ESPRIT试验验证RELAP5程序两相自然循环模拟能力

华龙一号核电厂中,在蒸汽发生器二次侧设置了非能动余热排出系统(PRS系统),可排出72 h内的堆芯剩余发热。为验证PRS系统能力,建立了三代核电非能动余热排出演示试验装置(ESPRIT)。该装置与华龙一号核电厂PRS系统高度比为1:1。开展了稳态运行和瞬态工况模拟试验,本文利用建立的RELAP5程序模型模拟了试验过程。与试验结果的比较显示RELAP5程序模拟两相自然循环现象的能力较好,但模拟蒸汽直接接触凝结的能力略有不足。     

"华龙一号"SGTR事故源项分析方法研究

在充分借鉴已有的工程实践和安全审评经验、参考核电发达国家成熟的分析方法和最新研究成果,并考虑"华龙一号"核电厂实际设计特点及事故应对策略的基础上,提出一套基于事故并发碘尖峰模型的蒸汽发生器传热管破裂事故源项分析方法,并采用该方法分析了"华龙一号"核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故源项。分析结果表明,采用该方法计算得到的事故源项,其放射性后果满足GB 6249(2011)规定的事故放射性后果接受准则。该方法与国标对三类事故放射性后果接受准则是相配套的,并避免了蒸汽发生器传热管破裂事故源项分析采用与其他事故源项分析均不同的重要输入参数。该方法可用于"华龙一号"其他三类事故源项分析,同时为国内设计基准事故源项分析相关导则、法规的实施提供参考。     

华龙一号核电厂主管道直接测温技术应用研究

传统核电厂(M310)采用旁路测量方式执行关键安全参数-反应堆冷却剂温度的测量,但该方式由于工艺回路复杂、主管道上接管数量多且维修难度大而不满足三代核电的要求。本文首先分析了热分层原理,然后总结出一种能适用于华龙一号核电厂的主管道直接测温方案,其次从安全分析的角度对这种测温方案在华龙一号核电厂上的可应用性进行了论证。论证结果表明:主管道直接测温技术经特殊配置后可应用于华龙一号核电厂。     

“华龙一号”核电厂丧失WES后采用IRWST反冷分析

使用RELAP5程序,对"华龙一号"核电厂丧失重要厂用水系统(WES)事故后通过内置换料水箱(IRWST)进行反冷操作的过程进行模拟,定量评价反冷的作用效果。对"华龙一号"核电厂而言,通过IRWST的反冷操作应不晚于17. 6 min投入。通过计算分析可以知道,当IRWST初始水温低于30℃时,反冷效果显著,可以维持设冷水系统在数小时内仍能有效工作,为操作员恢复WES系统功能提供了较大的时间裕量。     

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”SGTR事故最大蒸汽排放量计算分析的独立验证

采用合理的方法和假设对"华龙一号"蒸汽发生器传热管破裂事故时最大蒸汽排放量进行计算分析,并将最大蒸汽排放量独立验证计算结果与初步安全分析的计算结果进行了对比分析,二者的相对误差为2%,计算结果基本一致。结果表明蒸汽发生器传热管破裂事故最大蒸汽排放量的安全分析计算结果是合理的,用于蒸汽发生器传热管破裂事故放射性分析是可行的。     

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。     

堆外蒸汽爆炸堆腔压力冲量分布计算分析

使用三维多相计算流体力学(CFD)计算程序MC3D,对1000MW级核电厂岭澳核电站二期安全壳内部结构建模.对包括粗混合和蒸汽爆炸过程在内的压力容器外熔融燃料与冷却水相互作用过程进行研究,主要研究蒸汽爆炸过程中堆腔内不同位置的压力、冲量变化趋势以及触发时间对爆炸产生冲量大小的影响.计算结果表明,粗混合阶段堆腔内压力变化...     

“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。     

华龙一号堆内构件流致振动现场实测测点布置论证

为保证华龙一号堆内构件的结构完整性,在华龙一号首堆(福清核电厂5号机组)热态功能试验期间应对堆内构件的流致振动行为迚行现场实堆测量,幵且需对现场实堆测量中涉及的实测测点布置迚行论证分析。本文将华龙一号堆内构件与M310堆型堆内构件的结构和流场迚行了对比,得出需要布置测点的新结构位置以及相同结构的薄弱位置;通过对华龙一号堆内构件比例模型试验结果的分析,找出流致振动相对薄弱的结构,在实堆上重点布点测量薄弱结构,其余位置在实堆上考虑少量测点迚行验证性测量;对于以上提到的薄弱位置以及考虑到实堆感应器测点失校的可能性,适当地考虑测点的冗余。通过与同类核电厂流致振动测量的比较,结果表明,华龙一号确定的测量结构、测点布置合理,幵且该测点布置斱案已在福清核电厂5号机组实施。     

“华龙一号”示范工程DCS系统设计

"华龙一号"示范工程是我国自主研发的三代核电机型,其控制系统采用全数字化仪控系统和先进控制室设计(简称DCS系统设计)。"华龙一号"首堆DCS系统设计符合国内以及国际上最新的法规、导则和标准的要求,吸收了国内多个数字化核电厂的建设和运行经验,并充分借鉴国际先进核电厂DCS系统设计理念。与二代加核电厂相比,"华龙一号"首堆工程DCS系统设计充分吸收了福岛核电厂事故后一系列的技术改进,提高了自动化控制水平,满足事故后30 min不干预的设计原则;提高了仪控设备的鉴定水平,满足0.3g地面最大加速度的抗震要求;提高了对设计扩展工况(包括严重事故工况)的防御能力,在发生严重事故且全厂断电工况下,仍能在72 h内为核电厂的严重事故缓解提供必要的监控手段。     

华龙一号安全壳热工响应确定论现实方法研究

失水事故（LOCA）是压水堆核电厂的一种典型设计基准事故,该事故后的安全壳热工响应过程,尤其是安全壳压力峰值直接影响安全壳结构的完整性。本文采用确定论现实方法（DRM）对华龙一号核电厂LOCA质能释放与安全壳热工响应进行分析研究。对关键参数进行敏感性分析及统计计算,并建立DRM惩罚模型。计算结果表明,DRM惩罚模型的计算结果始终高于95%置信水平下、95%概率下的统计计算值,DRM惩罚模型是保守的。DRM方法对于华龙一号核电厂的LOCA质能释放与安全壳热工响应分析是适用的。     

模块式小型堆硼反馈模拟方法研究

我国自主设计的一体化模块式小型堆(SMR)采用载硼方式运行,由于系统差异,堆芯内的硼输运及反馈过程,无法采用传统的核电厂系统分析程序THEMIS进行分析。文章对最佳估算系统程序RELAP5的硼输运模型进行了研究,建立了一套硼反馈的模拟方法,并通过与华龙一号(ACP1000)核电厂主蒸汽管道破裂事故的THEMIS计算结果对比分析,验证了方法的合理性。在此基础上,对SMR停堆期间硼稀释过程进行了分析,结果表明,事故后5 110.0 s反应堆重返临界,应采取相应保护措施予以避免。     

“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”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     

华龙一号核与辐射应急通用准则和操作准则体系研究

我国现行的通用干预水平(GIL)和通用行动水平(GAL)体系不能满足华龙一号这类先进核电机组核与辐射应急的需求,文中以国际原子能机构(IAEA)提出的通用准则(GC)和操作准则(OC)这一新的体系为主要依据,同时结合美国核能研究所(NEI)应急行动水平(EAL)的先进技术及我国核电厂操作干预水平(OIL)的现状,提出华龙一号核与辐射应急的GC和OC体系,以实现华龙一号应急分级、应急计划区(EPZ)划分和防护行动启动的先进性。     

华龙一号海外首堆反应堆控制系统优化设计

反应堆控制系统是核电厂重要仪控系统之一,对保障核电厂的正常运行起着重要作用。为确保控制系统在核电厂运行过程中的良好控制品质和减少现场调试时间,有必要在设计阶段通过仿真研究对控制系统参数进行优化设计。分析了三代核电华龙一号（HPR 1000）海外首堆的反应堆控制系统功能,对各控制系统被控变量进行了说明;在此基础上,对控制系统参数优化流程进行说明;利用核电厂数字化仿真工具,通过系统建模仿真对控制系统参数进行敏感性分析,根据不同参数取值下的系统静态和动态响应特性得到较优的控制系统参数,经性能验证满足设计要求。所获得的反应堆控制系统参数已用于海外华龙一号首堆反应堆控制系统设计,并用于指导核电厂现场调试和核电厂运行。      

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。     

“华龙一号”机组核燃料经济性分析

"华龙一号"核电机组的技术特点之一是采用"177堆芯"设计方案,合理评估燃料经济性对研究评价我国自主创新的三代核电机型经济性意义重大,不仅为燃料成本控制与优化指明了方向,更有利于提高"华龙一号"核电机组的经济性与竞争力。本文根据各核电厂燃料管理方案,通过计算、对比"华龙一号"与二代改进型机组以及AP1000核电机组在首循环阶段和换料阶段的发电成本差异,对"华龙一号"机组的燃料经济性进行了分析与研究。通过对影响燃料费用的各燃料制造环节的价格进行敏感性分析,明确了影响核燃料费用的主要因素。分析发现,相比其他核电技术,"华龙一号"在平衡换料阶段优势明显,组件制作和天然铀费用在整体费用中占比较大,是费用控制的重点,另外分离功价格变化对核燃料费用也有一定的影响。