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         秦山第二核電廠是我國九五期間建設的唯一按照自主設計、自主建設、自主調試運行、自主管理建設的核電廠。遵照以我為主、中外合作的方針，抓住設計自主化這一關鍵環節；采取以大亞灣核電站為參考，根據國際上30萬千瓦一個環路的標準設計概念，和兩環路核電站的特點，通過技術引進、科研攻關，采用國際先進的標準規范，與國際接軌；努力吸取大亞灣核電廠運行后的經驗反饋，跟蹤國際上核電發展的新趨勢，實施技術創新，使得秦山第二核電站具有較優的運行性能，較大的安全裕度，較高的國產化率，較低的比投資。

         1、項目建設背景

         秦山二期工程1987年10月批準立項，1992年7月批準可行性研究報告，1992年11月批準初步設計，1993年5月開始土石方開挖，1995年12月批準開工，并列入國家“八五”重點建設項目，1996年6月澆灌第一罐混凝土，2001年3月初開始調試，2001年10月首次裝料，2001年12月達到臨界，2002年2月并網發電，2002年4月達到滿功率商業運行。

         2、項目建設準則

        2.1以我為主，中外合作。自主設計、自主建設、自主調試運行、自主管理。 2.2與國際接軌，根據國際上30萬千瓦一個環路的標準化設計概念，采用國際先進的核電標準，按照商用核電站的要求設計、建設和管理。 2.3遵循國家核安全、環保及其他有關法規，滿足核安全及環境保護的各項要求。 2.4結合國內的工業技術基礎，充分利用國內已引進的技術，提高核電設備國產化率，通過多種方式，引進技術，提高核電設備制造能力。 2.5降低核電廠的造價，提高核能發電的經濟性。

         3、主要技術特點

         為了實現商用核電站的目標，秦山二期的設計采用國際先進的核電標準，鑒于核島設計以大亞灣核電站為參考，采用法國相關的核電標準；常規島運用已引進的美國技術，采用美國標準；同時為了能實現國產化，工業標準采用與國際標準相當的國標。為此在設計中必須認真處理各類標準規范上的接口，使其滿足核電站各系統之間的功能接口，材料及其焊接性能的相容性，水化學的相容性，結構承載要求及力學分析的一致性。秦山二期在設計中運用了國際成熟的核電設計技術，其中包括上百個國外引進的計算機軟件，這些軟件大多經過消化、吸收、工程應用開發，并在實踐中進行計算驗證。

        由于大亞灣核電站為三環路百萬千瓦級機組，而秦山二期為二環路六十萬千瓦機組，因此設計上差異很大，很多的設計參數需要經過專門的試驗或計算得到；反應堆物理、熱工、水力需重新進行計算，系統功能及管道力學需重新進行分析計算，設備及其載荷、抗震、疲勞分析都需要重新進行設計和分析。加上廠址條件不同，與廠址有關的輸入并不相同。根據秦山二期的特點和具體情況，獨立自主地完成了全部設計及分析工作，其中包括可行性研究、總體設計、初步設計和施工設計,涵蓋了近100個子項，330個系統，5000余份技術文件，70000余張圖紙。根據工程的特點，吸取了核電站運行的經驗反饋及國際先進壓水堆的設計思路，在秦山二期上作了相應的改進和優化，并根據當前國際上對核電站的安全要求，對系統和設備制定了相應的技術指標，并在設計中予以體現。其主要技術特點如下：

        3.1堆芯設計

         秦山第二核電廠是二環路的壓水堆核電站，對堆芯而言，秦山第二核電廠是一個全新的設計。同時也與美國、日本的二環路壓水堆核電站不同。秦山第二核電廠堆芯選用121個17×17的AFA-2G組件，其中帶有控制棒組件33組，一、二次中子源組件各一組，從而可以直接運用我國為百萬千瓦級核電站引進的核燃料組件及相關組件的設計和制造技術。AFA組件的選擇有利于我國燃料組件的標準化。對這樣一個全新的堆芯，反應堆及主回路系統要重新設計，除了物理、熱工水力、力學的分析計算外，還開展了堆芯水力學試驗及流量分配試驗、堆內構件流致振動模型試驗等大型科研攻關試驗，以驗證設計的正確性并為設計優化提供依據。

         由于是我國自主設計的第一座商用核電站，在設計中確保安全第一。為此燃料棒平均線功率密度為16.09kW/m，使得堆芯的線功率密度較引進的核電站降低了15%，亦較國際上同類兩環路核電站低，提高了堆芯的熱工安全裕量，與美國對先進堆的要求相一致，符合國際上進一步提高核電站安全性的趨勢。在保證安全的前提下，盡量提高經濟性。在秦山二期的堆芯設計中考慮到可采用先進的燃料管理1/4燃料管理策略，以代替1/3燃料管理策略，提高核燃料的利用率。

        3.2主參數確定

         秦山二期考慮了國內60萬千瓦級汽輪發電機組優化設計的性能指標和特點，確定了秦山核電廠的主參數，在保證安全的前提下，主參數特別是流量和溫度比較高使得每個環路的出力達到33萬千瓦，比美、日二環路壓水堆核電廠單個環路的出力（約29.5萬千瓦）都要高。

         在引進的火電技術的基礎上，針對核電參數及核電站用汽輪機的特點，重新進行了汽輪機組的設計，選擇優化的模塊組合，即，汽輪機高壓缸選用BBO57N 模塊，低壓缸選用BB0474R模塊，一高三低，高、低壓缸之間設置兩臺汽水分離再熱器。二回路熱力系統選用三高、三低、一除氧的模式，提高了機組的出力和熱效率；汽輪機組在平均水溫（18℃）下出力為68.9萬kW，夏季工況最高水溫下出力為65萬kW 。同時，發電機組在優化設計的基礎上，提高氫冷的效率，使其最大出力達到70萬kW。與此相適應，升壓變壓器在原先設計的基礎上進行改進，從單相每臺24萬kVA，提高到25萬kVA，從而滿足將汽輪發電機組的出力扣除廠用電外全部輸入電網的要求。

        可以看到，秦山二期汽輪發電機組的出力是在同類型二環路壓水堆核電站中最大的，核電廠的毛效率近34%（夏季工況），亦是二環路核電廠中比較高的。所采用的汽輪發電機組和升壓變壓器亦是目前國產機組中容量最大的。

        3.3反應堆本體設計

        反應堆本體由燃料組件及其相關組件、堆內構件、反應堆壓力容器及其支承、控制棒驅動機構、保溫層和堆頂結構組成。

        為了提高反應堆壓力容器的工作壽期，減少快中子注量率對反應堆壓力容器的輻照損傷，在反應堆本體設計中采取了加大堆內構件與反應堆壓力容器之間環形空間的水層厚度等措施，使得反應堆壓力容器壽期末內表面的快中子注量計算值為1.2×1019n/cm2,低于設計限值5.0×1019n/cm2,遠小于所參考的法國核電站的快中子注量，保證了反應堆壓力容器40年的工作壽期，預計可達到60年。

        秦山二期堆芯設計的特點：相對少的燃料組件和相關組件，相對增厚的水層、兩環路的布置和恰當增加的環路冷卻劑流量，要求重新進行反應堆系統的水力學設計，為此開展了相應的水力學模型試驗和計算分析，其中包括冷卻劑在反應堆壓力容器內部的壓降分布、堆芯入口和出口的流量分布、堆芯流道、堆內旁流份額、局部流體速度等水力特性試驗。根據試驗研究結果優化了流道結構設計，調整了流量分配板的設計，保證了堆芯流量的均勻分布，以滿足堆芯熱工設計的要求，計算出了各部分的阻力系數，為確定主泵揚程提供依據。鑒于反應堆堆內構件設計屬非原型二類，為了驗證上述改進在流致振動上是安全的，根據核安全法規的要求，不僅作了1∶5的流致振動模型試驗，理論分析計算，還在調試階段在實堆上進行了流致振動實測。通過堆上實測及實測前后的全面檢查，驗證了流致振動的影響滿足核安全法規的要求，同時實測數據、模型試驗和計算分析結果相互之間符合得比較好。流致振動在堆上進行高溫、高壓下的實測，技術難度相當大，國外也只在少數堆上進行過，國內尚屬首次。

        驅動線設計是另一項重要的設計內容，它直接關系到反應堆的運行安全。落棒時間是安全停堆的重要考核指標。為了驗證設計，除了對影響驅動線性能的各項因素進行試驗分析外，還進行了驅動線熱態綜合考驗以驗證控制棒驅動線在正常工況下的運行性能和落棒性能，驅動機構的壽命、導向筒組件的導向性能及控制棒磨損等。此外，還通過多點激振的地震試驗，驗證了控制棒驅動線在地震條件下的運行特性、落棒功能等。

        壓力容器采用容器法蘭——接管段整體鍛件，堆芯筒體單個鍛件，取消了活性區部分的焊縫，大大改善了壓力容器的耐輻照性能。材料的脆性轉變溫度（RTNDT）低于-20℃，保證了在設計壽期內不發生脆性斷裂。

        按規范對反應堆壓力容器進行了在各種工況下完整的力學分析，包括應力分析、疲勞分析、斷裂分析。由于兩環路的特點，在壓力容器上設置了安注接管，因此還對安全注入時引起的熱沖擊進行分析。

        3.4反應堆冷卻劑系統設計

        反應堆冷卻劑系統包括反應堆壓力容器、堆內構件、控制棒驅動機構、蒸汽發生器、反應堆冷卻劑泵、穩壓器、主管道、波動管以及相關的閥門等。

        兩條環路采用對稱布置，在壓力容器上進出口接管夾角為60°，與所參考的法國核電站相比，主管道冷熱段夾角由50°改為60°，增加了主管系的柔度，有利于熱膨脹的補償和地震載荷的緩沖。穩壓器波動管，在國內首次采用了傾斜式逐步提高坡度的設計，以減少波動管內冷熱水分層引起的應力不均而造成的疲勞損傷。

        在設備設計和選型上，采用國外核電站中一些最新技術。反應堆壓力容器采用冷頂蓋設計，通過旁路用較低溫度的入口冷卻劑冷卻頂蓋，降低了頂蓋在運行時的溫度。此外，將驅動機構管座材料及焊材改為性能好的Inconel690，從而防止驅動機構管座與頂蓋焊縫產生裂紋的可能性。蒸汽發生器的設計，在管子數量、排列方式、支承板的型式（拉制的四葉梅花形孔）等作了重大改進，使其傳熱效率、流動阻力有明顯改進，傳熱面積為5630m2，大于設計要求的裕量。蒸汽發生器采用帶管嘴的整體鍛件，錐形鍛件帶直管段，傳熱管采用Inconel 690，改進了給水環管及其支管的設計，并在其下方增設了殘渣收集器，改進了汽水分離器的設計，提高了蒸汽出口的干度（干度99.9%），提高了水質要求，改善了蒸汽發生器的運行性能及可靠性。通過改進反應堆冷卻劑泵的設計，使泵的效率提高到79%，較法國核電站72%的效率高，一年可省電400多萬千瓦時。主泵還采用了耐高溫的機械密封，提高了機械密封的可靠性，并在全廠斷電事故情況下不致由于機械密封失效而導致主冷卻劑系統泄漏，使事故進一步擴大。穩壓器的比容積由0.144增大到0.162，在系統升溫、負荷階躍變化、甩負荷等工況下，能更好地補償壓力波動，提高系統的運行穩定性。

         出于技術和經濟上的考慮，除自主研制的設備外，秦山二期設備采購自不同國家的供應商。這樣就出現一個標準規范相容和接口協調一致的問題。處理這類問題的原則是，設備功能一定要滿足系統設計的要求，即設計選用的RCC-P規范的要求，設備設計的規范除滿足供應商本國所適用的設計規范（例如ASME）外，還需要滿足設備采購技術規范書規定的以設計選用的RCC-M為準的特殊要求或補充要求，以達到標準規范上的自洽一致要求。在處理大量的接口問題上，特別關注材料的相容性問題，水質和水化學的相容性問題，以及在力學分析和水壓試驗上的一致性問題。這樣，科學合理地處理了多國標準規范的相容性和復雜接口的一致性，從而使秦山第二核電廠的綜合技術性能達到了20世紀九十年代國際上同類核電站的同等水平。

        3.5核輔助系統及安全系統的設計

         根據秦山二期核電廠的特點和總的設計要求，參考相關的成熟電站的設計和運行反饋的經驗，在設計中進行了一系列的改進，諸如：（1）鑒于二環路核電廠在大失水事故（LOCA）情況下，一條環路管道斷裂失水所占的份額較三環路大得多，為了保證堆芯的冷卻，安全注入系統增設了反應堆壓力容器上的兩個直接安注，以提高安注系統的有效性。同時為了保證在主蒸汽管道斷裂事故時，高壓安注濃硼注入的有效性，在安注的前3分鐘通過硼酸注入箱注入主回路冷段，3分鐘后再打開旁路直接注入反應堆壓力容器，從而抑制了由于溫度效應而引起的正反應性突增，經過詳細的事故分析，上述配置方式，能滿足安全要求。（2）鑒于二環路核電廠在主給水管道斷裂事故情況下，應由完好的蒸汽發生器所帶走的熱量較三環路每臺蒸汽發生器大得多，按所參考的核電站設計輔助給水系統即二臺電動泵（2×50%）、一臺汽動泵（1×100%）經母管向蒸汽發生器供水，已不能滿足安全的要求。因此，秦山二期輔助給水系統A、B兩列中的每一列分別采用一臺汽動泵和一臺電動泵，系統中能動部件的冗余度為4×100%，提高了系統可靠性，它與當前先進壓水堆的研究方向相一致。（3）余熱排出系統亦根據二環路特征，作了相應的修改。兩個系列由并聯的兩條吸水管路分別從兩個環路的熱段取水，匯總后經兩臺余熱排出泵打入出水母管。出水母管又分成兩路，一路接旁通（用于主回路溫度調節），一路分別接兩臺余熱排出熱交換器。這兩路匯總后，再一分為二，分別接入不同環路的冷段，從而提高了系統的可靠性。（4）根據二環路的特點，大氣排放系統采用每條主蒸汽管線并聯兩個排放閥，以滿足單一故障準則。（5）秦山地區海水中泥沙的含量很高，為了防止循環水系統特別是安全廠用水系統的泥沙淤積，作了大量的試驗研究，包括對有些安全有關設備如安全廠用水泵及板式熱交換器的防海水腐蝕及泥沙淤積的措施和實驗，如流道的流速設計，板式熱交換器的反沖洗等，實踐表明這些試驗研究和措施是成功的。（5）為了提高蒸汽發生器運行水質，減少傳熱管故障，二回路系統增設了凝結水全流量精處理系統。

        3.6主廠房設計

         根據二環路的特征，對反應堆廠房進行了重新布置和設計；國內首次在核電站廠房設計中采用三維設計技術，保證了設計質量，提高了效率。根據廠房布置的實際情況，將安全殼的扶壁由四扶壁改為兩扶壁，并據此進行了雙錨固360°包角預應力鋼絞束系統的設計。調試階段反應堆廠房經1.15倍設計壓力下的強度試驗和密封性試驗，結果表明安全殼的整體密封性及結構整體性能完全滿足設計要求，安全殼24小時整體泄漏率僅0.0473%W/d，遠小于標準規定的最大允許泄漏率0.164%W/d。

         由于秦山地區潮位漲落比較大，當核電廠按干廠址設計時，循環水的提水高度太大，因此，秦山二期工程將常規島廠房的標高整體降低7.2米，以減少循環水系統消耗的廠用電，這一改進需解決核島廠房與常規島廠房之間的大量接口，包括主蒸汽管道防甩擊，核島廠房防水淹及凝汽器安裝等問題。常規島廠房降標高的設計在國內尚屬首次。

         在國內首次對新機組采用計算分析的方法進行汽輪發電機組的基礎設計，經過專家評審和現場靜態、空載和滿載的振動實測，考核了計算的方法和程序，設計是成功的。 3.7在控制、保護和信息系統方面，吸取了當前在集成電路和計算機技術發展方面取得的最新成果，成功地開發了采用集成電路的反應堆保護系統和棒控棒位系統。采用以分布式計算機系統為基礎的電站計算機系統，并在常規島控制上采用分布式計算機控制系統；以及三廢系統采用數字化控制系統等，為今后新建核電廠開發全數字化的控制系統積累了經驗。 3.8嚴重事故及超設計基準事故的緩解措施

         根據新一代核電站在防范和緩解嚴重事故上的研究，秦山二期亦作相應的研究和改進。 (1)設置第五臺核安全級的應急柴油發電機組，以緩解全部失去廠內外電源的嚴重事故。第五臺柴油發電機組既可用作失去全部電源時的附加電源，又可替代原有的應急柴油發電機組，以提高核電廠可利用率。（2）采用安全殼卸壓過濾器系統，以防止安全殼在嚴重事故下超壓失效，保持安全殼的完整性，同時使向外排放的放射性劑量維持在允許水平以內。通過分析比較采用濕式滑壓卸壓過濾系統，由文丘利水洗過濾器和金屬纖維過濾器兩級組成，其氣溶膠的過濾效率大于99.9%，碘的過濾效率大于99%，有機碘的過濾效率為80%，優于砂堆過濾器。此外，還對喪失蒸汽發生器全部給水，喪失全部熱阱，二個系列的低壓安注泵或二個系列的安全殼噴淋泵完全失效，緊急停堆裝置拒動故障等超設計基準事故進行了分析，并采取相應的緩解措施。 4、施工安裝的改進

         施工、安裝、監理、項目管理，包括質量、進度、投資三大控制均完全立足于國內，同時還有創新，重要的有：

        4.1安全殼穹頂的整體吊裝

        為了實現這個目標，詳細分析穹頂及其內部安裝構件和管道載荷，吊具載荷，風力載荷，起吊裝置在不同高度、方位、角度下的起吊能力，以及穹頂剛度及可能變形，并擬定了安全殼上部筒體周長和穹頂周長及直徑控制措施，以及與安全殼上部筒體對接及間隙調整措施等。

        由于作了充分的科學分析和準備，創造性地首次在國內完成了穹頂一次整體吊裝成功的任務。

        4.2主設備的安裝

        針對主設備在結構上的特點，專門設計了壓力容器V型翻轉架裝置，蒸汽發生器翻轉裝置，堆內構件吊裝工具，穩壓器專用吊具，壓力容器頂蓋吊裝工具，以及驅動機構Ω焊縫的自動焊機及切割機，并擬定相應的施工方案和程序，以及主管道、穩壓器波動管的焊接工藝和施工程序，從而保證了主設備的安裝質量和進度要求。 4.3混凝土渦殼泵的安裝

         混凝土渦殼是一個巨大的鋼筋混凝土結構，與海水接觸的面應具有抗海水腐蝕抗泥沙沖刷的能力，為此研制了高強度混凝土C60的配比。同時四臺渦殼的澆注有的可能在炎熱的夏天，有的可能在寒冷的冬天，而C60高強度混凝土在澆注過程中容易出現開裂。為了保證施工質量，制訂了一套混凝土澆注及養護溫度控制的措施，以保證施工質量。

        4.4電纜敷設軟件的應用

         通過電纜敷設軟件編制和組織電纜敷設及準備工作，提高了工效，加速了進度。同時為竣工記錄提供了確切數據和電子文件。

        5提高設備國產化的能力

        秦山二期通過科研攻關、自主研制、引進技術、合作制造等措施，提高了設備國產化的能力。（1）反應堆壓力容器。第二個機組的反應堆壓力容器由國內自主設計并獨立制造，首次實現壓力容器的國產化。根據國內制造廠的技術和裝備條件，將帶極電渣堆焊改為帶極埋弧堆焊，兩層堆焊，其表面光潔度達到規范要求。秦山二期壓力容器采用Inconel690作為安全端的過渡段；根據國際上的最新經驗，CRDM在壓力容器頂蓋上的貫穿管，以及筒體底部中子測量管座與壓力容器的焊縫亦采用Inconel690的焊材（I52，I152），以提高設備抗應力腐蝕的性能，防止焊縫產生裂紋的可能性，鑒于I52和I152國內首次在安全端上施焊，技術裝備上還達不到國外先進水平，且國外也很少先例，因此，在焊接工藝及超聲探傷上，需進一步改進。根據國內裝備的條件，制定相應的機加工工藝，特別是需精加工的接口尺寸，其精度達到規范要求。制定CRDM貫穿管的冷裝脹接工藝，以達到規范要求的脹接力的要求。（2）蒸汽發生器。第二個機組的蒸汽發生器由國內制造，其關鍵技術有管板Inconel690堆焊技術、管板深孔鉆加工及檢驗技術、傳熱管安裝、液壓脹管及密封焊技術，以及防振桿安裝及固定技術等，產品達到100%合格。（3）堆內構件，第二個機組的堆內構件由國內制造。秦山二期的堆內構件采用焊接結構，因此需掌握相應的焊接工藝和檢驗技術。堆內構件是精加工的產品，除了吊蘭和導向筒外，全部機加工、組裝，以及最終機加工在國內完成。（4）控制棒驅動機構（CRDM），歷經電磁、原理、工程樣機的試驗研制，并最終經高溫、高壓下的綜合考驗，完成了850萬步的考核，遠遠超過設計要求，達到國際先進水平。為了實現電磁線圈的國產化，對線圈骨架、耐高溫導線，以及灌封材料和工藝進行大量的試驗，攻克了技術難點，達到了技術指標的要求。（5）、穩壓器的研制。二個機組的穩壓器均由國內制造，其關鍵技術有高功率密度電加熱器的安裝和自動焊，噴淋器的安裝以及卸壓閥、安全閥和噴淋閥接管對熱沖擊疲勞損傷的分析和試驗等。（6）裝卸料機，歷經抓具、傳動裝置、小型多盤式制動裝置、數字式無級調速、PLC（可編程控制器）邏輯控制等的科研攻關，并通過工程樣機的考核，成功制造了兩臺裝卸料機，其性能優于引進核電廠同類設備的水平。（7）密集型乏燃料貯存格架的研制，它以高純度的鎘作為中子毒物材料，明顯提高了單位水池面積貯存乏燃料的能力；其關鍵技術有乏燃料貯存單元的密封焊、成型、探漏等。（8）超級管道的研制，它是連接核島和常規島的重要設備，每根管道上安裝有2個大汽排放閥，7個安全閥，端部安裝有主蒸汽隔離閥，為核安全二級，要求能抗地震。主要關鍵技術有大口徑、厚壁、新材料（TU48c）管道的軋制技術，精密機加工技術和焊接技術，都取得了成功。（9）大型汽輪發電機組的國產化。核電站用汽輪機組蒸汽參數較低，且為飽和蒸汽，因此蒸汽量較大，汽機的通流部分要重新設計，以增加通流面積；結構上增加了高壓防浸蝕、低壓去濕的措施；末兩級葉片上堆焊防浸蝕層；此外，還采用了油蝸輪增壓泵，可控反動度整體自帶圍帶葉片等國內、國際先進技術。發電機組在火電60萬千瓦機組的基礎上，通過改進冷卻效果包括轉子汽隙取氣等，使額定出力提高到65萬千瓦，最大出力提高到70萬千瓦，完全由國內制造。其他還有核二級和核三級的專用設備，核島主設備的支撐和專用工具及燃料轉運裝置、人員閘門，以及安全殼鋼襯里的材料和焊材等的研制。此外，大量的通用設備如風機、冷凍機、閥門、電器、儀表及機柜等，通過升級改造，加強質量保證措施，提高抗震能力，并通過環境試驗、抗老化試驗，使其滿足核安全的要求。

       6、調試技術的創新

        秦山二期實施與國際接軌的、由業主負責、組織、獨立自主地完成全部調試任務，包括單系統獨立試驗，冷態功能試驗，熱態功能試驗，首次裝料，臨界前功能試驗，臨界和低功率試驗，功率提升及核電廠綜合功能試驗等幾個階段，總共試驗項目達760項，涉及到300多個系統，20多萬臺設備。做到了一次水壓試驗成功，一次安全殼強度及密封性試驗成功，一次汽輪發電機組非核蒸汽沖轉成功，一次核燃料裝載及臨界試驗成功以及后續的并網、提升功率、168小時滿功率運行考驗的成功，總共只用了409天（13.5月），是國際上首堆調試時間最短的，達到國際先進水平。

        在調試啟動過程中還有大量的改進和創新，主要有：（1）主系統水壓試驗，采用在動態工況下，控制流量偏差來控制系統升降壓速度和穩定系統壓力，達到升降壓速率控制在0.1MPa/min左右,低于限制值0.4MPa/min。系統水壓試驗打到1.33倍的設計壓力，即22.9MPa。（2）安全殼強度及密封性能試驗。強度性試驗壓力為1.15倍的設計壓力，在筒體四個方位各布置一組鉛錘線測量筒體三個不同標高的徑向和切向變位，以及筒體高度的變化，在筒身、設備閘門的周圍、穹頂、底板及加腋區布置76個應變計測量局部應變。測量結果，筒體最大切向應變為380με，縱向應變為180με，符合規范要求。密封性試驗在安全殼內布置63個溫度和濕度測點，通過溫度、壓力變化，計算確定24小時的整體泄漏率，結果僅0.047%安全殼空氣質量，遠小于驗收準則0.164%。（3）500KV零起升壓，利用電廠應急柴油發電機進行500KV零起升壓，由6KV母線，經廠變、主變將電壓升至500KV，實現了設備的絕緣及耐壓檢查，解決了因500KV線路建設遲后帶來的困難。（4）反應堆堆內構件流致振動的堆上實測。根據核安全法規要求，對于無參考電站的首堆要進行流致振動的堆上實測，秦山二期對堆內構件吊籃及受力最大的控制棒導向筒進行了堆上實測；并通過在空氣中對吊籃和下部儀表支撐柱（BMI）固有頻率的實測和理論分析，對兩者在流致振動下的行為進行分析評估。堆上實測試驗工況包括不同工況下，雙泵、單泵運行，及其啟動、惰轉等38項試驗。試驗驗證了流致振動對堆內構件的影響很小，其高周疲勞損失因子很低。（5）汽輪發電機組的非核蒸汽沖轉，利用主泵動能及穩壓器加熱器所產的非核蒸汽，在反應堆裝料前對汽輪發電機組進行沖轉，可以使常規島的調試提前，而且可以省去調試鍋爐的投資。60萬千瓦核電汽輪機組是一個大型機組，能否實現這個目標，需進行分析，為此對非核蒸汽的產生量和汽輪發電機組達到滿轉速所需蒸汽量進行了計算，以保證沖轉一次成功。（6）在調試過程中還對核電廠主要運行特性進行了測試，其中有臨界試驗，蒸汽發生器設計裕量及干度試驗，汽輪發電機組出力及熱耗試驗等，證明核電廠的主要運行特性滿足設計要求。（7）在調試過程中還對核電廠的安全性能進行了測試，其中有主泵惰走測定，控制棒落棒時間測定，反應堆冷卻劑系統自然循環試驗，甩負荷孤島運行試驗及全廠斷電試驗等，證明核電廠的安全性能符合規范要求，達到設計指標。（8）利用計算機軟件對核電站甩負荷孤島運行進行了模擬分析，以驗證核島各控制系統的相互協調能力，及整個系統的綜合控制能力，以避免在甩負荷事故時出現跳機停堆的現象，提高核電廠的運行安全性及可靠性。

        7、工程項目管理

        （1）項目管理模式

        為了保障工程建設的順利進行，秦山二期建立一個嚴密的組織機構，采用科學的管理方法實現“質量、進度、投資”三大控制。秦山二期的組織機構采用三個層次的管理，即決策層、管理層、合同執行層。董事會為決策層，總經理部為管理層，合同執行層為各合同承包單位。秦山核電二期在國內首次實施了“業主負責制-招投（議）標制-工程監理制”的項目管理模式，即實施了董事會領導下的總經理負責制，總經理部是實施項目管理的實體；實施了招投（議）標制，設計總包，施工安裝總包，設備采購多國合同供貨；實施了核電建設中首次引入的監理制。

         （2）設計管理

        主要包含了文件管理、接口管理、設計驗證、設計修改等方面。秦山二期600MWe核電機組在國內是第一次設計，在設計驗證上采取了一系列措施，在各個不同階段通過專家審評進行驗證。例如：在總體設計階段，主要評審主參數及主設備選擇、主廠房布置、主要系統及其功能確定。

         在初步設計階段，選擇24個專題進行評審，其中包括關鍵系統、關鍵子項、關鍵設備的設計，諸如堆芯核設計、安全殼設計、反應堆壓力容器設計、專設安全設施設計，對于設計和審評中提出的問題。還組織了國外專家咨詢，以吸取國外專家的經驗，確認方案選擇的可行性。

         在施工圖設計階段，除了按照設計管理程序進行必要的管理外，還專門組織了設計復查，重點是接口復查。同時還采用計算機輔助設計軟件進行三維設計，三維模型涵蓋了土建、管道、電氣、通風等工種，實現多工種協同工作，直觀檢查、消除碰撞。

        （3）質量控制

         質量活動在國家核安全局審評認可的的質量保證總大綱下開展的，質量保證總大綱已修訂至第5版。在工程現場，建立了聯營公司、中原核電建設公司和施工單位三級質保，監理公司和施工單位兩級質檢的質量保證體系，并明確了各承包商是質量的第一責任人。

         在工程施工方面，各承包商均設立了獨立的質量保證部門，負責制定質量保證大綱和驗證質保大綱的有效性。各承包商編制和修訂的質保大綱必須經過聯營公司質保處審評認可。在設備采購方面，主要包括供應商資格評定、采購技術規范書的制定、接口協調和管理、質量計劃審批和制造過程中的見證管理，以及性能測試和出廠驗收管理等，分別由設備處、質保處和設計院負責，通過三方的優勢互補，確保了采購設備的質量。在調試方面，質量控制是通過調試隊內部的質量控制、調試的質保監督、調試啟動委員會的審查、嚴格的核安全審評和控制點的釋放等方面來保證的。

        （4）進度控制

         按國際慣例，首座核電站的建造需要72個月，但是，根據二期的特殊情況（主要是土建施工設計出圖），二期制定了一份極為獨特的二級網絡計劃：土建29.5個月（從第一罐混凝土到安全殼封頂，比慣例延長4個月），安裝26個月（從安全殼封頂到一回路水壓試驗結束，比慣例壓縮2.5個月），調試16.5個月（從一回路水壓試驗結束到投入商業運行，比慣例壓縮1.5個月）。實際土建29.5個月，安裝27.5個月，調試13.5個月。

         秦山核電二期工程采用了網絡進度控制，分級進行管理。根據二期工程的特殊性，我們創造性地采取了“安裝提前進入土建、調試提前介入安裝、運行提前介入調試”的三個提前介入的措施。“三個提前介入”，按照責任不轉移的原則，突出了工程各個階段的重要目標，優化了階段間的接口，促進了工程的進度。

         （5）投資控制

         二期總投資是148億元。我們在學習二灘水電站建設經驗的基礎上，參考大亞灣核電站和秦山一期工程的建設經驗，結合秦山核電二期工程的具體情況，主要通過按不同層次制訂了投資控制的制度和招投標制度，嚴格實施貨比三家，科學地進行成本分析，從嚴控制概預算。

        （6）項目管理的特點和難點。

        秦山核電二期工程自批準建造之日起，國家就確定了“以我為主，中外合作”的方針，這個方針努力在工程建設中得到了認真貫徹。但是，二期的實際情況使工程項目管理上具有特點和難點。第一、項目的建設方針在實施過程中有重大調整一是1989年國際形勢的變化使中外聯合設計的模式中斷，改為自主設計、以大亞灣核電站為參考，考慮到國內火電汽輪發電機組國產化的能力，將三個環路改為二個環路，整體布局作重大調整，給工程設計帶來相當大的難度；二是用于購買設備的國外出口信貸額度從1.97億美元增加到3 .85億美元，使設備國產化的比例，從原定的70%下降到50%左右，其中相當一部分設備在第一灌混凝土前不到一年才確定供應商。三是設備采購由于前期設計、設備選型主要根據一國（法國）的設備進行，因此采購也主要面向一國，但因對方索要高價被迫轉為多國采購，為此對已完成的施工設計須進行適應性修改，增加了設計、建造和調試工作的難度。第二、出圖進度不能完全滿足施工進度要求由于90年代初期的國家宏觀經濟環境的壓力，秦山二期項目在設計圖紙貯備量未達到通常核電站項目開工所需要求的情況下就開工建設。1996年初，已出的土建施工圖只滿足基礎和底層的施工，按國際核電站慣例，應有60%-70%的圖紙到位，最少要40%的圖紙到位，才具備開工的條件。工程第一罐砼澆灌以來，現場始終受到設計供圖嚴重滯后的困繞。第三、“以我為主，中外合作”是秦山二期項目管理最鮮明的特色。在設備國產化方面，通過科研開發、國外返包、技術轉讓等方式，實現了55項關鍵設備中的47項在國內制造，為核電設備的國產化打下了技術基礎，二期的供應商涉及17個國家和地區，吸取了各供應商的技術特點，但同時要求對采購合同進行精心管理，特別是技術接口，進度協調，以及質量控制等方面。可以說，秦山核電二期工程“業主負責制-招投（議）標制-工程監理制” 的項目管理模式在由計劃經濟向市場經濟體制過渡的社會大背景下，使核電站的建設由傳統的、指令性的基建工程管理向市場經濟、高層次的管理邁出了重要的一步。同時，經過各方面的嚴格管理，工程的質量、進度和投資得到了有效控制，1#機組比投資為1330美元/千瓦，遠小于國內外同期建設的成本。2002年，1#機組負荷因子達到了74.9%，高于65%的設計值。截止10月31日，1#機組2003年的發電36.33億千瓦時，預計年發電量將高達45億千瓦時，負荷因子將高達78%。實踐證明，秦山二期的項目管理是成功的。

        8、性能指標和實際達到的結果

        計劃任務要求將本工程建成出力600MWe，負荷因子65%的商用核電站，建設周期72個月，二臺機組投資控制在148億內。實際達到的性能指標：額定出力650MWe，最大連續出力689MWe，自2002年4月15日投入商業運行至今負荷因子超過75%，投資控制在計劃任務書要求之內，比投資1330美元/千瓦，小于人民幣11000元/千瓦，是世界各國商用核電站中最經濟的，建設周期比原計劃提前47天。

        9、項目的創新性和先進性

        核電站的設計建設是一項高科技，具有高度綜合性、集成性的系統工程，核電工程科學地、有機地利用各個專業領域里的先進科技成果，通過先進的項目管理，實現核電站預定的建設目標和技術指標。其創造性、先進性綜合如下： 1、首次按照國際上先進的核電站建造標準，不經過原型階段，自行設計和建造,調試和運行的商業化核電站，并獲得一次成功，屬國內首創，國外罕見.。 2、在反應堆熱工安全裕量、安全系統的可靠性和冗余度、反應堆壓力容器的耐輻照壽命上，滿足國際上對下一代先進堆的要求，與國際上同類核電站相比具有較高的安全性。 3、首次在統一的標準規范體系下，在主設備上研制或選取了技術性能優越的設備，科學合理地處理了標準規范的相容性和接口的一致性，使核電站的綜合技術水平達到國際同類核電站的水平，相當于國際上二十世紀九十年代水平。 4、核電站出力是同類二環路壓水堆核電站中最大的，核電站的毛效率亦是同類核電站中比較高的，且比投資是世界各國商用核電站中最低的，具有明顯的經濟優勢。

         10、作用和意義

        工程建成后，按負荷因子70%計算，每臺機組每年可為國家提供40億千瓦時電，合計已為國家提供電能超過75億千瓦時。本項目的開發成功為600MWe核電機組的自主設計、自主建設、設備制造國產化、自主調試運行、自主管理打下堅實的技術基礎。實施本項目所創造的技術資料、設計文件和圖紙、軟件、制造技術、施工技術和程序、調試技術和程序，以及質量保證程序等可用于新的600MWe核電機組的建設，并可用于百萬千瓦級核電機組的開發。本項目的成功為核工業的軍轉民及第二次創業作出了開拓性的貢獻。