秦山第二核电厂是我国九五期间建设的唯一按照自主设计、自主建设、自主调试运行、自主管理建设的核电厂。遵照以我为主、中外合作的方针，抓住设计自主化这一关键环节；采取以大亚湾核电站为参考，根据国际上30万千瓦一个环路的标准设计概念，和两环路核电站的特点，通过技术引进、科研攻关，采用国际先进的标准规范，与国际接轨；努力吸取大亚湾核电厂运行后的经验反馈，跟踪国际上核电发展的新趋势，实施技术创新，使得秦山第二核电站具有较优的运行性能，较大的安全裕度，较高的国产化率，较低的比投资。

         1、项目建设背景

         秦山二期工程1987年10月批准立项，1992年7月批准可行性研究报告，1992年11月批准初步设计，1993年5月开始土石方开挖，1995年12月批准开工，并列入国家“八五”重点建设项目，1996年6月浇灌第一罐混凝土，2001年3月初开始调试，2001年10月首次装料，2001年12月达到临界，2002年2月并网发电，2002年4月达到满功率商业运行。

         2、项目建设准则

        2.1以我为主，中外合作。自主设计、自主建设、自主调试运行、自主管理。 2.2与国际接轨，根据国际上30万千瓦一个环路的标准化设计概念，采用国际先进的核电标准，按照商用核电站的要求设计、建设和管理。 2.3遵循国家核安全、环保及其他有关法规，满足核安全及环境保护的各项要求。 2.4结合国内的工业技术基础，充分利用国内已引进的技术，提高核电设备国产化率，通过多种方式，引进技术，提高核电设备制造能力。 2.5降低核电厂的造价，提高核能发电的经济性。

         3、主要技术特点

         为了实现商用核电站的目标，秦山二期的设计采用国际先进的核电标准，鉴于核岛设计以大亚湾核电站为参考，采用法国相关的核电标准；常规岛运用已引进的美国技术，采用美国标准；同时为了能实现国产化，工业标准采用与国际标准相当的国标。为此在设计中必须认真处理各类标准规范上的接口，使其满足核电站各系统之间的功能接口，材料及其焊接性能的相容性，水化学的相容性，结构承载要求及力学分析的一致性。秦山二期在设计中运用了国际成熟的核电设计技术，其中包括上百个国外引进的计算机软件，这些软件大多经过消化、吸收、工程应用开发，并在实践中进行计算验证。

        由于大亚湾核电站为三环路百万千瓦级机组，而秦山二期为二环路六十万千瓦机组，因此设计上差异很大，很多的设计参数需要经过专门的试验或计算得到；反应堆物理、热工、水力需重新进行计算，系统功能及管道力学需重新进行分析计算，设备及其载荷、抗震、疲劳分析都需要重新进行设计和分析。加上厂址条件不同，与厂址有关的输入并不相同。根据秦山二期的特点和具体情况，独立自主地完成了全部设计及分析工作，其中包括可行性研究、总体设计、初步设计和施工设计,涵盖了近100个子项，330个系统，5000余份技术文件，70000余张图纸。根据工程的特点，吸取了核电站运行的经验反馈及国际先进压水堆的设计思路，在秦山二期上作了相应的改进和优化，并根据当前国际上对核电站的安全要求，对系统和设备制定了相应的技术指标，并在设计中予以体现。其主要技术特点如下：

        3.1堆芯设计

         秦山第二核电厂是二环路的压水堆核电站，对堆芯而言，秦山第二核电厂是一个全新的设计。同时也与美国、日本的二环路压水堆核电站不同。秦山第二核电厂堆芯选用121个17×17的AFA-2G组件，其中带有控制棒组件33组，一、二次中子源组件各一组，从而可以直接运用我国为百万千瓦级核电站引进的核燃料组件及相关组件的设计和制造技术。AFA组件的选择有利于我国燃料组件的标准化。对这样一个全新的堆芯，反应堆及主回路系统要重新设计，除了物理、热工水力、力学的分析计算外，还开展了堆芯水力学试验及流量分配试验、堆内构件流致振动模型试验等大型科研攻关试验，以验证设计的正确性并为设计优化提供依据。

         由于是我国自主设计的第一座商用核电站，在设计中确保安全第一。为此燃料棒平均线功率密度为16.09kW/m，使得堆芯的线功率密度较引进的核电站降低了15%，亦较国际上同类两环路核电站低，提高了堆芯的热工安全裕量，与美国对先进堆的要求相一致，符合国际上进一步提高核电站安全性的趋势。在保证安全的前提下，尽量提高经济性。在秦山二期的堆芯设计中考虑到可采用先进的燃料管理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主参数确定

         秦山二期考虑了国内60万千瓦级汽轮发电机组优化设计的性能指标和特点，确定了秦山核电厂的主参数，在保证安全的前提下，主参数特别是流量和温度比较高使得每个环路的出力达到33万千瓦，比美、日二环路压水堆核电厂单个环路的出力（约29.5万千瓦）都要高。

         在引进的火电技术的基础上，针对核电参数及核电站用汽轮机的特点，重新进行了汽轮机组的设计，选择优化的模块组合，即，汽轮机高压缸选用BBO57N 模块，低压缸选用BB0474R模块，一高三低，高、低压缸之间设置两台汽水分离再热器。二回路热力系统选用三高、三低、一除氧的模式，提高了机组的出力和热效率；汽轮机组在平均水温（18℃）下出力为68.9万kW，夏季工况最高水温下出力为65万kW 。同时，发电机组在优化设计的基础上，提高氢冷的效率，使其最大出力达到70万kW。与此相适应，升压变压器在原先设计的基础上进行改进，从单相每台24万kVA，提高到25万kVA，从而满足将汽轮发电机组的出力扣除厂用电外全部输入电网的要求。

        可以看到，秦山二期汽轮发电机组的出力是在同类型二环路压水堆核电站中最大的，核电厂的毛效率近34%（夏季工况），亦是二环路核电厂中比较高的。所采用的汽轮发电机组和升压变压器亦是目前国产机组中容量最大的。

        3.3反应堆本体设计

        反应堆本体由燃料组件及其相关组件、堆内构件、反应堆压力容器及其支承、控制棒驱动机构、保温层和堆顶结构组成。

        为了提高反应堆压力容器的工作寿期，减少快中子注量率对反应堆压力容器的辐照损伤，在反应堆本体设计中采取了加大堆内构件与反应堆压力容器之间环形空间的水层厚度等措施，使得反应堆压力容器寿期末内表面的快中子注量计算值为1.2×1019n/cm2,低于设计限值5.0×1019n/cm2,远小于所参考的法国核电站的快中子注量，保证了反应堆压力容器40年的工作寿期，预计可达到60年。

        秦山二期堆芯设计的特点：相对少的燃料组件和相关组件，相对增厚的水层、两环路的布置和恰当增加的环路冷却剂流量，要求重新进行反应堆系统的水力学设计，为此开展了相应的水力学模型试验和计算分析，其中包括冷却剂在反应堆压力容器内部的压降分布、堆芯入口和出口的流量分布、堆芯流道、堆内旁流份额、局部流体速度等水力特性试验。根据试验研究结果优化了流道结构设计，调整了流量分配板的设计，保证了堆芯流量的均匀分布，以满足堆芯热工设计的要求，计算出了各部分的阻力系数，为确定主泵扬程提供依据。鉴于反应堆堆内构件设计属非原型二类，为了验证上述改进在流致振动上是安全的，根据核安全法规的要求，不仅作了1∶5的流致振动模型试验，理论分析计算，还在调试阶段在实堆上进行了流致振动实测。通过堆上实测及实测前后的全面检查，验证了流致振动的影响满足核安全法规的要求，同时实测数据、模型试验和计算分析结果相互之间符合得比较好。流致振动在堆上进行高温、高压下的实测，技术难度相当大，国外也只在少数堆上进行过，国内尚属首次。

        驱动线设计是另一项重要的设计内容，它直接关系到反应堆的运行安全。落棒时间是安全停堆的重要考核指标。为了验证设计，除了对影响驱动线性能的各项因素进行试验分析外，还进行了驱动线热态综合考验以验证控制棒驱动线在正常工况下的运行性能和落棒性能，驱动机构的寿命、导向筒组件的导向性能及控制棒磨损等。此外，还通过多点激振的地震试验，验证了控制棒驱动线在地震条件下的运行特性、落棒功能等。

        压力容器采用容器法兰——接管段整体锻件，堆芯筒体单个锻件，取消了活性区部分的焊缝，大大改善了压力容器的耐辐照性能。材料的脆性转变温度（RTNDT）低于-20℃，保证了在设计寿期内不发生脆性断裂。

        按规范对反应堆压力容器进行了在各种工况下完整的力学分析，包括应力分析、疲劳分析、断裂分析。由于两环路的特点，在压力容器上设置了安注接管，因此还对安全注入时引起的热冲击进行分析。

        3.4反应堆冷却剂系统设计

        反应堆冷却剂系统包括反应堆压力容器、堆内构件、控制棒驱动机构、蒸汽发生器、反应堆冷却剂泵、稳压器、主管道、波动管以及相关的阀门等。

        两条环路采用对称布置，在压力容器上进出口接管夹角为60°，与所参考的法国核电站相比，主管道冷热段夹角由50°改为60°，增加了主管系的柔度，有利于热膨胀的补偿和地震载荷的缓冲。稳压器波动管，在国内首次采用了倾斜式逐步提高坡度的设计，以减少波动管内冷热水分层引起的应力不均而造成的疲劳损伤。

        在设备设计和选型上，采用国外核电站中一些最新技术。反应堆压力容器采用冷顶盖设计，通过旁路用较低温度的入口冷却剂冷却顶盖，降低了顶盖在运行时的温度。此外，将驱动机构管座材料及焊材改为性能好的Inconel690，从而防止驱动机构管座与顶盖焊缝产生裂纹的可能性。蒸汽发生器的设计，在管子数量、排列方式、支承板的型式（拉制的四叶梅花形孔）等作了重大改进，使其传热效率、流动阻力有明显改进，传热面积为5630m2，大于设计要求的裕量。蒸汽发生器采用带管嘴的整体锻件，锥形锻件带直管段，传热管采用Inconel 690，改进了给水环管及其支管的设计，并在其下方增设了残渣收集器，改进了汽水分离器的设计，提高了蒸汽出口的干度（干度99.9%），提高了水质要求，改善了蒸汽发生器的运行性能及可靠性。通过改进反应堆冷却剂泵的设计，使泵的效率提高到79%，较法国核电站72%的效率高，一年可省电400多万千瓦时。主泵还采用了耐高温的机械密封，提高了机械密封的可靠性，并在全厂断电事故情况下不致由于机械密封失效而导致主冷却剂系统泄漏，使事故进一步扩大。稳压器的比容积由0.144增大到0.162，在系统升温、负荷阶跃变化、甩负荷等工况下，能更好地补偿压力波动，提高系统的运行稳定性。

         出于技术和经济上的考虑，除自主研制的设备外，秦山二期设备采购自不同国家的供应商。这样就出现一个标准规范相容和接口协调一致的问题。处理这类问题的原则是，设备功能一定要满足系统设计的要求，即设计选用的RCC-P规范的要求，设备设计的规范除满足供应商本国所适用的设计规范（例如ASME）外，还需要满足设备采购技术规范书规定的以设计选用的RCC-M为准的特殊要求或补充要求，以达到标准规范上的自洽一致要求。在处理大量的接口问题上，特别关注材料的相容性问题，水质和水化学的相容性问题，以及在力学分析和水压试验上的一致性问题。这样，科学合理地处理了多国标准规范的相容性和复杂接口的一致性，从而使秦山第二核电厂的综合技术性能达到了20世纪九十年代国际上同类核电站的同等水平。

        3.5核辅助系统及安全系统的设计

         根据秦山二期核电厂的特点和总的设计要求，参考相关的成熟电站的设计和运行反馈的经验，在设计中进行了一系列的改进，诸如：（1）鉴于二环路核电厂在大失水事故（LOCA）情况下，一条环路管道断裂失水所占的份额较三环路大得多，为了保证堆芯的冷却，安全注入系统增设了反应堆压力容器上的两个直接安注，以提高安注系统的有效性。同时为了保证在主蒸汽管道断裂事故时，高压安注浓硼注入的有效性，在安注的前3分钟通过硼酸注入箱注入主回路冷段，3分钟后再打开旁路直接注入反应堆压力容器，从而抑制了由于温度效应而引起的正反应性突增，经过详细的事故分析，上述配置方式，能满足安全要求。（2）鉴于二环路核电厂在主给水管道断裂事故情况下，应由完好的蒸汽发生器所带走的热量较三环路每台蒸汽发生器大得多，按所参考的核电站设计辅助给水系统即二台电动泵（2×50%）、一台汽动泵（1×100%）经母管向蒸汽发生器供水，已不能满足安全的要求。因此，秦山二期辅助给水系统A、B两列中的每一列分别采用一台汽动泵和一台电动泵，系统中能动部件的冗余度为4×100%，提高了系统可靠性，它与当前先进压水堆的研究方向相一致。（3）余热排出系统亦根据二环路特征，作了相应的修改。两个系列由并联的两条吸水管路分别从两个环路的热段取水，汇总后经两台余热排出泵打入出水母管。出水母管又分成两路，一路接旁通（用于主回路温度调节），一路分别接两台余热排出热交换器。这两路汇总后，再一分为二，分别接入不同环路的冷段，从而提高了系统的可靠性。（4）根据二环路的特点，大气排放系统采用每条主蒸汽管线并联两个排放阀，以满足单一故障准则。（5）秦山地区海水中泥沙的含量很高，为了防止循环水系统特别是安全厂用水系统的泥沙淤积，作了大量的试验研究，包括对有些安全有关设备如安全厂用水泵及板式热交换器的防海水腐蚀及泥沙淤积的措施和实验，如流道的流速设计，板式热交换器的反冲洗等，实践表明这些试验研究和措施是成功的。（5）为了提高蒸汽发生器运行水质，减少传热管故障，二回路系统增设了凝结水全流量精处理系统。

        3.6主厂房设计

         根据二环路的特征，对反应堆厂房进行了重新布置和设计；国内首次在核电站厂房设计中采用三维设计技术，保证了设计质量，提高了效率。根据厂房布置的实际情况，将安全壳的扶壁由四扶壁改为两扶壁，并据此进行了双锚固360°包角预应力钢绞束系统的设计。调试阶段反应堆厂房经1.15倍设计压力下的强度试验和密封性试验，结果表明安全壳的整体密封性及结构整体性能完全满足设计要求，安全壳24小时整体泄漏率仅0.0473%W/d，远小于标准规定的最大允许泄漏率0.164%W/d。

         由于秦山地区潮位涨落比较大，当核电厂按干厂址设计时，循环水的提水高度太大，因此，秦山二期工程将常规岛厂房的标高整体降低7.2米，以减少循环水系统消耗的厂用电，这一改进需解决核岛厂房与常规岛厂房之间的大量接口，包括主蒸汽管道防甩击，核岛厂房防水淹及凝汽器安装等问题。常规岛厂房降标高的设计在国内尚属首次。

         在国内首次对新机组采用计算分析的方法进行汽轮发电机组的基础设计，经过专家评审和现场静态、空载和满载的振动实测，考核了计算的方法和程序，设计是成功的。 3.7在控制、保护和信息系统方面，吸取了当前在集成电路和计算机技术发展方面取得的最新成果，成功地开发了采用集成电路的反应堆保护系统和棒控棒位系统。采用以分布式计算机系统为基础的电站计算机系统，并在常规岛控制上采用分布式计算机控制系统；以及三废系统采用数字化控制系统等，为今后新建核电厂开发全数字化的控制系统积累了经验。 3.8严重事故及超设计基准事故的缓解措施

         根据新一代核电站在防范和缓解严重事故上的研究，秦山二期亦作相应的研究和改进。 (1)设置第五台核安全级的应急柴油发电机组，以缓解全部失去厂内外电源的严重事故。第五台柴油发电机组既可用作失去全部电源时的附加电源，又可替代原有的应急柴油发电机组，以提高核电厂可利用率。（2）采用安全壳卸压过滤器系统，以防止安全壳在严重事故下超压失效，保持安全壳的完整性，同时使向外排放的放射性剂量维持在允许水平以内。通过分析比较采用湿式滑压卸压过滤系统，由文丘利水洗过滤器和金属纤维过滤器两级组成，其气溶胶的过滤效率大于99.9%，碘的过滤效率大于99%，有机碘的过滤效率为80%，优于砂堆过滤器。此外，还对丧失蒸汽发生器全部给水，丧失全部热阱，二个系列的低压安注泵或二个系列的安全壳喷淋泵完全失效，紧急停堆装置拒动故障等超设计基准事故进行了分析，并采取相应的缓解措施。 4、施工安装的改进

         施工、安装、监理、项目管理，包括质量、进度、投资三大控制均完全立足于国内，同时还有创新，重要的有：

        4.1安全壳穹顶的整体吊装

        为了实现这个目标，详细分析穹顶及其内部安装构件和管道载荷，吊具载荷，风力载荷，起吊装置在不同高度、方位、角度下的起吊能力，以及穹顶刚度及可能变形，并拟定了安全壳上部筒体周长和穹顶周长及直径控制措施，以及与安全壳上部筒体对接及间隙调整措施等。

        由于作了充分的科学分析和准备，创造性地首次在国内完成了穹顶一次整体吊装成功的任务。

        4.2主设备的安装

        针对主设备在结构上的特点，专门设计了压力容器V型翻转架装置，蒸汽发生器翻转装置，堆内构件吊装工具，稳压器专用吊具，压力容器顶盖吊装工具，以及驱动机构Ω焊缝的自动焊机及切割机，并拟定相应的施工方案和程序，以及主管道、稳压器波动管的焊接工艺和施工程序，从而保证了主设备的安装质量和进度要求。 4.3混凝土涡壳泵的安装

         混凝土涡壳是一个巨大的钢筋混凝土结构，与海水接触的面应具有抗海水腐蚀抗泥沙冲刷的能力，为此研制了高强度混凝土C60的配比。同时四台涡壳的浇注有的可能在炎热的夏天，有的可能在寒冷的冬天，而C60高强度混凝土在浇注过程中容易出现开裂。为了保证施工质量，制订了一套混凝土浇注及养护温度控制的措施，以保证施工质量。

        4.4电缆敷设软件的应用

         通过电缆敷设软件编制和组织电缆敷设及准备工作，提高了工效，加速了进度。同时为竣工记录提供了确切数据和电子文件。

        5提高设备国产化的能力

        秦山二期通过科研攻关、自主研制、引进技术、合作制造等措施，提高了设备国产化的能力。（1）反应堆压力容器。第二个机组的反应堆压力容器由国内自主设计并独立制造，首次实现压力容器的国产化。根据国内制造厂的技术和装备条件，将带极电渣堆焊改为带极埋弧堆焊，两层堆焊，其表面光洁度达到规范要求。秦山二期压力容器采用Inconel690作为安全端的过渡段；根据国际上的最新经验，CRDM在压力容器顶盖上的贯穿管，以及筒体底部中子测量管座与压力容器的焊缝亦采用Inconel690的焊材（I52，I152），以提高设备抗应力腐蚀的性能，防止焊缝产生裂纹的可能性，鉴于I52和I152国内首次在安全端上施焊，技术装备上还达不到国外先进水平，且国外也很少先例，因此，在焊接工艺及超声探伤上，需进一步改进。根据国内装备的条件，制定相应的机加工工艺，特别是需精加工的接口尺寸，其精度达到规范要求。制定CRDM贯穿管的冷装胀接工艺，以达到规范要求的胀接力的要求。（2）蒸汽发生器。第二个机组的蒸汽发生器由国内制造，其关键技术有管板Inconel690堆焊技术、管板深孔钻加工及检验技术、传热管安装、液压胀管及密封焊技术，以及防振杆安装及固定技术等，产品达到100%合格。（3）堆内构件，第二个机组的堆内构件由国内制造。秦山二期的堆内构件采用焊接结构，因此需掌握相应的焊接工艺和检验技术。堆内构件是精加工的产品，除了吊兰和导向筒外，全部机加工、组装，以及最终机加工在国内完成。（4）控制棒驱动机构（CRDM），历经电磁、原理、工程样机的试验研制，并最终经高温、高压下的综合考验，完成了850万步的考核，远远超过设计要求，达到国际先进水平。为了实现电磁线圈的国产化，对线圈骨架、耐高温导线，以及灌封材料和工艺进行大量的试验，攻克了技术难点，达到了技术指标的要求。（5）、稳压器的研制。二个机组的稳压器均由国内制造，其关键技术有高功率密度电加热器的安装和自动焊，喷淋器的安装以及卸压阀、安全阀和喷淋阀接管对热冲击疲劳损伤的分析和试验等。（6）装卸料机，历经抓具、传动装置、小型多盘式制动装置、数字式无级调速、PLC（可编程控制器）逻辑控制等的科研攻关，并通过工程样机的考核，成功制造了两台装卸料机，其性能优于引进核电厂同类设备的水平。（7）密集型乏燃料贮存格架的研制，它以高纯度的镉作为中子毒物材料，明显提高了单位水池面积贮存乏燃料的能力；其关键技术有乏燃料贮存单元的密封焊、成型、探漏等。（8）超级管道的研制，它是连接核岛和常规岛的重要设备，每根管道上安装有2个大汽排放阀，7个安全阀，端部安装有主蒸汽隔离阀，为核安全二级，要求能抗地震。主要关键技术有大口径、厚壁、新材料（TU48c）管道的轧制技术，精密机加工技术和焊接技术，都取得了成功。（9）大型汽轮发电机组的国产化。核电站用汽轮机组蒸汽参数较低，且为饱和蒸汽，因此蒸汽量较大，汽机的通流部分要重新设计，以增加通流面积；结构上增加了高压防浸蚀、低压去湿的措施；末两级叶片上堆焊防浸蚀层；此外，还采用了油蜗轮增压泵，可控反动度整体自带围带叶片等国内、国际先进技术。发电机组在火电60万千瓦机组的基础上，通过改进冷却效果包括转子汽隙取气等，使额定出力提高到65万千瓦，最大出力提高到70万千瓦，完全由国内制造。其他还有核二级和核三级的专用设备，核岛主设备的支撑和专用工具及燃料转运装置、人员闸门，以及安全壳钢衬里的材料和焊材等的研制。此外，大量的通用设备如风机、冷冻机、阀门、电器、仪表及机柜等，通过升级改造，加强质量保证措施，提高抗震能力，并通过环境试验、抗老化试验，使其满足核安全的要求。

       6、调试技术的创新

        秦山二期实施与国际接轨的、由业主负责、组织、独立自主地完成全部调试任务，包括单系统独立试验，冷态功能试验，热态功能试验，首次装料，临界前功能试验，临界和低功率试验，功率提升及核电厂综合功能试验等几个阶段，总共试验项目达760项，涉及到300多个系统，20多万台设备。做到了一次水压试验成功，一次安全壳强度及密封性试验成功，一次汽轮发电机组非核蒸汽冲转成功，一次核燃料装载及临界试验成功以及后续的并网、提升功率、168小时满功率运行考验的成功，总共只用了409天（13.5月），是国际上首堆调试时间最短的，达到国际先进水平。

        在调试启动过程中还有大量的改进和创新，主要有：（1）主系统水压试验，采用在动态工况下，控制流量偏差来控制系统升降压速度和稳定系统压力，达到升降压速率控制在0.1MPa/min左右,低于限制值0.4MPa/min。系统水压试验打到1.33倍的设计压力，即22.9MPa。（2）安全壳强度及密封性能试验。强度性试验压力为1.15倍的设计压力，在筒体四个方位各布置一组铅锤线测量筒体三个不同标高的径向和切向变位，以及筒体高度的变化，在筒身、设备闸门的周围、穹顶、底板及加腋区布置76个应变计测量局部应变。测量结果，筒体最大切向应变为380με，纵向应变为180με，符合规范要求。密封性试验在安全壳内布置63个温度和湿度测点，通过温度、压力变化，计算确定24小时的整体泄漏率，结果仅0.047%安全壳空气质量，远小于验收准则0.164%。（3）500KV零起升压，利用电厂应急柴油发电机进行500KV零起升压，由6KV母线，经厂变、主变将电压升至500KV，实现了设备的绝缘及耐压检查，解决了因500KV线路建设迟后带来的困难。（4）反应堆堆内构件流致振动的堆上实测。根据核安全法规要求，对于无参考电站的首堆要进行流致振动的堆上实测，秦山二期对堆内构件吊篮及受力最大的控制棒导向筒进行了堆上实测；并通过在空气中对吊篮和下部仪表支撑柱（BMI）固有频率的实测和理论分析，对两者在流致振动下的行为进行分析评估。堆上实测试验工况包括不同工况下，双泵、单泵运行，及其启动、惰转等38项试验。试验验证了流致振动对堆内构件的影响很小，其高周疲劳损失因子很低。（5）汽轮发电机组的非核蒸汽冲转，利用主泵动能及稳压器加热器所产的非核蒸汽，在反应堆装料前对汽轮发电机组进行冲转，可以使常规岛的调试提前，而且可以省去调试锅炉的投资。60万千瓦核电汽轮机组是一个大型机组，能否实现这个目标，需进行分析，为此对非核蒸汽的产生量和汽轮发电机组达到满转速所需蒸汽量进行了计算，以保证冲转一次成功。（6）在调试过程中还对核电厂主要运行特性进行了测试，其中有临界试验，蒸汽发生器设计裕量及干度试验，汽轮发电机组出力及热耗试验等，证明核电厂的主要运行特性满足设计要求。（7）在调试过程中还对核电厂的安全性能进行了测试，其中有主泵惰走测定，控制棒落棒时间测定，反应堆冷却剂系统自然循环试验，甩负荷孤岛运行试验及全厂断电试验等，证明核电厂的安全性能符合规范要求，达到设计指标。（8）利用计算机软件对核电站甩负荷孤岛运行进行了模拟分析，以验证核岛各控制系统的相互协调能力，及整个系统的综合控制能力，以避免在甩负荷事故时出现跳机停堆的现象，提高核电厂的运行安全性及可靠性。

        7、工程项目管理

        （1）项目管理模式

        为了保障工程建设的顺利进行，秦山二期建立一个严密的组织机构，采用科学的管理方法实现“质量、进度、投资”三大控制。秦山二期的组织机构采用三个层次的管理，即决策层、管理层、合同执行层。董事会为决策层，总经理部为管理层，合同执行层为各合同承包单位。秦山核电二期在国内首次实施了“业主负责制-招投（议）标制-工程监理制”的项目管理模式，即实施了董事会领导下的总经理负责制，总经理部是实施项目管理的实体；实施了招投（议）标制，设计总包，施工安装总包，设备采购多国合同供货；实施了核电建设中首次引入的监理制。

         （2）设计管理

        主要包含了文件管理、接口管理、设计验证、设计修改等方面。秦山二期600MWe核电机组在国内是第一次设计，在设计验证上采取了一系列措施，在各个不同阶段通过专家审评进行验证。例如：在总体设计阶段，主要评审主参数及主设备选择、主厂房布置、主要系统及其功能确定。

         在初步设计阶段，选择24个专题进行评审，其中包括关键系统、关键子项、关键设备的设计，诸如堆芯核设计、安全壳设计、反应堆压力容器设计、专设安全设施设计，对于设计和审评中提出的问题。还组织了国外专家咨询，以吸取国外专家的经验，确认方案选择的可行性。

         在施工图设计阶段，除了按照设计管理程序进行必要的管理外，还专门组织了设计复查，重点是接口复查。同时还采用计算机辅助设计软件进行三维设计，三维模型涵盖了土建、管道、电气、通风等工种，实现多工种协同工作，直观检查、消除碰撞。

        （3）质量控制

         质量活动在国家核安全局审评认可的的质量保证总大纲下开展的，质量保证总大纲已修订至第5版。在工程现场，建立了联营公司、中原核电建设公司和施工单位三级质保，监理公司和施工单位两级质检的质量保证体系，并明确了各承包商是质量的第一责任人。

         在工程施工方面，各承包商均设立了独立的质量保证部门，负责制定质量保证大纲和验证质保大纲的有效性。各承包商编制和修订的质保大纲必须经过联营公司质保处审评认可。在设备采购方面，主要包括供应商资格评定、采购技术规范书的制定、接口协调和管理、质量计划审批和制造过程中的见证管理，以及性能测试和出厂验收管理等，分别由设备处、质保处和设计院负责，通过三方的优势互补，确保了采购设备的质量。在调试方面，质量控制是通过调试队内部的质量控制、调试的质保监督、调试启动委员会的审查、严格的核安全审评和控制点的释放等方面来保证的。

        （4）进度控制

         按国际惯例，首座核电站的建造需要72个月，但是，根据二期的特殊情况（主要是土建施工设计出图），二期制定了一份极为独特的二级网络计划：土建29.5个月（从第一罐混凝土到安全壳封顶，比惯例延长4个月），安装26个月（从安全壳封顶到一回路水压试验结束，比惯例压缩2.5个月），调试16.5个月（从一回路水压试验结束到投入商业运行，比惯例压缩1.5个月）。实际土建29.5个月，安装27.5个月，调试13.5个月。

         秦山核电二期工程采用了网络进度控制，分级进行管理。根据二期工程的特殊性，我们创造性地采取了“安装提前进入土建、调试提前介入安装、运行提前介入调试”的三个提前介入的措施。“三个提前介入”，按照责任不转移的原则，突出了工程各个阶段的重要目标，优化了阶段间的接口，促进了工程的进度。

         （5）投资控制

         二期总投资是148亿元。我们在学习二滩水电站建设经验的基础上，参考大亚湾核电站和秦山一期工程的建设经验，结合秦山核电二期工程的具体情况，主要通过按不同层次制订了投资控制的制度和招投标制度，严格实施货比三家，科学地进行成本分析，从严控制概预算。

        （6）项目管理的特点和难点。

        秦山核电二期工程自批准建造之日起，国家就确定了“以我为主，中外合作”的方针，这个方针努力在工程建设中得到了认真贯彻。但是，二期的实际情况使工程项目管理上具有特点和难点。第一、项目的建设方针在实施过程中有重大调整一是1989年国际形势的变化使中外联合设计的模式中断，改为自主设计、以大亚湾核电站为参考，考虑到国内火电汽轮发电机组国产化的能力，将三个环路改为二个环路，整体布局作重大调整，给工程设计带来相当大的难度；二是用于购买设备的国外出口信贷额度从1.97亿美元增加到3 .85亿美元，使设备国产化的比例，从原定的70%下降到50%左右，其中相当一部分设备在第一灌混凝土前不到一年才确定供应商。三是设备采购由于前期设计、设备选型主要根据一国（法国）的设备进行，因此采购也主要面向一国，但因对方索要高价被迫转为多国采购，为此对已完成的施工设计须进行适应性修改，增加了设计、建造和调试工作的难度。第二、出图进度不能完全满足施工进度要求由于90年代初期的国家宏观经济环境的压力，秦山二期项目在设计图纸贮备量未达到通常核电站项目开工所需要求的情况下就开工建设。1996年初，已出的土建施工图只满足基础和底层的施工，按国际核电站惯例，应有60%-70%的图纸到位，最少要40%的图纸到位，才具备开工的条件。工程第一罐砼浇灌以来，现场始终受到设计供图严重滞后的困绕。第三、“以我为主，中外合作”是秦山二期项目管理最鲜明的特色。在设备国产化方面，通过科研开发、国外返包、技术转让等方式，实现了55项关键设备中的47项在国内制造，为核电设备的国产化打下了技术基础，二期的供应商涉及17个国家和地区，吸取了各供应商的技术特点，但同时要求对采购合同进行精心管理，特别是技术接口，进度协调，以及质量控制等方面。可以说，秦山核电二期工程“业主负责制-招投（议）标制-工程监理制” 的项目管理模式在由计划经济向市场经济体制过渡的社会大背景下，使核电站的建设由传统的、指令性的基建工程管理向市场经济、高层次的管理迈出了重要的一步。同时，经过各方面的严格管理，工程的质量、进度和投资得到了有效控制，1#机组比投资为1330美元/千瓦，远小于国内外同期建设的成本。2002年，1#机组负荷因子达到了74.9%，高于65%的设计值。截止10月31日，1#机组2003年的发电36.33亿千瓦时，预计年发电量将高达45亿千瓦时，负荷因子将高达78%。实践证明，秦山二期的项目管理是成功的。

        8、性能指标和实际达到的结果

        计划任务要求将本工程建成出力600MWe，负荷因子65%的商用核电站，建设周期72个月，二台机组投资控制在148亿内。实际达到的性能指标：额定出力650MWe，最大连续出力689MWe，自2002年4月15日投入商业运行至今负荷因子超过75%，投资控制在计划任务书要求之内，比投资1330美元/千瓦，小于人民币11000元/千瓦，是世界各国商用核电站中最经济的，建设周期比原计划提前47天。

        9、项目的创新性和先进性

        核电站的设计建设是一项高科技，具有高度综合性、集成性的系统工程，核电工程科学地、有机地利用各个专业领域里的先进科技成果，通过先进的项目管理，实现核电站预定的建设目标和技术指标。其创造性、先进性综合如下： 1、首次按照国际上先进的核电站建造标准，不经过原型阶段，自行设计和建造,调试和运行的商业化核电站，并获得一次成功，属国内首创，国外罕见.。 2、在反应堆热工安全裕量、安全系统的可靠性和冗余度、反应堆压力容器的耐辐照寿命上，满足国际上对下一代先进堆的要求，与国际上同类核电站相比具有较高的安全性。 3、首次在统一的标准规范体系下，在主设备上研制或选取了技术性能优越的设备，科学合理地处理了标准规范的相容性和接口的一致性，使核电站的综合技术水平达到国际同类核电站的水平，相当于国际上二十世纪九十年代水平。 4、核电站出力是同类二环路压水堆核电站中最大的，核电站的毛效率亦是同类核电站中比较高的，且比投资是世界各国商用核电站中最低的，具有明显的经济优势。

         10、作用和意义

        工程建成后，按负荷因子70%计算，每台机组每年可为国家提供40亿千瓦时电，合计已为国家提供电能超过75亿千瓦时。本项目的开发成功为600MWe核电机组的自主设计、自主建设、设备制造国产化、自主调试运行、自主管理打下坚实的技术基础。实施本项目所创造的技术资料、设计文件和图纸、软件、制造技术、施工技术和程序、调试技术和程序，以及质量保证程序等可用于新的600MWe核电机组的建设，并可用于百万千瓦级核电机组的开发。本项目的成功为核工业的军转民及第二次创业作出了开拓性的贡献。