秦山核电厂会同国内外有关单位，通过故障现象检查、失效机理判别、堆芯流场分析(CFl))、流致振动分析(FIV)以及断口取样分析和计算，查明故障原因是：

　　(1)原I型支承柱结构连接件过多，M56螺母、螺旋扣的防松焊接薄弱，在水流作用下点焊断裂，起不到防松作用。

　　(2)原II型支承柱的固定螺钉的加销点焊防松结构可靠性差，在水流作用下，使十字座M8螺钉的防松销点焊断裂，进而使螺栓松脱，造成十字座下落。

　　上述设计缺陷的存在使堆芯吊篮下部结构的承载能力不足以抵抗客观存在的流致振动载荷和热载荷，在运行中紧固件和防松点焊发生了疲劳断裂。结构部件的失效降低了吊篮部件的防断支承组件的固有频率，导致流致振动的载荷进一步加大，加上松脱部件在水流作用下产生的磨损和冲击作用，加剧了部件的进一步损坏，并影响到相邻的部件。

　　3修复方案

　　水下电视检查发现，支撑堆芯的吊篮底板、流量分配板和堆芯下板没有失效，因此，吊篮部件损坏的修复是可行的。这是吊篮可以修复的基础。

　　为了防止类似损坏继续发生，损坏部件和原来设计不合理的地方必须进行重新设计，损坏部件必须按照修复方案进行修复。

　　综合考虑安全性、经济性等因素，秦山核电厂提出了修复方案需要满足的两条基本原因：

　　第一，修复件或更换件的设计寿命不少于20年，即原吊篮设计的剩余寿命。

　　                                        图3

　　第二，修复方案尽可能保持原设计的重要水力参数，如流场、流量分配不均匀系数等。符合本原则的修复方案实施完成后，无须再做流场试验，核安全局即可同意重新启动反应堆。

　　基于以上吊篮部件损坏的原因分析和设计原则得到的修复方案通过了国家核安全局审查和批准。