大型先进压水堆核电站关键设计软件自主化与COSINE软件包研发

本文介绍了国内第一套完全具有自主知识产权的核电厂工程设计与安全分析软件"COSINE"软件包的研发实施情况,对COSINE的技术目标、技术路线、研发进展和取得的技术成果等方面进行了阐述。本文给出了核电软件的评价模型定义和开发方法,并对COSINE软件包在开发过程中不同阶段的技术成熟度和应遵循的研发4个阶段进行了解释。COSINE已具备压水堆核电站堆芯物理—热工水力及系统安全分析的核心功能,取得的研发成果将在具备自主知识产权的CAP1400机组或其他压水堆机组上推广应用。

大型先进压水堆核电站重大专项项目管理实践

为了能够做好“大型先进压水堆核电站重大专项”的项目(课题)研究,项目(课题)承担单位必须要建立有针对性的创新科研管理体系。在科研创新总体规划的指导下,按照项目策划、申报立项、实施管理和验收管理四个步骤开展工作,通过抓好项目策划的四个方面,申报立项与课题实施的一体化管理,实施管理中的进度、质量、风险、费用和会议五个环节,验收管理中的三项验收任务和五大报告,对承担或参与的压水堆专项项目(课题)进行分阶段管理,实现了预研一批、储备一批、申报一批、实施一批的良性滚动发展路径。

一体化先进压水堆小型核电站堆芯燃料管理设计

采用SCIENCE核程序包进行装载方案的设计计算,确定了满足设计准则的各个过渡循环至平衡循环的堆芯。选择合理的平衡循环堆芯燃料的富集度、换料燃料组件数以及各循环的装载和换料方式,使平衡循环达到预定的2 a换料循环长度。堆芯采用低泄漏"内-外"式布置,旧燃料组件布置于堆芯外区。第一循环堆芯,高富集度的组件置于堆芯外区,低富集度的组件排列在堆芯内区。第二循环堆芯装入44个富集度为4.95%的新燃料组件,同时卸出44个旧燃料组件,旧燃料组件布置于堆芯外区。第三循环开始到反应堆寿期内的所有堆芯,都只使用含0、12和20根载钆燃料棒的燃料组件。各循环燃料组件最大卸料燃耗满足设计准则要求。

先进压水堆核电站关键技术研究开发综述

“九五”期间,我国开展了对先进压水堆核电站关键技术的研究和攻关。研究的领域涉及到核电站的安全性、经济性、建造和运行等方面的内容,开设了工程设计技术、先进反应堆设计技术、数字化仪表与控制系统、非能动安全系统和核电站工程及信息管理技术等5个研究课题。在此期间,许多研究成果已经用于工程,收到很好效果。“九五”先进压水堆核电站关键技术研究对我国新一代压水堆核电机组的开发和科研打下了坚实基础。

《大型先进压水堆及高温气冷堆核电站重大专项资金管理实施细则(试行)》

发布单位：国家能源局综合司发布时间：2016年1月22日 宅窑：对核电专项资金实行课题承担单位法人负责制，法人单位是课题资金管理的责任主体，坚持资金来源多元化原则，对各渠道资金均按照“专款专用、单独核算、注重绩效”的原则使用和管理。核电专项中央财政资金按照专项组织实施的要求和课题的特点，采取前补助、后补助等财政支持方式。对于基础性和公益性研究。

大型先进压水堆及高温气冷堆核电站：发展先进核电第一步

由于安全性得不到很好的保障，核能的使用在世界上曾一度黯然失色。随着技术的不断攻克，安全性得到了更好的保障，现阶段世界上开始了新一轮的核能复苏浪潮。伴随着A1000的引进，我国的核电事业在国际先进的第三代核电技术中跨出了新的发展之步。伴随着《国家中长期科学和技术发展规划纲要（2006—2020年）》的颁布，大型先进压水堆及高温气冷堆核电站成为16个重大专项的正式一员。

大型先进压水堆核电核岛主设备超大型锻件研制及工程应用

超大型锻件是建造压水堆核电核岛主设备的关键基础材料。在推进国产化工作之前,该类大锻件被极少数国外先进企业垄断,国内核电项目建设只能依赖进口锻件,不但价格高昂,进度也难以保证,成为核电快速发展的瓶颈。

大型先进压水堆硼稀释事故模拟分析

基于美国先进三维节块法堆芯计算程序,建立大型先进压水堆堆芯首循环,选取四个最不利的保守事故工况点,包括满功率工况、启动工况、热备用工况、冷停堆工况,分别进行硼稀释事故分析,计算得到初始条件下的硼浓度以及硼稀释事故的临界硼浓度,最终计算总的硼稀释时间、报警发生时间以及从报警到临界的时间,分析大型先进压水堆发生硼稀释事故工况下的安全性。计算结果表明:在发生硼稀释事故工况下,反应堆有足够的时间在丧失全部停堆裕量前终止硼稀释。

东方电气助力压水堆核电站项目顺利签订

本刊讯目前，国核大型先进压水堆核电站重大专项示范工程T／G包设备研制采购合同签字仪式在北京国家核电技术公司（简称国家核电）总部隆重举行。国家核电大型先进压水堆CAP1400示范工程依托项目是国家核电自主知识产权大型核电示范工程，列入国家重大科技专项。

中国将首次自主设计百万千瓦级压水堆核电站

中核集团二院首次总包岭澳二期核岛及相关设计，这是中国首次以总承包的形式，承揽百万千瓦级大型商用压水堆核电站设计任务，也是继中国自主设计秦山30万千瓦、60万千瓦核电站之后，在核电自主化领域的又一次新的工程实践，它标志着中国在消化吸收国外先进技术的基础上，已具备了百万千瓦级大型核电站的设计能力。

大型先进压水堆熔融物堆内滞留初步研究

参考国外熔融物堆内滞留(IVR)稳态包络工况计算编写相关程序,并与ERI、DOE及INEEL的结果进行比较,对程序进行验证。通过对大型先进压水堆熔池参数和不确定性分析可知,如果使用ULPU-2000台架Ⅳ的流道设计,压水堆发生超CHF事故的可能性小于7%,但压力容器壁厚最大熔化量超过15cm的可能性很大,如果没有其他缓解措施,建议将大型先进压水堆压力容器厚度增加至20cm以上。热流分配是影响熔池行为的主要因素,建议采取措施调整熔融池热流分配,以缓解氧化物层和金属层交界面处的传热危机。

大型先进压水堆ADS-4夹带试验研究

针对大型先进压水堆的ADS-4夹带现象,按照实际比例1∶1搭建了全尺寸ADS-4试验台架(FATE),在不同工况下进行了多组夹带试验。将试验数据与不同模型的结果进行对比,并将试验数据进行拟合,得到夹带起始的模型关系式。试验结果显示:拟真实工况与纯水工况的现象较相似,支管弗劳德数随夹带起始气腔高度的增加而增加;在不同工况的组合中均出现了回滞现象;由于黏性和表面张力的作用,拟真实工况的夹带起始相比纯水工况更难发生。无论是纯水工况、硼酸工况还是杂质工况,除少部分试验数据外,大部分稳态夹带率的试验数据与Welter模型存在较大差异,相对误差均大于20%。

先进压水堆非能动安全系统研究进展

介绍了我国先进压水堆非能动安全系统研究进展及国内外先进压水堆非能动安全系统研究发展状况,指出我国非能动安全系统研究的发展方向是进行新一代1000MW级压水堆非能动安全系统的研究。

我国大型核电站控制棒驱动系统技术获重大突破

由中国广核集团有限公司牵头组织的国家科技支撑计划项目“百万千瓦级压水堆核电站控制棒驱动系统研发”通过了由国家科技部组织的项目验收，迈出了“安全发展核电”的重要一步。至此，中广核已完全掌握了适用于12英尺（3．66m）和14英尺（4．27m）燃料组件的控制棒驱动系统关键技术，打破了国外长期的技术垄断，实现了核反应堆“心脏”的自主化和国产化。

非能动压水堆核电厂地坑滤网堵塞风险影响模拟分析

采用Risk Spectrum 1.3版软件建立事件树模型,对小LOCA始发事件下的堆芯损伤事故序列进行校核计算研究,分析得出了地坑滤网堵塞对于我国大型先进压水堆安全的影响。结果表明,虽然我国大型先进压水堆对于地坑滤网在设计上进行了优化改进,但在小LOCA始发事件下发生地坑滤网堵塞对于电站安全的影响仍然很高,地坑滤网堵塞问题仍然不能忽视。

AP1000三门核电站常规岛大件吊装

三门核电站是国务院正式批准实施的首个采用世界最先进的第三代先进压水堆核电（APl000）技术的依托项目，厂址位于浙江省东部沿海的台州市三门县，一期工程建设规模为2台1251MW核电机组，设计寿命60年：其中1号机组是全球首堆APl000的项目，代表了世界核电初组的最高技术水平，1号机组常规岛安装工程于2010年8月26B开始，计划于2014年发电。

EPR(欧洲先进压水堆)上充泵的技术特点及鉴定要求分析

CPR1000(中国先进压水堆)核电站机组中,上充泵除了执行上充功能,还兼作高压安注泵执行高压安注功能,而对于EPR(欧洲先进压水堆)设计中使用了两个不同的泵,即上充泵和中压安注泵,分别执行上充功能和高压安注功能。本文介绍了EPR上充泵的型式布置、设计制造规范、水力性能、机械性能及鉴定要求等,详细说明了EPR堆型中上充泵的技术特点及鉴定要求,并对其进行了分析总结。这有利于加深对EPR上充泵设计上的理解,加快EPR技术的引进、消化和吸收。

德法联合开发的先进压水堆将于1998年开始建造

【《瑞士原子能协会通报》1992年第4期第10页报道】法马通和西门子公司在1989年组建的联合子公司——国际核动力公司(NPI)时,曾就共同研制和销售先进压水堆核电厂达成协议。在法国,法马通与法国电力公司合作,继续发展压水堆 N4,并使其成为 N4^+型;在德国。