核电厂仪表与控制系统设计在英国GDA过程中的若干问题分析

为了承接英国核电项目建设,核电项目的核安全审查和执照申请须首先通过英国核监管办公室（ONR）的通用设计审查（GDA）。GDA主要基于ONR发布的审查导则—安全评估原则/技术评估指南（SAP/TAG）及相关的国际原子能机构（IAEA）、西欧核安全监管协会（WENRA）导则和?国际电工委员会（IEC）标准开展,通过分析GDA对仪表与控制（I&C）系统设计主要关注问题及相关导则和标准要求,并结合英国欧洲压水堆（UK-EPR）和英国先进非能动压水堆（UK-AP1000）的审查经验,提出了I&C系统总体设计应对策略。可为后续项目通过GDA提供参考借鉴。      

“华龙一号”数字化仪控系统纵深防御设计

福岛核事故后,核电厂纵深防御的设计理念得到新的发展,纵深防御层次设置和层次间独立性的安全要求进一步提高。而核电厂数字化仪控系统设计除了满足电厂总的纵深防御目标,保证在核电厂各种工况下正确可靠的执行监视、控制和保护功能之外,还需要考虑自身的数字化系统共模故障等问题。为了保证"华龙一号"数字化仪控系统设计始终满足国际最新核安全要求,为核电出海做好技术储备,一方面对国际原子能机构,西欧核监管联合会,美国核管会仪控系统纵深防御相关的最新法规要求和技术见解进行了解读和分析,归纳出共性要求;另一方面详细论述了中核集团"华龙一号"机组仪控系统整体纵深防御设计方案,并对其与前者的符合性进行了分析。通过分析,"华龙一号"仪控设计现有设计方案基本满足国际最新核安全要求,同时如进一步提升多样化保护系统独立性等问题需要在后续设计中予以关注。为"华龙一号"数字化仪控系统设计的持续改进提供了有价值的参考。     

英国核电通用设计审查特色与实践

英国核安全和环境监管体系中存在很多极具英国特色的要求（UK context）,包括Safety Case、ALARP和BAT等概念。这些具有英国特色的要求需要核电厂的设计方（Designer）、执照申请方（Licensee）或运行单位（Operator）在英国核电项目的设计、建造、运行和退役全生命周期中对其有深入理解并加以应用。本文通过作者五年来从事华龙一号英国通用设计审查（GDA）的实践,着重介绍了三个具有英国特色的概念并提出了自己的认识。     

"华龙一号"总体设计标准体系研究

核电厂总体设计大多参照我国核安全导则开展具体工作,对下游专业工作开展一般具有顶层指导作用.由于我国核安全导则出版时间较早,福岛事故后国际组织针对三代核电提出很多新要求,这些新要求暂未体现在我国核安全法规标准中.因此,现有的核安全法规导则和标准,已不能够满足"华龙一号"总体设计要求,急需针对"华龙一号"设计特点新编标准....     

EPR机组首堆试验项目选取与实施

为满足国家核安全局（NNSA）、国际原子能机构（IAEA）、美国核管会（NRC）、英国核安全局（ONR）和法国核安全局（ASN）对新型压水堆核电厂首堆试验的相关要求,本文通过分析欧洲先进压水堆（EPR）机组的新设计理念和新设计特点并结合已建成压水堆核电机组的工程实践,提出了采用控制变量确定选取原则并通过五步选取流程确定首堆试验项目的方法。实践证明,该方法不仅可确保首堆试验选取与确定工作顺利有效的开展,还能使新概念设计和具有新特性物项的性能得到充分和完整的验证,保证了新堆型核电站后期安全稳定地运行,该方法也适用于华龙一号在内的其他压水堆核电技术路线。      

英国通用设计审查(GDA)初探

英国新建核电厂(Nuclear New Build,简称NNB)拟采用的候选堆型在建造前通常要求对其从核安全和核安保两个方面进行审查,即所谓的"通用设计审查(Generic Design Assessment,简称GDA)"。本文对英国核安全监管体系下新建核电厂取证过程进行了分析研究,包括:英国主要核安全监管部门、监管范围和流程、通用设计审查及其在英国新建核电厂审批过程中的地位等,重点就审查依据、审查流程、送审文件准备等进行介绍和分析。文章最后还总结了执行通用设计审查将面临的主要风险和挑战,为我国核电企业开展通用设计审查给出了具体建议。     

“华龙一号”调试阶段划分及调试项目设计

"华龙一号"是我国自主研发的三代核电机组,其设计应满足最新的核安全法规要求。核安全法规规定应对核电厂调试工作的整个过程进行阶段性划分,其数目和规模取决于安全要求以及技术和管理要求。为保证"华龙一号"调试工作顺利开展,从核电厂安全要求以及技术和管理要求角度出发,通过对国内外最新导则和标准的分析,进而针对"华龙一号"核电技术设计特点作深入研究,并结合在役核电厂调试经验的反馈,设计得出适用于"华龙一号"核电机组的调试阶段划分以及各阶段的主要调试项目。严格按照阶段划分的要求分阶段逐步开展调试试验,并对本阶段的试验结果进行严格的评价和监查后再转入下一阶段的调试工作,可确保"华龙一号"核电机组调试工作安全、高效、有序地开展,从而为机组后续安全稳定地运行提供有力保障。     

核电厂严重事故管理要求在“华龙一号”设计中的应用

"华龙一号"是我国自主研发的三代核电机组,其设计应满足最新的核安全法规标准要求。在国际国内最新核安全法规标准中,针对核电厂应对严重事故措施的设计均提出了明确的要求。在发生严重事故的情况下,核电厂应设置完善的严重事故缓解措施,以防止大量放射性物质的释放。为确保"华龙一号"严重事故应对措施设计满足最新核安全法规标准中的相关要求,在"华龙一号"设计中,从严重事故管理要求的角度出发,结合"华龙一号"的严重事故管理总体策略,提出了严重事故缓解措施设计的功能要求、可用性要求、可达性要求、支持系统设计要求等一系列设计要求。这些要求的实现最终显著提高了"华龙一号"应对严重事故能力,并为"华龙一号"安全目标的最终实现提供了充分的保障。     

内部事件一级PSA在设计中的应用

"华龙一号"(HPR1000)是中国核工业集团开发的第三代核电堆型,在"华龙一号"研发和设计过程中全面应用了概率安全分析(PSA)技术,其中基于内部事件一级PSA开展的重要应用包括:(1)安全系统设计方案评估;(2)设计扩展工况清单选取;(3)事故规程优化;(4)技术规格书开发;(5)防人因设计."华龙一号"通过创新性...     

华龙一号反应堆事故后不干预时间研究及设计

介绍了美国用户要求文件(URD)和欧洲核电用户要求文件(EUR)中对于事故后操纵员不干预时间的相关要求,对三代核电设计和安全分析中操纵员不干预时间的相关概念迚行深入讨论。在此基础上,确定了华龙一号反应堆关于操纵员不干预时间的设计原则,并说明华龙一号反应堆为满足不干预时间设计目标所考虑的设计方案。     

“华龙一号”的设计理念与总体技术特征

"华龙一号"是完全满足三代核电技术指标的先进压水堆,它包括能动与非能动结合的安全系统、单堆布置、CF3先进燃料组件、177堆芯、双层安全壳、完善的严重事故预防和缓解措施、改进的应急响应能力等多项设计特征,其中关键的创新均经过了充分的试验评估和验证。"华龙一号"考虑了适当的措施和充足的裕量保护电站免受地震、洪水和大型商用飞机撞击等外部事件袭击。对于福岛事故后引发关注的各项安全问题,"华龙一号"均采取了针对性措施。"华龙一号"充分实现了经济性与安全性的平衡,先进性与成熟性的统一,能动与非能动的结合,其各项指标均符合国内以及国际最新的监管要求,能够满足国内与国际用户对于清洁能源的需要。     

华龙国际核电技术有限公司

<正>为全面响应"一带一路"国家发展战略,落实国家"一个华龙、一面旗帜"要求和核电出海号召,在党中央、国务院亲切关怀下,在股东方中核集团、中广核集团支持下,华龙国际核电技术有限公司(以下简称"华龙国际")于2016年1月在京注册成立。目前公司员工人数113人,中共党员比例高达66%,拥有博士8人,硕士研究生59人,获得高级职称55人,具备专业的核电研发与设计能力。"华龙一号"是我国具有完整自主知识产权的第三代核电技术,是在中核集团、中广核集团研发的ACP1000和ACPR1000+核电技术基础上,由华龙国际融合而成。作为"华龙一号"核电     

“华龙一号”反应堆堆芯与安全设计研究

“华龙一号”是我国自主设计研发的具有完整知识产权的第三代百万千瓦级压水堆核电技术。本文介绍了“华龙一号”的产生历程，系统论述了“华龙一号”反应堆堆芯与安全设计特点，包括“华龙一号”研发过程中开展的堆芯核设计、热工水力设计、安全设计、设计验证及“华龙一号”持续开展的设计改进与优化等内容，通过采用新的设计理念和设计技术，全面提高了“华龙一号”作为三代核电技术的经济性、灵活性和安全性。      

“华龙一号”进入英国GDA最终审查阶段

正【本刊2020年3月综合报道】英国核监管办公室(ONR)和环境局(EA) 2020年2月13日联合发布公告说,中国"华龙一号"反应堆设计已通过通用设计审查(GDA)的第三阶段,进入最后的第四阶段。中国广核集团和法国电力公司(EDF)的合资公司通用核能系统有限公司(GNS)准备使用这一设计在布拉德韦尔建设核电厂。中广核"华龙一号"GDA首席技术官毛庆表示,核监办与环境局的评价结论是,"华龙一号"是英国首个在GDA第三阶段审查中无重     

“华龙一号”设计管理及创新

"华龙一号"是我国具有自主知识产权的三代核电品牌,相对于"二代改进型"核电技术,"华龙一号"实施了一系列技术改进措施。为了保证"华龙一号"技术方案落地、首堆工程的顺利推进,"华龙一号"设计管理团队以项目管理理论为基础,结合公司的组织机构特点及核电项目设计的特点,积极探索、不断创新,形成了独具特点而又有借鉴意义的设计管理体系。该体系是以"四个意识、一个观念"为指导,强调精细化管理和过程控制,由设计阶段、管理岗位、管理要素为维度的"三维一体"管理体系。风险管理、开口项管理和接口管理等是"华龙一号"管理创新,本文论述了其基本思路、方法、流程和效果。本文所述的核电设计管理经验、方法可推广应用到后续批量化建设的"华龙一号"机组,对于采用新堆型的原型堆或首堆示范项目,也具有参考和借鉴意义。     

基于抗大飞机撞击的“华龙一号”燃料厂房的优化设计

燃料厂房是核电厂的重要组成部分,保证其完整性,防止放射性释放对于核电厂的安全至关重要。经济性是评价核电厂性能的重要指标,取消"华龙一号"的APC壳,有利于提高核电厂的经济性。对"华龙一号"核电厂的燃料厂房进行优化设计,提出两种改进方案,并针对两种改进方案进行了对比分析。研究发现,两种方案均能在满足安全性的前提下提高核电厂的经济性,其中方案一的改动较小适合现漳州核电项目的施工进度要求,最终作为漳州核电项目改进项燃料厂房的设计方案,而方案二的改动较大可以用于ACP600项目的技术储备。     

核电厂标准设计审查的初步研究

通过对国外核电厂标准设计发展历程的梳理以及监管机构对标准设计的定位和监管流程的研究,结合我国近期对CAP1000型核电项目的监管创新探索和具体的技术审查实践,提出审查中关键事项,梳理未来标准设计认证工作的难点,并提出建议,以推动我国核电厂标准设计认证工作,不断提升核安全水平。     

“华龙一号”核电技术

“华龙一号”是我国具有完整自主知识产权、国际先进水平的第三代核电技术。“华龙一号”充分吸收我国30多年来核电研发、工程建设、生产运行、装备制造的成果和经验,吸收日本福岛核事故的教训,以世界先进核电设计理念为基础,集成173项科技创新成果,总体技术满足国际和国内最严格、最新的安全标准要求,国产化率达到85%以上,经济型和竞争性得到很大提升。“华龙一号”首堆示范工程——福清核电站5号机组开工建设后,工程顺利进展并严格受控,为核电安全持续发展奠定了坚实的基础。     

研究堆运行许可证延续技术路线研究与应用

为了支持高通量工程试验堆（HFETR）的运行许可证延续（OLE）申请工作，通过分析美国核电厂执照更新（LR）方法和国际原子能机构（IAEA）长期运行（LTO）方法，采用“原则依据IAEA、操作借鉴美国”的技术路线，建立了一套适用于HFETR的OLE申请方法。采用该方法指导HFETR开展了定期安全审查（PSR）、老化管理审查（AMR）和时限老化分析（TLAA）等方面的安全论证工作。实践表明，HFETR本次OLE申请中所应用方法可以满足我国研究堆的核安全监管要求，其OLE申请工作最终通过了监管部门的安全审查，获得了延续运行许可证。     

韩国APR1400设计通过欧盟EUR评审

<正>【本刊2017年11月综合报道】韩国水电核电公司(KHNP)2017年10月9日宣布,欧洲用户要求(EUR)组织已批准欧盟版APR1400(EU-APR1400)设计。这意味着水电核电能够进一步拓展出口市场。潜在出口国不仅包括计划建设核电机组的英国、捷克和波兰等欧洲国家,还包括南非和埃及等要求在本国建设的核电机组必须通过EUR认证的国家。EU-APR1400是水电核电为欧洲市场对