“华龙一号”与AP1000反应堆保护系统分析研究

保护系统是反应堆的重要安全系统。该系统的作用是保护燃料包壳、一回路压力边界和安全壳的完整性。“华龙一号”与AP1000均为三代压水堆1000 MW级别堆型。选取典型漳州1#、2#机组和三门1#、2#机组的反应堆保护系统设备作差异性对比。从整体系统架构差异性到具体数字化仪控实现平台安全级分布式控制系统(DCS)进行全面的分析与对比。通过逐项的对比异同点,发现“华龙一号”和AP1000堆型的反应堆保护系统各有长处,在设备布置和信号传输方面存在较大差异。因AP1000堆型依赖非能动设计,降低了系统复杂度,保护系统设备数量也低于“华龙一号”。AP1000堆型的四序列反应堆保护系统架构和创新型设计可为后续三代改进压水堆的反应堆保护系统设计提供借鉴。

PSA技术在“华龙一号”核电机组运行优化中的应用研究

本文将PSA模型分析应用于电站运行管理工作梳理中,提出了基于PSA风险见解的风险薄弱项查找方法与管理优化流程,并且在“华龙一号”运行机组上进行应用实践,提出并实施“应急硼注入系统管理优化”,“附加柴油机接入方式优化”两项重要的管理与设计优化,研究表明,实施变更后机组功率运行内部事件一级PSA堆芯损伤频率降低约10%。本方法对于核电机组的PSA见解应用与运行安全提升,具有重要现实意义与推广价值。

华龙一号与AP1000核岛电缆通道设计的差异及探讨

文章从设计准则、次托盘与金属电缆管选择、通道过渡方式、通道支架设计4个方面阐述了华龙一号与AP1000电缆通道设计的差异,并从设计标准、非能动程度、模块化程度3个方面分析了差异存在的原因,为CAP1400建设,AP1000国产化,华龙一号(ACP1000)优化工程中的电缆通道设计提供参考。

华龙一号与CPR1000反应堆压力容器不锈钢堆焊对比分析

从焊接方法、预热温度、道间温度、焊接设备、后热温度、消除应力热处理、力学性能等方面研究了华龙一号与CPR1000在不锈钢堆焊方面的差异性。分析结果表明，华龙一号与CPR1000的不锈钢堆焊工艺评定方面存在部分差异，其产品的不锈钢堆焊层的焊接时焊接规范参数、预热温度、道间温度需要使用工艺评定记录中的数据范围一致，这与CPR1000不锈钢堆焊层焊接时使用工艺评定的数据要求值方面存在明显区别。

基于CPR1000与华龙一号核电机组蒸汽发生器水位控制差异性的培训策略浅析

对CPR1000与华龙一号核电机组蒸汽发生器水位控制系统进行分别介绍,并从系统配置、控制策略两个方面进行了对比分析。

华龙一号国际审查认证中结构完整性领域的实践和思考

为促进国际市场开发,中国广核集团有限公司开展了华龙一号核电技术方案英国通用设计审查(GDA)和欧洲用户要求认证(EUR)。核电厂构筑物、系统和设备的结构完整性是国际审查和认证的重点,为适应英国核安全监管和欧洲用户要求,项目团队采用分析法设计理念,以力学分析、试验和论证为关键手段,完成了英国版和欧洲版华龙一号的结构完整性分析评估和设计改进,全面满足了英国核安全监管和欧洲用户要求。通过华龙一号国际审查和认证,研究了结构完整性领域的相关技术要求,总结了审查过程中的实践和思考,可为华龙一号核电技术方案的持续改进和创新提供借鉴。

华龙一号反应堆假想事故下碎片床熔化过程的动态模拟研究

在核反应堆严重事故后期,压力容器下封头内碎片床熔化对内部传热特性、壁面热流密度和壁面消熔都具有重要影响。本研究基于ANSYS Fluent软件,采用相变模型和大涡模拟(LES)湍流模型对华龙一号(HPR1000)反应堆假想事故下碎片床熔化的动态过程进行了研究,预测了熔池形成过程的温度分布、速度场及壁面消熔的变化规律。结果表明,碎片床熔化开始后,升温速率降低,并逐渐趋于稳定;熔池温度逐渐呈现中上部相对均匀、底部具有较大温度梯度的分布规律,并且随着衰变热功率的增加,熔池温度均匀分布区域向底部扩展;壁面热流密度低于相应位置外部冷却的临界热流密度(CHF);但是壁面仍然出现了消熔现象,消熔最早出现在壁面内侧靠近碎片床上表面的位置,并逐渐向下扩展,消熔区域范围和深度随停堆后碎片床干涸时间的缩短而增加。本文计算结果可为碎片床相变传热和压力容器完整性研究提供参考。

华龙一号重要厂用水系统允许后撤时间优化研究

采用确定论和概率论相结合的风险指引型综合决策方法对华龙一号(HPR1000)机组重要厂用水系统(WES)运行技术规格书条款允许后撤时间(AOT)进行优化分析论证,包括预期变更的确定、纵深防御分析、安全裕量分析、概率安全分析(PSA)。分析结果表明,HPR1000机组WES系统一列不可用AOT由72 h延长至96 h是可接受的,符合HPR1000机组纵深防御原则和安全裕度要求,其风险增量满足美国核管会(NRC)管理导则RG1.174和RG1.177的风险可接受准则。在风险可控的前提下,可以进一步提高电厂运行的灵活性。

华龙一号反应堆177堆芯核设计

华龙一号(HPR1000)反应堆是我国具有自主知识产权的三代核电压水堆堆型。其堆芯由177个燃料组件组成,不仅具有较高的堆芯输出功率,而且具有较低的线功率密度使其具备较高的安全裕量。HPR1000反应堆平衡循环采用18个月换料策略,核电厂可利用率超过90%。采用IN-OUT换料方式,平均批卸料燃耗大于45000MW·d/t(U)。堆芯具有很好的反应性负反馈固有特性,仸何运行状态下的慢化剂和燃料温度效应均为负值。HPR1000反应堆采用2套独立的停堆系统,紧急停堆情况下即使1束最大价值的控制棒被卡在堆外,反应堆也能被快速有效地带入到停堆状态开保证足够的停堆裕量。HPR1000反应堆采用了机动性较好的Mode-G运行方式,基于Mode-G运行方式,HPR1000可以迚行负荷跟踪、负荷阶跃等机动运行。同时采用了在线监测系统,可以实时监测反应堆运行过程中的三维堆芯功率分布。

华龙一号反应堆堆腔注水冷却系统设计与安全特性研究

华龙一号反应堆采用堆腔注水冷却系统作为严重亊故的关键缓解措施,通过压力容器外部冷却实现熔融物压力容器内滞留(IVR)。针对系统的安全特性开展了深入的研究论证,包括严重亊故序列分析、熔融物失效迁移行为研究、临界热流密度(CHF)试验以及基于CISER程序的热工有效性论证。结果表明,华龙一号堆腔注水冷却系统(CIS)具有足够安全裕量,在严重亊故下可保证压力容器的完整性。

华龙一号反应堆本体屏蔽设计

华龙一号(HPR1000)在设计过程中,为了满足通风和安全要求,在反应堆周围增设了贯穿件,另外,为了辐射防护优化的需求,相对于二代核电厂对部分位置辐射分区进行了更为严栺的调整。为应对上述改进,HPR1000反应堆本体屏蔽设计引入了先进屏蔽计算方法,开展了堆腔漏束和深穿透屏蔽计算分析,提出了先进屏蔽结构设计方案。通过采取针对性的屏蔽设计,HPR1000反应堆本体屏蔽各项指标均达到了工程设计要求,能够保护工作人员的安全健康和仪器设备的正常工作。

华龙一号吊篮1:5模型试验流致振动响应计算分析

秦山核电厂二期堆内构件1:5模型试验的流致振动分析是利用试验数据外推得到的,目的是获得响应最大值。华龙一号(HPR1000)堆内构件1:5模型试验吊篮的流致振动响应分析采用了相类似的分析方法,最终获得了吊篮的位移和应变响应值。该方法首先进行HPR1000吊篮有限元模型建模,开通过模态分析获得了各阶模态的响应最大点的值与测量点的模态频率下响应值的比例关系,用该比例关系获得了吊篮的最大响应值。

基于NECP-MCX的组件均匀化计算及其在HPR1000中的应用

基于蒙特卡罗的组件计算程序可以处理复杂几何问题,同时不需要确定论组件计算程序中的共振自屏计算,但是蒙特卡罗组件计算程序在扩散系数和不连续因子的产生上存在一定困难。因此,基于连续能量蒙特卡罗粒子输运计算程序NECP-MCX,开发了组件均匀化少群常数产生功能,使用严格考虑中子各向异性的累积徙动面积法产生扩散系数,利用基模修正考虑中子泄漏对中子能谱的影响,提出网格面计数方法计算修正的组件不连续因子。根据VERA二维组件问题对网格面计数方法进行了验证,并将NECP-MCX用于我国自主化核电“华龙一号”零功率启动物理试验的模拟计算。结果表明,与设计值对比,临界硼浓度、等温温度系数、控制棒积分价值的计算偏差均符合工业限值要求。该程序可以产生可靠的组件均匀化少群常数,计算精度符合工程计算的要求,为该程序在新型反应堆中的进一步应用打下了坚实基础。

基于华龙一号的混合氧化物燃料组件特性研究

结合我国核能发展需求,以华龙一号堆型作为研究对象,利用SCIENCE软件进行混合氧化物(MOX)燃料组件中子学特性研究,为后续华龙一号机组大规模装载MOX燃料组件,实现闭式燃料循环奠定理论基础。针对CF3燃料组件初始富集度、卸料燃耗及堆芯运行参数等影响因素开展数值分析,评价组件布置方案、钚向量、钚总装量(钚含量)及基体铀组分等因素对MOX燃料组件的反应性等关键中子学参数的影响。数值结果表明,MOX组件采用周边布置方案时,有利于实现更好的反应性控制能力,从而降低反应性控制压力,有利于更好地利用现有的堆芯设计条件,实现钚资源的利用。在增加燃料棒中易裂变核素组分时,导致组件能谱硬化,使得反应性反馈能力和反应性控制能力进一步减弱。针对现役华龙一号型堆芯核设计方案,可能需要增加额外反应性控制手段,实现燃耗过程中MOX燃料组件的反应性控制。

三代核电“华龙一号”标准体系研究

研究了中国三代核电"华龙一号"(HPR1000)的标准体系,重点研究标准体系的顶层设计。总结了HPR1000所采用标准的现状,明确了标准体系的研究范围;初步明确了标准体系顶层框架分层划块的总体结构,提出了HPR1000的梳理分析方法,并以总体设计为例说明了梳理分析过程,从而为标准体系的顶层设计提供必要的研究依据,也为后续进一步理清HPR1000标准之间的逻辑关系提供建议。

华龙一号“177堆芯”特点分析

华龙一号(HPR1000)压水堆核电厂最显著的技术特征是反应堆采用由177个燃料组件构成的堆芯(简称“177堆芯”),具有完全的自主知识产权。为深入分析其特点,本文介绍了“177堆芯”的主要技术特征,并在燃料组件及控制棒组件数目方面与157个燃料组件构成的堆芯(简称“157堆芯”)进行了对比分析;对2种典型反应堆堆芯(“177-A堆芯”与“177-B堆芯”)装载方案的异同进行了叙述和评价。结果表明,与“157堆芯”相比,“177堆芯”在安全性和经济性方面更有优势;2种典型堆芯的首循环装载布置各有所长,在可燃毒物选材上,“177-B堆芯”优于“177-A堆芯”。最后,从取消堆芯中央位置控制棒组件、设置堆芯径向金属反射层、实施无中子源启动、分批装载自主化燃料组件以及优化堆芯活性段长度等5个方面给出了HPR1000反应堆堆芯的优化建议。

华龙一号机组设备技术准备的探索与实践

目前国内核电厂均无法按照AP-913《设备可靠性管理流程》在系统设备移交前完成设备数据收集、系统设备分级、预防性维修大纲编制等设备可靠性管理相关的生产准备任务,导致电厂投入运行的前几年系统设备技术问题无法得到有效解决。为了解决该问题,从核电厂技术管理需求出发,参考同行电厂在生产准备阶段的良好经验,结合华龙一号机组工程管理特点,建立了一套完整的设备技术准备方案,并通过福清核电站5号机组的实践来验证其效果。验证结果表明,该方案可以高效地完成华龙一号(HPR1000)机组设备数据收集、设备分级、预防性维修大纲编制等重要技术准备任务,在进度、质量方面相对于同行电厂都有显著提升,具有较高的推广应用价值。

基于系统工程方法的HPR1000应急堆芯余热排出系统设计研究

为进一步提高核电厂的经济性与竞争力,基于系统工程方法,针对"华龙一号"核电机组(HPR1000)应急堆芯余热排出系统开展设计研究,综合考虑安全性、经济性以及技术成熟度等要求,以核电厂工程应用和核电厂整体技术指标最优为目标,构建系统评估指标体系,并运用层次分析法(AHP)分析应急堆芯余热排出系统的最优化设计方案。研究表明,取消汽动辅助给水系统,将非能动余热排出系统(PRS)的功能扩展至缓解预计运行事件和设计基准事故可能是HPR1000应急堆芯余热排出系统更为优化的方案。

三代核电反应堆压力容器结构对比

通过对国外核电技术的引进、消化和创新,我国核电已经走上了蓬勃发展的道路,目前我国主要建造的核电厂以三代核电为主。主要分为CAP1000、AP1000和华龙一号等堆型,而其中反应堆压力容器是安置核反应堆并承受巨大运行压力的密闭主容器。文章对比了以上几种堆型的反应堆压力容器结构特点,并分析了其中的优缺点。

国内外大型先进三代压水堆设计分析

围绕国内外的大型先进三代压水堆主流型号,包括美国AP1000堆型、法国EPR堆型、俄罗斯VVER-1200堆型、中国"华龙一号"(HPR1000)和"国和一号"(CAP1400),开展这些压水堆型号的演变历史、设计分析能力研究,简要分析国内压水堆设计分析方面存在的不足和建议措施,为后续这些方面的重点发展和研究提供方向性的参考,早日实现从核电大国向核电强国的跨越发展。