华龙一号核电机组的供热方案探讨

文章分析了核电机组供热特点。针对华龙一号汽轮机组进行了两种不同供热方案的设计,对比分析了两种供热方案下汽轮机机组的出力,不同负荷下供热量和供热压力的影响等,从而针对不同需求推荐相应的供热方案。

“华龙一号”机组110VA列仪控电源失电事故后果及控制策略研究

“华龙一号”作为我国自主研发的三代核电机组,势必成为我国核电市场的主力机型。本文介绍了“华龙一号”重要仪控电源组成及作用;分析了110VA列仪控电源EDA失电后果的研究方法、失电对机组主要负荷的影响等内容,并结合失电研究结果探讨了“华龙一号”110VA列仪控电源失电事故的控制策略。该研究是对“华龙一号”110VA列仪控电源失电事故后果及控制策略的全面总结,对机组事故控制及供电电源优化具有指导意义。

基于不同功率的非能动安全壳热量导出系统实验研究

“华龙一号”非能动安全壳热量导出系统(passive containment heat removal system,PCS)和“玲龙一号”非能动安全壳热量导出系统设计原理相同,但系统功能和设计准则不尽相同。为了掌握影响系统换热能力和运行的关键因素,本文结合不同项目的特点,从综合性能实验需求和实验结果等方面,研究、分析“华龙一号”非能动安全壳热量导出系统与“玲龙一号”非能动安全壳热量导出系统设计中的典型现象,发现降低冷却水箱水位可以提升系统的换热能力、改变冷管段阻力对系统的换热能力更敏感和冷管段隔离阀关闭方案在开启时可能会有一定的风险,从而提出后续优化研究和设计中需要重点关注的影响因素。文中结论可用于指导相关系统设计工作。

华龙一号堆芯换料模拟操作系统的研究与应用

文章旨在探讨华龙一号核电站堆芯换料模拟操作系统的设计、开发及应用。华龙一号是我国自主研发的第三代核电技术,其堆芯换料操作直接关联到核电站的安全稳定运行和核燃料的有效利用。为确保换料过程中的操作安全、精确无误,对操作人员的培训至关重要。文章介绍了一种基于虚幻引擎的高级模拟系统,该系统能够精确展示换料操作的主要步骤,并同时模拟换料过程中可能出现的异常情况,如燃料组件剐蹭等危险行为的判断与处理。

漳州核电时钟同步系统设计及应用

为满足核电站时钟同步系统的各种特殊要求,以漳州核电1、2号机组为例,简要介绍了其全厂时钟系统的设计要求、基本架构及相关改进项等。对本工程F-SC3及非安全级DCS时钟同步系统设计的功能架构、软硬件配置及应用等进行了说明。该设计方案能够更有效地提高时钟同步系统的稳定性、精准性、可靠性和扩展性,为核电站安全生产运行及数智化、协同化发展提供了有力的保障。

“华龙一号”海外首堆工程进度管理研究与实践

巴基斯坦卡拉奇核电项目K-2机组是“华龙一号”海外首堆,其管理难度较M310机组大大提高,工程进度需要有效管控。“华龙一号”海外首堆工程充分分析进度管理难点,并且结合以往核电项目经验,建立完善的进度管理体系。在项目建设实践中,采用全周期、各领域和各阶段的主、次关键路径及基于施工-调试逻辑图的进度管理方法,立足各目标节点的各领域一体化管理方法,依据里程碑、年度和月度控制点的精细化管理方法,进度联合办公一体化管理方法,以及依托重要节点、重要工作的攻坚克难突击队等,使各领域、各单位目标一致,项目进度有序推进,最终实现机组商运。

华龙一号老化管理体系研究及技术问题探讨

华龙一号堆型是我国自主开发的三代百万千瓦级压水堆核电技术,与传统的M310及CPR1000堆型存在技术差异,因此有必要研究符合其技术特点的老化管理体系。本文主要根据国内外核电监管要求、二代核电老化管理实践以及华龙一号技术不同点分析,开展其老化管理体系建立,并对华龙一号重要老化问题进行技术探讨。制定的华龙一号老化管理体系满足当前国内法规要求,具有良好的可实施性。

华龙一号核电项目主设备预引入技术

主设备预引入是在核电站反应堆厂房穹顶吊装之前利用重型吊车将主设备直接吊装就位。本研究介绍了华龙一号海外首堆核电项目主设备预引入的主要思路,总结了堆腔水池模块化、环梁环轨整体吊装技术及主设备厂房外翻转技术等核心技术,以供国内核电建设项目参考。

国产在线漏氢检测装置在“华龙一号”核电汽轮发电机组的应用

“华龙一号”机组是当前核电市场上接受度最高的三代核电机型之一,是我国核电创新发展的重大标志性成果。核能汽轮发电机是大型核电站核心设备,是将核能转化为电能的关键设备之一。全球首台“华龙一号”汽轮发电机由东方电气集团自主研制。对发电机总体和关键部件的设计和开发,确保了先进性、安全性。在计算方法、结构布置、结构材料、绝缘技术等方面进行了多项设计创新,发电机性能参数达到世界先进水平。东方电气自动控制工程有限公司提供的国产在线漏氢检测装置方案在该项目中成功应用。

海外核电项目施工总平面策划与实施——以卡拉奇K-2/K-3核电项目为例

以“华龙一号”海外首堆卡拉奇核电项目为例,介绍“华龙一号”双机组建设过程中的施工总平面策划,主要包括主厂区、生产临建、生活临建的规划,包括施工用水、施工用电、施工道路的总体规划,重点介绍了大件吊装的规划方案。通过海外核电项目的成功实践和经验反馈,为类似海外项目中的模块化施工和总体规划提供参考依据。

“华龙一号”发电机定子特大件道路运输线性指标分析

福建福清核电站发电机定子引用的是我国具有完全自主知识产权的三代核电技术——“华龙一号”,该机组的建设是以我国30年核电建设的成熟经验为基础条件,同时汲取了世界先进的核电建设理念和标准,具备国际核电站研发制造的先进水平。从生产制造环节、总装出厂环节、大件运输环节、现场交付安装环节,每一个步骤都至关重要。就大件运输环节来讲,发电机定子的重量为465吨,长度12.8米,宽度6.8米,高度5.8米,因产品的特殊性,其重量、外形规格都达到四类大件的标准,需要选择多式联运的方式才能完成运输和交付。公路运输作为发电机定子大件运输的主要运输方式,从发电机出厂到电厂车间卸车交付,都是以公路运输来完成。文中就从启运地到中转港口段的大件运输车辆在道路运行过程中的线性指标方面进行研究,包括横曲线半径、竖曲线半径、爬坡能力三个方面的研究,有助于从大件运输成本控制、方案策划、过程实施等方面对大件运输过程的车辆合理调配、安全有效管控提供理论支撑。

华龙一号堆内构件能量吸收器缓冲性能研究

对华龙一号反应堆堆内构件能量吸收器进行了缓冲性能研究,充分考虑了水力功、堆芯跌落势能、燃料组件压紧弹簧弹性势能和能量吸收器弹塑性变形能间的能量平衡关系,研究了能量吸收器的性能影响因素,推导得出了堆芯跌落高度与能量吸收体长度间的关系、压力容器所受冲击载荷与能量吸收体长度间关系及能量吸收器最大应力与能量吸收体长度间的关系,发现通过减小能量吸收体体积和增大能量吸收体长度能有效降低堆芯跌落对压力容器底封头的冲击。

示踪气体稀释法在华龙一号核电厂主控室无过滤空气内漏测试中的应用

针对华龙一号核电厂主控室可居留性评价中的无过滤空气内漏的测试试验,在总结国内已完成的AP1000型核电厂主控室内漏测试试验经验的基础上,对示踪气体恒量注入法在华龙一号堆型核电厂应用时的优缺点进行了分析,并提出了相应的改进建议。

华龙一号SGTR事故源项分析研究

本文根据华龙一号蒸汽发生器传热管破裂(Steam Generator Tube Rupture,简称SGTR)事故的特点,研究了适用于此的事故源项分析方法,分析了蒸汽发生器汽水释放模式对事故放射性源项的影响,明确了蒸汽发生器满溢对事故源项尤其是碘放射性源项的影响较大。同时进行了事故放射性后果分析。结果表明,新的源项分析方法既符合源项分析的保守性要求,又满足国标对事故放射性后果的限制准则。

华龙一号堆芯测量探测器组件缩容装置控制系统硬件设计

本文对华龙一号辐照后探测器组件缩容装置控制系统技术进行了研究,针对缩容装置控制提出了技术方案,利用星型与环型结合的拓扑优化结构的思想有效地解决了系统分散布置通信问题。本文主要介绍该缩容装置控制系统硬件的方案设计、核心设计思想以及硬件选型及配置情况。试验结果表明,本控制系统硬件设计可靠、性能稳定、控制精度高。

二次中子源的氦生成速率研究

二次中子源在受射线辐照的过程中会产生氦气,工程中需根据包壳的承压能力和氦生成速率计算二次中子源的设计寿命。本文针对二次中子源堆内辐照的氦生成相关过程进行分析,在“华龙一号”全堆芯模型基础上开展研究,以堆芯燃料管理方案相关参数为输入,开展燃耗和粒子输运计算,得到平衡循环中不同燃耗深度下二次中子源的氦生成速率及不同核反应道的贡献比。计算结果表明,二次中子源内生成氦的主要核反应的平均微观反应截面和氦生成速率受燃耗深度的影响并不显著,在二次中子源产生氦的主要核反应中,9Be(n,2n)4He的贡献最大,约占71.7%,其他反应道的贡献分别为9Be(n,α)6He约占12.0%,9Be(γ,n)4He约占4.3%,6Li(n,t)4He约占12.0%。

华龙一号海外首堆核岛大件设备运输项目管理研究

巴基斯坦卡拉奇核电站(K-2/K-3)项目是我国目前对外出口的最大核电站项目。其中,大件设备运输工作的顺利与否直接关系到整个核电工程能否如期安装、调试及并网发电等,是整个核电站建设的重要环节之一。基于华龙一号海外首堆核岛大件设备运输实践,文中从核岛大件设备运输前清关准备工作到大件设备实际运输流程中分析总结了百万千万级机组核岛大件设备的运输管理要点。这为实现整个华龙一号海外首堆整个工程建设的进度目标提供了有力的保障。

华龙一号保护系统架构研究

核电厂反应堆保护系统是核电厂仪控系统的重要组成部分,执行重要的安全相关功能,保护三大核安全屏障完整性。本文以保护系统的相关设计原则为依据,研究比较了保护系统的通道逻辑不同冗余设计的可靠性,并提出华龙一号保护系统的架构方案。该方案所采用的独立性等设计原则可为今后三代保护系统架构设计提供一定参考。

BIM技术在核电站土建施工中的综合应用概述

在核电工程中,施工过程主线工期节点排布紧密、施工质量要求高,进度和质量一直是核电建设方关注的重点。随着建设周期不断优化,施工过程的进度与质量安全控制迫切需要一种可视化的管理方式,为此,在漳州核电1号机组土建施工高峰期前引入BIM技术,为1号机组超大超厚多变截面筏板基础施工与穹顶吊装关键节点之间的进度控制提供高效稳定的技术管控措施。

华龙一号核电站后备盘多样性分析

后备盘基本任务是在计算机工作站不可用期间,在相关机组工况条件下都可将机组带入并维持到安全状态。介绍了主控室后备盘的设计原则和华龙一号后备盘当前的技术方案,并通过NUREG/CR6303和NUREG/CR7007准则对BUP盘和ACP盘的多样性进行分析与评估。