船坞式浮动核电站总体技术研究

为推动我国实现浮动核电站工程建设，本文结合国内外浮动核电站发展趋势，提出了ACP100S船坞式浮动核电站初步方案，并对船坞式浮动核电站在外部事件、反应堆设计、船体设计、经济性、水电气联供实现性、应急安全、电站扩展部署技术等几个方面进行了初步分析，给出了“近岸浮动核电站”—“远海浮动核电站”两步走的发展建议，对于早日实现我国浮动核电站建设具有一定的指导意义。     

基于小型核电站构建海岛型微电网的规划设计

小型核电站ACP100可为海岛"量身打造"地提供热、水、电的联供,在海水淡化和微电网构建过程中必将发挥举足轻重的作用。介绍了基于小型核电站构建的海岛微电网的主要技术原则和网架结构,分析计算并提出微电网中核电厂和变电站设计方案的主要技术特点及指标,展望核能开发南海相关技术应用前景,助推小型化核电站ACP100在南海开发的实际应用。     

ACP100模块化小型堆研发进展

为了应对雾霾天气、淡水缺乏、城市区域制冷和供热快速增加的严峻挑战,中国正在推行能源结构改革。作为继巴黎气候变化大会后的重要举措,考虑增加核能应用来明显改善中国的能源结构,有效提升空气质量。模块化小型堆是近些年国际上竞相研发的新一代反应堆,可成为安全稳定的分布式清洁能源。ACP100是中核集团从2004年起研发的一种模块化小型堆。本文介绍了ACP100设计原则、设计参数、技术特点、纵深防御安全设计,安全性和许可策略,试验和验证,应用目标,初步经济评价以及ACP100在中国的示范工程情况。     

浮动核电站堆舱舷侧与底部辐射分区研究

浮动核电站是驻泊在海上的核动力电厂,主要辐射源集中在堆舱区域。堆舱内部是包容反应堆及一回路系统等辐射源的船舶舱室,堆舱外包括舷侧和船底两大区域。堆舱内部的辐射分区与陆上核电站相似,而堆舱外区域则需要重新考虑,导致在浮动核电站在辐射分区标准选择方面,堆舱内可参考陆上核电站设计方法,但堆舱外区域则缺乏参考标准。本文给出了浮动核电站辐射分区的总体特征,重点研究了影响浮动核电站堆舱外区域辐射分区的制约因素,给出了堆舱舷侧与底部分区设计的解决方案,兼顾了辐射安全、较高辐射区管理成本和经济成本要求,可供工程人员设计参考。     

海上浮动核电站总体设计初探

通过分析国际上现有堆型的优劣及其在舰船上的应用成果,建议海上浮动核电站采用技术成熟的压水堆,并对反应堆功率与换料周期给出原则性建议。以单点系泊型式的船型浮动核电站为例,根据各舱室的主要功能进行分区,提出舱室划分原则。同时分析了海上浮动核电站主尺度的主要制约因素,阐述了总体性布局原则,并着重介绍了反应堆舱内设置的安全壳、安全围壁、放射性废物管理系统、生物屏蔽设计的基本原则。同时,结合海上浮动核电站的特点,对一些关键系统如二回路、控制室、电力系统、物理防护等的设计原则进行了介绍。      

海上浮动核电站应急撤离分析

核事故应急撤离是核应急响应的重要组成部分, 目的在于快速有效地将可能受到事故影响的人员转移至安全地区。本文根据海上浮动核电站的运行场址与运行特点, 对海上浮动核电站应急响应特征进行分析, 给出了浮动核电站应急等级划分和应急计划区范围。结合陆地核电站场区撤离与海洋平台撤离疏散方法, 制定了海上浮动核电站应急撤离情景与撤离分析假设。对浮动核电站人员撤离的分析结果表明, 浮动核电站人员撤离满足客船撤离要求, 及海上浮动核电站应急撤离的时间要求。关键词: 海上浮动核电站; 核应急; 应急计划区;应急响应; 应急撤离     

数字孪生技术在浮动核电站设计阶段中的应用研究

以浮动核电站换料作业为研究对象,提出数字孪生技术应用到浮动核电站的技术路线,整合设计数据并开发核燃料装卸舱的数字孪生系统,建立虚拟舱室模型并开发新燃料运输过程控制程序,采用基于过程控制中的对象链接与嵌入技术统一架构（OPC UA）的通讯协议实现虚拟舱室模型和控制系统的双向交互。结果表明,开发的数字孪生系统能够为换料作业操作设计过程的人员站位、操作流程设计优化提供依据。因此,本文提出的数字孪生技术应用方法能够服务于浮动核电站的设计阶段,并为其在浮动核电站全生命周期的应用提供参考。      

浮动式核电厂烟羽应急计划区划分

介绍了小型堆应急计划区划分研究现状,在此基础上对比分析了浮动式核电厂ACP100S和AP1000核电厂在相同事故序列下裂变产物向环境的释放份额,选取具有包络性的事故源项,对ACP100S应急计划区进行了初步分析计算。结果表明:在相同的事故序列条件下,ACP100S和AP1000向环境的释放份额相差不大,但ACP100S堆芯积存量较小,因此ACP100S向环境释放源项也较小;在500m范围内,2d及7d有效剂量与7d甲状腺剂量均不超过相应的干预水平,由此可知ACP100S的烟羽应急计划区可划至500m的厂址边界,从而取消厂外应急。     

微压供热堆HAPPY200总体技术方案

以安全、经济、成熟的核能供热技术为目标，研发了微压供热堆HAPPY200。通过对HAPPY200的总体方案设计、系统关键参数、堆芯方案、热工水力设计、结构方案、主要工艺系统方案、设备方案以及安全评价等方面开展论证和分析，完成了整个核供热系统的概念设计。HAPPY200采用基于大容积水池的安全系统，实现了反应堆系统的非能动安全。HAPPY200的技术方案具有高度安全、系统简化、技术成熟、建造周期短、运行维护费用低及供热品质高等特点，具有广阔的市场前景和市场竞争力。目前已完成HAPPY200的概念设计并确定了示范堆的厂址，正在开展工程设计。     

压水堆燃料组件板弹簧压紧系统性能评价方法研究

分析了核反应堆燃料组件板弹簧压紧系统的非线性特点,提出了缓解非线性的设计应对措施;并对燃料组件板弹簧压紧系统性能评价方法进行了研究。以浮动核电站用板弹簧压紧系统为例进行了结构优化和性能评价,给出了优化后板弹簧压紧系统结构用于浮动核电站的性能情况。     

铅铋合金系统氧控旁路性能数值研究

为研究通过固态氧控有效调节铅铋合金（LBE）系统氧浓度的方法,本文通过修正液态LBE腐蚀经验公式,结合氧化铅（PbO）溶解模型,基于集总参数法并使用FORTRAN语言自编程序计算LBE系统氧浓度;据此研究主回路流量、质量交换器（MX）内温度、PbO装量对自主设计的小型LBE系统的MX供氧性能的影响;初步建立MX设计准则,获得一定约束条件下MX供氧性能及其氧控旁路设计参数。本研究可为LBE系统氧控旁路的设计和计算提供参考,同时提供一种高效求解LBE系统瞬态氧浓度和腐蚀的计算方法,为建立氧浓度模型预测系统提供新思路。      

直接注入管线失水事故非能动安全系统运行特性研究

小型模块式反应堆ACP100采用了非能动安全和模块化设计技术,可用于地区集中供暖、海水淡化和核动力商船等多个方面。其中,非能动安全设计主要包括非能动应急堆芯冷却系统、非能动余热排出系统等非能动安全系统和自动卸压等专设措施。针对ACP100非能动安全设计技术特点,在中国核动力研究设计院非能动安全系统综合性能缩比试验装置上开展了大量失水事故系统特性试验研究,根据试验数据分析,获得了非能动安全系统在直接注入管线发生破口后系统的综合响应特性,掌握了系统间的相互影响规律,并初步评估其对堆芯的冷却效果。     

“玲龙一号”反应堆研发关键技术

模块式小型反应堆（SMR）是一种新型的核能系统。“玲龙一号”反应堆（ACP100）是我国完全自主创新的多用途模块化小型压水反应堆。本文介绍了ACP100的研发过程、堆芯设计和安全设计的主要特点,主要包括堆芯核设计、热工水力设计、安全设计理念、固有安全设计、事故应对策略等关键技术。ACP100反应堆通过基于全非能动的设计理念以及确定论与概率安全评价相结合的设计方法,极大地提高了安全性,超过了三代核电安全标准要求。      

模块式小堆全厂断电事故应对策略研究

研究了ACP100模块式小堆的全厂断电（SBO）事故应对策略,分析了非能动余热排出系统、非能动堆芯冷却系统对于SBO事故的缓解作用。研究结果表明,ACP100具有多种不依赖于可靠电源应对SBO事故的策略,ACP100采用非能动余热排出系统或非能动堆芯冷却系统均可以保障SBO事故下的堆芯余热长期导出,长期维持反应堆的可冷却性。      

ACP100非能动安全壳空气冷却系统风载荷性能试验研究

环境风场对模块化小型压水堆（ACP100）核电厂的非能动安全壳空气冷却系统（PAS）的运行有着不可忽视的影响。通过在风洞平台内搭建ACP100小比例模型，探究不同环境风向角度和风速条件对PAS运行的影响；同时，采用Ansys Fluent软件对ACP100试验模型（主要由风洞平台模型和ACP100小比例模型2部分组成）和原厂模型进行数值模拟。结果表明:各环境风向角度、风速条件均有利于PAS换热；随着环境风速的增加，PAS进出口压力均与环境风速呈二次函数递减关系，且当环境风速达到12.5 m/s后，PAS进出口压差与环境风速的平方值正比例相关；ACP100原厂模型数值模拟结果显示环境风速越大，PAS换热效果越佳，当环境风速达到20 m/s时，各环境风向角度对应的PAS换热功率相对无风条件下增幅为23.0%~56.5%，平均增幅为35.6%。研究结果为ACP100的设计及优化提供了有力参考。      

应急撤离模拟在核电厂道路方案优化中的应用北大核心CSCD

将概率风险评价方法应用于核电厂的应急撤离模拟,利用自主编写的简化撤离模拟程序,结合厂址事故源项、人口、道路、气象条件等特征,对多个核电厂应急撤离条件下公众与工作人员可能的受照剂量和风险进行了对比分析。在此基础上,结合霞浦厂址应急道路方案遇到的实际问题,在保证事故应急状态下公众和工作人员能够有效撤离的同时,对应急道路方案进行了比选,为工程的实施提供借鉴和参考。相关程序和方法也可为后续发展海岛核电、小型供热堆等提供技术支持,有助于更直观地开展核电公众沟通。     

Flow characteristic of single-phase natural circulation under ocean motions

Natural circulation is widely used in nuclear reactor systems as the passive safety system. With the development of the floating nuclear power plant (FNPP), researchers should pay more attention to flow and heat transfer characteristics for the natural circulation under ocean conditions for the safety of FNPP. In this paper, the flow characteristics in a single-phase natural circulation system were investigated and the effects of heaving, rolling and coupled motions were analyzed. The oscillation amplitude of flow rate increases with the increase of period in a certain range and maximum acceleration under heaving motions. With the increase of oscillation intensity (higher frequency and larger maximum rolling angle), the oscillation amplitude increases and the average flow rate decreases under rolling motions. Moreover, the lateral displacement of rolling center changes the oscillation period and induces larger amplitude oscillations. The flow characteristic becomes more complex when the system is subjected to coupled motions. The oscillation period is the least common multiple of two motions’ periods. The oscillation induced by coupled motions makes the system more unstable than that induced by an individual motion. The potential superposition effect exists under coupled motions and needs to be addressed for the operation safety.     

大型先进压水堆核电站堆芯装载方案设想

核电站堆芯装载方案是反应堆堆芯设计的重要基础,它首先必须满足核安全的要求,同时还要尽可能地提高经济性。通过分析国内、外百万千瓦级核电站的堆芯装载,对反应堆输出功率、燃料组件数、堆芯平均线功率密度进行比较,给出我国大型先进压水堆核电站示范工程反应堆堆芯装载方案的设想,为技术决策提供参考。