CAP1400数值反应堆系统关键技术研究及示范应用

本文系统介绍了"大型先进压水堆及高温气冷堆核电站"国家科技重大专项课题"CAP1400数值反应堆关键技术研究"的主要研究成果。课题首先分别开发了基于确定论方法和蒙特卡罗方法的高保真堆芯物理计算程序,然后开发了pin-by-pin先进子通道分析程序和基于精细网格的燃料棒性能分析程序,以此为基础建立了物理-热工-燃料性能多物理耦合的CAP1400数值反应堆系统。利用国际基准题VERA、AP1000启动物理实验参数对数值反应堆系统进行了验证和确认,并进一步实现了CAP1400大型先进压水堆的启动物理参数、循环模拟分析和部分功率能力分析的示范应用。数值结果表明,所开发的数值反应堆关键分析软件具有很高的计算精度,可直接服务于CAP1400的设计验证、物理启动和运行支持。

CAP1400反应堆吊篮与围筒旁通流特性实验研究

对CAP1400反应堆的吊篮与围筒旁通流量进行实验研究,研究了不同直径的围筒底板开孔下旁流腔的阻力特性及对应原型堆堆芯压降下的旁流份额。研究结果表明,当围筒底板开孔直径大于等于1.2倍的最小实验测量直径时,旁流腔的流量份额超过了对应原型堆堆芯压降下总流量的0.5%,其余孔径下旁流腔的流量份额均小于对应原型堆堆芯压降下总流量的0.5%。

我国自主研发CAP1400反应堆压力容器一次通过试验

2017年3月17日,在＂大型先进压水堆及高温气冷堆核电站＂国家科技重大专项支持下,CAP1400示范工程1号机组反应堆压力容器水压试验顺利完成。本次水压试验设计压力为17.2MPa,该水压试验分为压力容器本体水压试验和内、外O环泄漏试验两阶段,整体水压试验压力为21.5MPa,保压时间为10分钟,压力降至17.2MPa时进行内、外O环泄漏试验,水压试验期间各项指标均符合设计要求,全程无渗漏、冒汗等现象。该水压试验一次性顺利完成,

非能动系列堆型反应堆厂房土建关键路径优化研究

非能动系列核电厂反应堆厂房土建结构施工是整个核岛工程建设(土建阶段)的核心,也是核电厂工程进度控制的焦点和重点。在依托项目(海阳1、2号机组和三门1、2号机组)建设经验基础上,同时吸收、借鉴荣成1、2号机组(示范项目)、海阳3、4号机组和三门3、4号机组反应堆厂房土建结构施工良好实践和技术优化创新,进一步优化了非能动系列堆型反应堆厂房各层施工的内在逻辑关系和施工工期,深入总结、系统归纳出后续非能动系列标准化的反应堆厂房关键路径,在安全、质量提升和建设成本降低的同时,缩短了核电建设的工期,为核电厂尽早投运提供了有力支持。

CAP 1400核电厂堆芯钒自给能中子探测器设计与验证

本文针对国产钒自给能中子探测器本体材料选择、加工制造测试技术要求和中子性能指标等,通过相关性能试验、型式鉴定试验和反应堆堆上试验测试,验证确认国产钒探测器满足设计要求。

CAP1400反应堆保护系统定期试验方案研究

CAP1400反应堆保护系统是基于NuPAC?平台的数字化安全系统,因采用FPGA技术,系统的确定性、可靠性和安全性提高。按照法规和标准的要求,反应堆保护系统要进行定期试验,以验证其功能能够正确执行。本文研究了CAP1400反应堆保护系统的定期试验方案,并对比分析了其它核电厂定期试验的执行情况,对CAP1400反应堆保护系统定期试验提出了优化建议,也为其它核电厂的保护系统定期试验方案的设计提供参考和借鉴。

堆外核测系统中间量程MSV模式设计与验证

堆外核测中间量程MSV模式,又称坎贝尔模式,通过测量裂变室输出中子脉冲信号统计涨落,实现高中子通量的量程覆盖。本文通过采用不同反应堆功率台阶测量探测器坪特性的堆上试验方法,对国产化CAP 1400堆外核测系统中间量程MSV模式进行试验验证。本文描述了系统设计、试验方法设计、测试数据,并进行了结果分析,验证了国产CAP 1400堆外核测系统中间量程MSV模式的可用性。