演变、表流迹线等自然条件,港区规划,与港口作业区及锚地的安全距离,通航规范及航道通航影响评价要求,与上下游构筑物间距等方面,充分论证在该通道建设铁路跨海大桥的适应性和合理性.

摘要： 我国第一座自行设计、建造的核电站—秦山核电站,目前已有Ⅰ、Ⅱ、Ⅲ期投入运营使用,造成大量冷却水通过排水口直接排入海湾,受排水口附近地形条件和潮汐作用的影响,热的温排水随潮流的涨退,在排水口附近呈涨落分布,对邻近水质造成一定的影响,前人对于秦山核电站水域的环境调查大部分集中于Ⅰ期建成后Ⅱ期投产前,对于Ⅱ、Ⅲ期共同投产后温排水对水质的影响研究还很少见。由温差产生的浮力效应使温排水浮于海水上层运动,也使温升沿水深变化,只有建立三维数学模型,才能更加准确了解温升场的垂向温度分布。因此,本为采用COHERENS(Coupled HydrodynamicalEcological model for Regional Shelf seas)模型,用网格嵌套的方法,分析Ⅱ、Ⅲ期核电站共同作用下的水温变化,并结合机载多光谱扫描仪(MAMS)经校正和反演后的海温数据,共同获得泰山Ⅱ、Ⅲ期排水口附近的温排变动情况。

摘要： 本文回顾了秦山核电站的工程建设及调试运行状况,介绍了秦山核电站十年运行取得的效益,最后对秦山核电站的管理及改进进行了探讨.

摘要： 秦山核电站10年运营实践产生了许多十分宝贵的经验，系统地总结这些经验，不仅对秦山核电站本身是十分重要的事情，而且将给其他核电站提供有益的借鉴，进而对我国核电的国产化进一步做出贡献。

摘要： 秦山核电站在中国核电发展史上的地位和意义用一句话概括，就是它实现了零的突破，结束了中国大陆无核电的历史. 从政治上讲，它堵住了某些人的嘴巴.他们曾经以中国没有核电站而对中国的核大国地位提出异议.秦山核电站的建成无疑为国家、为民族争了口气. 从技术上讲，通过秦山核电站的建设，初步掌握了核电技术.核电技术的发展离不开试验验证，尤其是核电站真实条件下的验证。在这方面，秦山核电站是可以有所作为的。有些试验验证工作在核电站上进行可以获得经济、快速、真实的效果。这些验证工作的成果将大大推动我国核电技术的提高，加速用我国自己的技术装备核电站的进程。

摘要： 秦山核电站建成并网发电，安全运行10年，证明了中国自主建设核电的能力，也向社会和公众展示了核能是安全环保的能源。

摘要： 我国能源的可持续发展是国民经济可持续发展的前提.当前，能源污染，其中特别是煤燃料链，是我国严重大气污染的主要来源.我国人均能源资源严重不足，未来可能面临严重的能源短缺.能源的可持续发展是中国现代化面临的严峻问题.加速和积极发展核电是解决这一问题的现实途径之一.秦山核电站运行的经验和我国核工业发展的实践说明:发展核能是减少大气污染和改善生态环境的有效途径，是减小温室气体排放量的经济有效手段.发展核能还可以显著地降低归一化事故伤亡人数和职业损伤人数.从经济上看，核电链是外部成本最低的，是有竞争力的.从能源需求平衡看，核能是我国未来能源结构中不可替代的.

摘要： 秦山核电二期工程反应堆压力容器(RPV)设计有三种类型的管座,本文重点描述了RPV顶盖与CRDM管座的焊接设计要求,如何正确选择焊接材料,母材对镍基合金焊缝的影响、介绍了焊接工艺控制热裂纹的措施和异种钢焊接变形的控制措施.焊接工艺评定试验、产品及见证件检验结果表明控制措施是有效的,满足了设计要求.本文还根据1＃和2＃机组压力容器制造经验的反馈,吸取国际上容器设计的先进技术,提出了秦山二期扩建工程1＃和2＃机组压力容器管座变形的控制措施.

摘要： 秦山核电二期工程反应堆压力容器(RPV)设计有三种类型的管座,本文重点描述了RPV顶盖与CRDM管座的焊接设计要求,如何正确选择焊接材料,母材对镍基合金焊缝的影响、介绍了焊接工艺控制热裂纹的措施和异种钢焊接变形的控制措施.焊接工艺评定试验、产品及见证件检验结果表明控制措施是有效的,满足了设计要求.本文还根据1＃和2＃机组压力容器制造经验的反馈,吸取国际上容器设计的先进技术,提出了秦山二期扩建工程1＃和2＃机组压力容器管座变形的控制措施.

摘要： 秦山核电二期工程反应堆压力容器(RPV)设计有三种类型的管座,本文重点描述了RPV顶盖与CRDM管座的焊接设计要求,如何正确选择焊接材料,母材对镍基合金焊缝的影响、介绍了焊接工艺控制热裂纹的措施和异种钢焊接变形的控制措施.焊接工艺评定试验、产品及见证件检验结果表明控制措施是有效的,满足了设计要求.本文还根据1＃和2＃机组压力容器制造经验的反馈,吸取国际上容器设计的先进技术,提出了秦山二期扩建工程1＃和2＃机组压力容器管座变形的控制措施.

摘要： 秦山核电二期工程反应堆压力容器(RPV)设计有三种类型的管座,本文重点描述了RPV顶盖与CRDM管座的焊接设计要求,如何正确选择焊接材料,母材对镍基合金焊缝的影响、介绍了焊接工艺控制热裂纹的措施和异种钢焊接变形的控制措施.焊接工艺评定试验、产品及见证件检验结果表明控制措施是有效的,满足了设计要求.本文还根据1＃和2＃机组压力容器制造经验的反馈,吸取国际上容器设计的先进技术,提出了秦山二期扩建工程1＃和2＃机组压力容器管座变形的控制措施.

摘要： 本发明涉及用于核电站(2)减压的方法和相应装置，该核电站包括封罩放射性载体的安全壳(4)和用于泄压流的出口(10,10')，泄压流通过配设有过滤系统的泄流管道(12,12')从安全壳(4)被导入大气，该过滤系统包括具有过滤室入口(124)、过滤室出口(128)和位于其间的吸附过滤器(18)的过滤室(16)，该泄压流首先在高压部段(70)中导向流动，随后在节流机构(72)处被膨胀减压，随后至少部分被导送经过带有吸附过滤器(18)的过滤室(16)，最后被吹出到大气中。为了能实现对泄压流所含放射性载体的很高效的有效截留，本发明规定，通过该节流机构(72)被减压的泄压流就在其即将进入过滤室(16)之前被引导经过过热部段(80)，该泄压流在过热部段中通过来自在高压部段(70)内的尚未减压的泄压流的直接传热或间接传热被加热到这样的温度，该温度比存在于那里的露点温度高至少10°C，优选高20°C～50°C。

摘要： 本发明涉及核电站安全技术领域，公开了一种核电站安全状态的评估方法、系统及核电站设备。核电站安全状态的评估方法包括：获取预先建立的核电站安全参数逻辑关系模型中的全部核电站安全参数的运行状态；根据预先设置的核电站安全参数的安全评估规则和安全等级对获取的全部核电站安全参数的运行状态进行安全等级评估，以获取全部核电站安全参数的安全等级；以及根据建立的核电站安全参数逻辑关系模型中的安全参数逻辑关系对获取的全部核电站安全参数的安全等级进行逻辑运算处理，以获取核电站整体安全状态的安全等级。相对于现有技术，本发明提高了核电站安全状态评估的便捷性、准确性和可靠性，提升了核电站的安全性和可靠性。

摘要： 本申请适用于核电站信息化建设技术领域，提供了一种核电站系统、核电站方法、装置、工控机以及计算机可读存储介质，包括：获取语音信息，从接收终端组中确定接收语音消息的目标接收终端组，基于与目标接收终端组中每一个目标接收终端之间的通话关系，发送语音信息至目标接收终端组中每一个目标接收终端，以指示目标接收终端向目标接收人员播放语音信息。本申请实施例利用工控机将发送人员的语音信息并发外呼传达给多个接收人员，在发送人员需要将信息同时传达给多个接收人员的应用场景下，不需要通过发送人员依次拨打多个接收人员的电话进行联系并告知内容，达到缩短传达信息的时间、提高信息传达效率以及提高信息传达准确率的效果。

摘要： 本发明涉及一种核电站安全壳用清扫设备，所述安全壳外侧设置有空气流通通道，所述清扫设备包括：压缩空气源；压缩空气管路；多个吹扫口，邻近安全壳顶封头外表面设置；和吹扫控制单元，其中：所述压缩空气管路连通压缩空气源与所述多个吹扫口，所述多个吹扫口吹扫顶封头外表面；所述吹扫控制单元适于控制基于吹扫口的吹扫操作。本发明还涉及一种具有该清扫设备的核电站，以及一种核电站安全壳用清扫方法。

摘要： 本发明涉及用于核电站(2)减压的方法和相应装置，该核电站包括封罩放射性载体的安全壳(4)和用于泄压流的出口(10,10')，泄压流通过配设有过滤系统的泄流管道(12,12')从安全壳(4)被导入大气，该过滤系统包括具有过滤室入口(124)、过滤室出口(128)和位于其间的吸附过滤器(18)的过滤室(16)，该泄压流首先在高压部段(70)中导向流动，随后在节流机构(72)处被膨胀减压，随后至少部分被导送经过带有吸附过滤器(18)的过滤室(16)，最后被吹出到大气中。为了能实现对泄压流所含放射性载体的很高效的有效截留，本发明规定，通过该节流机构(72)被减压的泄压流就在其即将进入过滤室(16)之前被引导经过过热部段(80)，该泄压流在过热部段中通过来自在高压部段(70)内的尚未减压的泄压流的直接传热或间接传热被加热到这样的温度，该温度比存在于那里的露点温度高至少10°C，优选高20°C～50°C。

摘要： 本发明的课题是一种核电站热效率诊断系统(10)，具有：暂时设定给水流量的给水冷凝水流量设定单元(13)；计算加热器中的给水和冷凝水的热量交换的加热器热收支计算单元(14)；假定核电站的高压涡轮输出计算单元(15)，假定核电站的高压涡轮的出口的干燥度，求出高压涡轮的输出计算值；高压涡轮输出校正单元(16)，校正上述高压涡轮的出口处的干燥度，以校正高压涡轮的输出计算值；计算高压涡轮的内部效率的高压涡轮内部效率计算单元(17)；设定低压涡轮的入口处的蒸气条件的低压涡轮入口蒸气条件设定单元(18)；求得低压涡轮的输出计算值的低压涡轮输出计算单元(21)；校正低压涡轮的输出计算值的低压涡轮输出校正单元(22)；计算低压涡轮的内部效率的低压涡轮内部效率计算单元(23)；确定成为核电站的性能降低因素的构成要素的性能降低因素设备确定单元(25)。

摘要： 本申请涉及一种核电站严重事故应对系统、方法和核电站，该核电站严重事故应对系统包括加压水箱组和常压水箱组；加压水箱组包括至少两个加压水箱，各加压水箱分别通过对应的DVI管线连接反应堆压力容器；常压水箱组包括至少两个常压水箱，各常压水箱组通过对应的冷管段连接反应堆压力容器；加压水箱组和常压水箱组，用于在核电站严重事故发生后，且反应堆压力容器内的一回路压力小于对应水箱内的水压时向堆内注水。上述核电站严重事故应对系统，相当于采用全非能动式的注水方式，无需使用注水泵，就可以实现核电站严重事故后的注水冷却，能应对核电站全站停电的极端情况，有利于扩展核电站严重事故应对系统的应用场景。

摘要： 本发明公开了一种核电站湿保养用组合物，所述组合物包括卡巴腙、pH调节剂、催化剂和水，所述组合物中卡巴腙的质量百分比为0.5％‑2％，所述催化剂用于加快卡巴腙的还原反应速率；所述pH调节剂用于调节所述组合物为碱性。优选的卡巴腙的质量百分比为0.7％‑1.8％。本发明的核电站湿保养用组合物，采用卡巴腙和用于加快其还原速率的催化剂，生态毒性低于联氨，且反应产物主要为氮气、水和二氧化碳，不会产生有害的副产物，能够解决核电站蒸汽发生器湿保养阶段用联氨具有生态毒性、室温保养效果差等问题。

摘要： 本发明公开一种核电站的管道安装系统以及核电站的管道安装方法，所述核电站的管道安装方法包括以下步骤：将移动机构置于反应罐内；基于起吊机构，将管道转运至所述移动机构的承载区域上；基于所述移动机构，将所述管道转运至穿过所述反应罐的第一通孔；获取所述第一通孔内的设定位置，并基于调节机构，将所述管道转移至所述设定位置；对所述第一通孔进行扩孔，获得以所述设定位置为圆心的第二通孔；通过法兰盘将所述管道连接至所述第二通孔。通过所述移动机构和所述调整机构移动所述管道以及调姐所述管道的位置，操作简单，缩短现场安装时间，能够将管道精准地安装于反应罐，并且是将整个管道进行安装，使得安装偏差小、近乎没有偏差。

摘要： 本申请公开了一种压水堆核电站安全壳冷却系统和核电站。其中，冷却系统，包括：安全壳、第一水箱、换热器、堆内熔融物滞留(In Vessel Retention，IVR)水箱以及压力容器；第一水箱设置于安全壳的外周；换热器设置于第一水箱内，且换热器的入口和出口分别与安全壳的收容空腔连通；IVR水箱设置于安全壳的收容空腔中，且换热器的出口与IVR水箱的第一端连通；压力容器设置于安全壳的收容空腔中，且IVR水箱的第二端与压力容器连通；其中，第一水箱的水平高度大于IVR水箱的水平高度，且IVR水箱的水平高度大于压力容器的水平高度。本申请实施例能够提升对安全壳内蒸汽的冷却效率。