华龙一号反应堆及一回路系统研制

华龙一号反应堆及一回路系统是中国核动力研究设计院在现有压水堆核电厂科研、设计、制造、建设和运行经验的基础上,根据福岛核事故等经验反馈,借鉴国际先迚核电技术设计理念,遵循国际最高安全要求研収的具有完全自主知识产权的国际先迚的三代百万千瓦压水堆核心系统,是华龙一号三代核电机型的"収动机"。本文概述了中国核动力研究设计院围绕"177堆芯"迚行华龙一号反应堆及一回路系统研制的历程,简要介绍了在反应堆技术方案、一回路系统设备设计和主要实验验证等方面开展的工作,展示了华龙一号"収动机"的先迚性、经济性和安全性。     

“华龙一号”反应堆及一回路系统设计优化改进

本文对福建漳州核电厂1号、2号机组"华龙一号"反应堆及一回路系统与相关系统设计方案相对于"华龙一号"首堆示范工程实施的优化改进及论证分析进行了说明,其主要内容包括:反应堆堆芯设计优化改进、反应堆结构设计优化改进、一回路系统及其设备优化改进、相关仪控系统优化改进、相关安全系统优化改进等。通过以上优化改进措施,在确保安全性的前提下,使得福建漳州核电厂1号、2号机组反应堆热功率从"华龙一号"首堆示范工程的3050MW提升到3180 MW,机组额定电功率从1161 MW提升至1212 MW。结合本工程其他它设计改进,使得"华龙一号"漳州项目建造比投资降低约3%,进一步提升了"华龙一号""的经济性和竞争力。最后,本文提出后续优化的方向和技术路线,为"华龙一号"持续优化提供参考建议。     

“华龙一号”废气处理系统活性炭延迟衰变工艺研究

为提高放射性废气处理的安全性,推动"华龙一号"走出去的国家战略以及打破国际市场一些国家的政策限制,对"华龙一号"废气处理系统采用活性炭延迟衰变工艺进行研究。"华龙一号"废气主要来源于一回路裂变产物氪(Kr)和氙(Xe)等放射性惰性气体。目前,AP1000和EPR等三代核电站对其采用活性炭延迟衰变。通过研究温度、压力、相对湿度、流速以及活性炭床长径比等参数对活性炭动态吸附性能的影响,并设计"华龙一号"废气处理系统活性炭延迟衰变处理的工艺流程。     

华龙一号核电机组主泵联锁逻辑研究

主泵是核电厂反应堆一回路系统的核心设备,其能否安全稳定运行关系到核电厂的核安全问题。华龙一号作为我国自主研发的第三代核电机组,其对反应堆一回路的安全性有着很高要求。本文针对华龙一号福清核电厂56号机组主泵的联锁控制逻辑,结合以往核电厂运行经验,对该联锁控制逻辑是否满足华龙一号安全性设计需求的问题进行了分析研究。其意义在于消化吸收国外先进设计理念,总结经验,从而尽早实现主泵全面国产化目标。     

“华龙一号”数字化核电厂建设与研究

"华龙一号"是我国具有自主知识产权的三代核电品牌,代表了我国核电的历史积淀、现实荣耀以及未来基石。数字化建设需要做到承前启后,并作为"华龙一号"核心竞争力,助力"华龙一号"项目的腾飞。已经搭建的数字化设计体系、数字化工程体系在"华龙一号"首堆的设计、建设的过程中发挥了重大作用。面向核电全寿期,本文提出核电厂智慧虚体与智能实体相结合的数字核电概念模型,涵盖数字化设计、敏捷化采购、集约化施工、系统化调试、数字化运维。据此提出"华龙一号"数字化核电厂的概念,总结了"华龙一号"数字化核电厂建设及应用现状。最后提出"华龙一号"数字化核电厂后续研究方向和展望。     

“华龙一号”堆型一回路系统58Co和60Co源项分析方法研究

压水堆核电厂一回路活化腐蚀产物源项是确定集体剂量和进行辐射防护优化的重要基础，也是反应堆审查取证的重要环节。本文阐述了“华龙一号”反应堆的设计特点，对比了与参考反应堆型的设计改进。通过分析中广核集团在运CPR1000/M310机组数十个循环的运行反馈数据特点及长期趋势，获得了冷却剂58Co和60Co源项的对数正态分布，以此为基础确定了“华龙一号”反应堆在稳态、瞬态和冷停堆工况下的一回路冷却剂⁵⁸Co和⁶⁰Co源项以及主管道的58Co和60Co沉积源项。结合反应堆的设计特点，使用中广核集团自主开发的CAMPSIS程序分别计算了“华龙一号”和CPR1000的一回路⁵⁸Co和⁶⁰Co源项，进而得到了调节系数对运行反馈统计结果进行了修正。本研究确定的以同类机组的源项运行数据反馈和机理分析相结合的方法，为新型反应堆研发中源项分析提供了重要参考价值。     

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。     

“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。     

新建核电厂(华龙一号)运行的环境影响评估

本文从核电厂辐射环境影响评价工作的体系与内容出发,通过对核电厂辐射环境影响评价框架体系的系统梳理和总结,分析了新建核电厂辐射环境影响评价的工作重点与所面临的挑战,结合"华龙一号"为降低运行工况环境影响所采取的设计特点,重点阐述在"华龙一号"新机型研发过程中为做好环境影响评价所开展的相关科研设计工作。通过将"华龙一号"核电厂辐射环境影响评价的结果与国际上先进的辐射环境影响设计目标进行比较表明,"华龙一号"的辐射环境影响满足国际先进标准对公众辐射影响方面的先进指标要求,"华龙一号"的设计、科研开发和评价方法符合国际通用要求和方法,相关的设计和方法也具有先进性,在辐射环境影响评价方面符合国际先进三代压水堆核电设计标准。     

“华龙一号”堆芯冷却监测系统设计

“华龙一号”是我国自主研发的第三代核电站，其反应堆及一回路系统在设计中对固有安全性提出了更高的要求。对于二代加核电厂堆芯冷却监测系统（CCMS），需要在反应堆底部开孔测量水位。该设计降低了反应堆固有安全性，必须重新设计。本文设计了一种新型CCMS，其探测器从压力容器顶盖插入堆芯进行直接测量，不但提高了关键点的水位测量准确度，同时避免了压力容器底部开孔，满足了“华龙一号”反应堆固有安全性要求。      

控制棒落棒时间分析软件CRAC的研发与验证

紧急停堆的落棒时间对反应堆安全至关重要。为适应华龙一号堆型的新型燃料组件设计,中国核动力研究设计院研制出一款落棒时间分析软件CRAC。采用一维流体力学公式结合经验机械阻力模型的方法,构建出CRAC软件理论框架,通过软件开发标准流程完成设计编码,并利用落棒试验数据开展了CRAC软件的验证。结果表明软件计算精度与保守性能满足华龙一号堆型安全停堆时间准则分析的需求。     

“华龙一号”压力容器的设计改进和优化

"华龙一号"是我国自主研发的具有完全自主知识产权的第三代压水堆核电站。"华龙一号"反应堆压力容器在M310基础上进行了更进一步的设计改进和优化,避免发生泄漏导致冷却剂丧失和堆芯裸露的可能性,确保华龙一号压力容器(RPV)的设计可靠,同时,为后续反应堆压力容器的设计提供宝贵的经验。     

控制棒落棒时间分析软件CRAC的研发与验证

紧急停堆的落棒时间对反应堆安全至关重要。为适应华龙一号堆型的新型燃料组件设计,中国核动力研究设计院研制出一款落棒时间分析软件CRAC。采用一维流体力学公式结合经验机械阻力模型的方法,构建出CRAC软件理论框架,通过软件开发标准流程完成设计编码,并利用落棒试验数据开展了CRAC软件的验证。结果表明软件计算精度与保守性能满足华龙一号堆型安全停堆时间准则分析的需求。     

“互联网+”在“华龙一号”示范工程设计管理领域的应用

本文主要介绍"华龙一号"示范工程福清核电站5、6号机组在设计管理领域通过与"互联网+"深度结合和广泛应用,实现各设计单位和设计管理部门"多地联动",形成一套高效的设计管理管理体系和管理工具,助推"华龙一号"示范工程设计管理高效管控,同时结合实际应用提出优化建议,为后续机组建设提供了良好借鉴。     

“华龙一号”安全特性分析

"华龙一号"采用177组先进燃料组件、先进的堆芯测量系统和反应堆冷却剂系统,提高了核电厂的固有安全性和堆芯热工裕量。在系统设计方面,配置了能动和非能动相结合的安全系统,核电机组具有完善的超设计基准事故、严重事故应对措施。"华龙一号"采用单堆布置、双层安全壳,实现了布置优化和实体隔离,有效降低了安全系统共模失效问题。这些设计使得"华龙一号"安全性达到了三代核电技术的先进水平。     

“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。      

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...     

核动力船机动航行对一回路自然循环驱动力的影响

针对船用核动力装置技术性能要求和运行特点,分析了舰船常见的机动动作对于一回路自然循环驱动力的影响,分别就一体化堆型和分布式堆型给出了计算结果,得出了相应的结论.这些结论对于核动力装置一回路系统特别是有自然循环能力要求的核动力装置一回路系统的运行管理有重要意义.     

“华龙一号”数字化转型的实践与探索

随着科技的不断进步,信息化已经渗透到社会经济运行的各个方面,逐步催生了数字经济的蓬勃发展。"华龙一号"作为我国具有自主知识产权的三代核电技术,以数字化建设融入其核电设计、设备制造、工程建设和生产运营中,是提升"华龙一号"的先进性、安全性、经济性与建造质量的必经之路。本文聚焦数字化成果交付和数字化核心能力建设,提出了"数字华龙"总体架构设计,构建数字化模型体系,规划数字化平台。同时,从数字化设计、数字化施工、数字化运营三个角度对"数字华龙"实践成果进行总结,以"华龙一号"示范工程建设为基础,推进数字化技术与核电产业的深度融合,充分发挥互联网技术和信息化手段在数字化转型方面的优势,实现数字化技术在核电科研、建造、技术、管理等领域的良好实践,全面提升了核电产业价值创造和产品竞争力,助推"华龙一号"走出去的国家战略。     

反应堆一回路装置的容积优化设计

在核动力装置的方案设计中,应用最优化设计理论,以一回路装置的容积作为性能评价指标,建立一回路系统中主要设备的容积评价模型;在对影响一回路主要设备容积的总体热工参数及设备结构参数进行敏感性分析的基础上,应用自主开发的改进复合形算法对核动力装置设计参数进行寻优,在满足功率要求和安全准则的前提下,获得使反应堆一回路装置容积最...