锻造“华龙一号”常规岛精品工程

常规岛工程作为核电站的重要组成部分之一,其设计技术水平直接影响着核电站运行的安全性、经济性及可靠性。从"华龙一号"常规岛技术方案的初步研究到示范项目技术方案的基本形成,作为常规岛设计的负责单位,紧紧围绕"华龙一号"示范工程厂址特点、工程背景和核岛接口要求,对"华龙一号"示范工程常规岛设计技术多个方案进行了优化和完善,形成了与三代核电技术匹配、各项技术指标优良、安全性和经济性得到充分保证的常规岛技术方案,典型的几项技术优化工作包括:结合参考工程的运行反馈,对常规岛主厂房降低标高技术再次优化和完善,形成更经济、更合理的方案;结合汽轮发电机组技术最新成果,确定了更先进、更成熟、更可靠的主机规范;将抗震计算分析技术首次应用到示范工程的主蒸汽和主给水系统,提高主蒸汽和主给水系统运行的可靠性;对常规岛主厂房进行了防倒塌全面分析,为核岛和常规岛主厂房的安全分析,提供了更为全面和可靠的分析数据;对常规岛相关系统进行了针对性优化,系统配置更为合理规范;采用了更为先进、功能更强大的Smart3D三维设计软件进行设计,有利于常规岛施工设计的进一步深化和设计质量的进一步提高等,通过以上系统性的设计技术改进、优化以及先进设计手段的应用,必将为"华龙一号"示范项目常规岛精品工程的建设打下良好的技术基础,并形成了充分的技术保证。     

“华龙一号”核岛厂房防御外部事件设计改进

"华龙一号"是由中核集团和中广核集团共同开发,具有完整自主知识产权的百万千瓦级压水堆核电机组,"华龙一号"核岛厂房外部事件防护设计按照现行核安全法规要求进行了技术改进。在抗震设计方面,建立核岛厂房三维实体有限元模型,在提高抗震设计加速度水平下采用多组地基参数进行包络分析,提高了核岛厂房抗震设计的安全性和适用性;采用流固耦合动力非线性分析方法计算安全相关重要水池和水箱中水体在地震作用下的晃动效应。遵照新版HAF102的要求,将大型商用飞机撞击作为一种超设计基准外部事件进行评估。     

华龙一号核岛主设备复杂路径转运设备技术研究

基于对华龙一号堆型的土建布置和专用转运设备结构设计要求的分析,对核岛主设备转运技术进行研究,设计了核岛主设备转运设备,对其总体结构及主要构件进行分析,形成了华龙一号核岛主设备复杂路径转运技术。该技术能够满足华龙一号堆型的主设备转运的各项指标和要求,且具有自主知识产权,解决了我国第三代核电的自主研収过程中主设备转运安装等亟待解决的重大问题。     

“华龙一号”海外首堆核岛钢结构技术创新优化

本文以"华龙一号"海外首堆核电站为例,从钢衬里模块化、内穹顶技术优化、创新型外穹顶、不锈钢水池模块化、龙门架主框架分块模块、主设备翻转支架等方面进行了分析,对核岛钢结构进行了技术创新与优化,为"华龙一号"后续建设提供了有力支撑。     

“华龙一号”燃料操作与贮存系统关键设备设计

由于"华龙一号"堆型核电站与二代改进型核电站在厂房布置、换料水池深度及尺寸、安全壳尺寸、转运通道长度、乏燃料水池大小与换料制度、抗震计算加速度等方面均存在较大差异,且在安全性、可靠性上对设备有了更高的要求,因此对于"华龙一号"燃料操作与贮存系统(RFH系统)的主要设备均有针对性地开展了新设计、新研究,主要包括装卸料机、转运装置、乏燃料贮存格架、新燃料升降机等。针对以上主要设备在"华龙一号"项目中的设计特点及相关科研情况进行阐述。     

“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。     

海外“华龙一号”核岛环吊整体吊装工艺

环吊安装处于核岛安装工程的关键路径上,主要服务于核岛主设备的吊装。以往国内核电站建设环吊吊装均采用分段吊装工艺,巴基斯坦卡拉奇"华龙一号"核电站环吊采用整体吊装工艺。本文通过对海外"华龙一号"堆型环吊整体吊装和以往国内核电站环吊分段吊装在施工工艺、工期优化等方面的比较,得出整体吊装工艺能显著提高环吊吊装的安全性,有效缩短施工工期,体现海外"华龙一号"堆型核电站环吊吊装工艺的先进性。     

“华龙一号”核岛主系统设备开顶法施工关键技术研究与应用

“华龙一号”建安工程积极推进先进建造技术,核岛主系统设备安装参考AP1000采用了开顶法施工。本文通过分析核岛主系统设备的结构特点及现有的吊装工艺,指出核岛主系统设备在采用开顶法施工后,目前采用的单机旋转法吊装工艺仍存在改进空间。为保证安全、可靠、高效实施核岛主系统关键设备的安装。结合核岛主系统设备重量重,长度长,水平运输,需翻转直立后吊装就位的特点。介绍了以拟建的某“华龙一号”项目为背景所开展的核岛主系统设备开顶法施工中关键技术的研究开发工作及成果。     

地下核电厂核岛总体布置研究

地下核电厂厂房以丘陵地区中等规模山体地形为基础,采用阶地平埋型式对核岛厂房进行总体布置设计。采用将核岛地下厂房布置在"L"型洞室中和将核岛地面厂房布置在山体边坡外侧的布置方案,在此基础上进行地下厂房设备运输及人员通道、管道及电气电缆连接通道,以及地面核岛厂房的总体布置概念设计。对常规地面核岛厂房置于地下后所产生的影响进行分析,认为地下核电厂核岛厂房布置方案合理可行。     

百万千瓦核电站安全阀校验改造研究

针对核电站某些系统或设备难以隔离导致安全阀无法定期校验或有效期超期,或因安全阀校验引发昂贵或废气介质排空、吹扫而造成资源浪费、环境污染及工作量大等共性问题,该文依据相关标准和规范,提出了三种可实施性改造方案,并对三种方案的适应性和优缺点进行了讨论与分析。经对福清核电站电气厂房冷冻水系统(DEL)、核岛冷冻水系统(DEG)、压缩空气生产系统(SAP)等系统安全阀分类别改造后,系统和设备的安全性、可靠性、经济效益以及社会效益得到显著提高,该改造经验已成功应用到"华龙一号"机组。     

“华龙一号”运行维护技术标准化体系研究

本文针对"华龙一号"机组运行维护的技术规范标准体系建设进行了研究,划分为技术级的技术手册体系(厂标)和集团级的"华龙一号"技术型号标准体系(企标)两部分。厂标结合核电运行期间各领域的技术要求,形成了共计3篇、18卷、17册和126章的完整手册体系,是具体编制运维规程的规范化技术指导性文件。运行维护领域企标按工作类别细分为运行、维修、设备管理、技术支持、化学和培训等6个子领域,对现有核电标准进行适用性分析,根据各领域工作要素分析标准需求,归类建立"华龙一号"生产运维标准体系表,共计457项标准,新编标准项目近百项。这些体系为后续"华龙一号"安全稳定运行打下坚实基础,为"华龙一号"批量化建造和走出去提供较好的技术软实力保障。     

事故及事故后反应堆厂房γ剂量率监测系统设计

介绍事故及事故后反应堆厂房γ剂量率监测系统的设计和各部件的功能。0.1 L并行双电离室结构,纯铝电极,铠装电缆连接,静电计采用I-V与V-F组合方式。"华龙一号"LOCA环境试验过程中,出现铠装电缆断裂,绝缘电阻测量值小于规定值,以及加载运行试验输出电流值偏差超出规定最大偏差值的情况。经分析是铠装电缆与电离室之间的接口设计和焊接工艺存在问题,提出从加工工艺、焊接方法、测试设备三个方面进行改进。     

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”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。     

三代压水堆核电站核岛主设备安全特征分析

为了满足"三代"核电技术要求,三代压水堆核电站核岛主设备在容量、设计寿命和安全裕量等方面均进行了优化设计。本文对AP1000和EPR等机型核岛主设备的技术特征、改进目标和改进方法等进行了分析,为核电厂的设备运行和改造、新电厂的设计提供参考。     

12PC2-6B应急柴油发电机组国产化研制

随着国产核电堆型"华龙一号"的推出,对应急柴油发电机组(以下简称"EDG")功率和技术指标有了更高要求,"华龙一号"作为中国核电"走出去"的主打品牌,其对应急柴油发电机组的技术要求预示了该类设备的发展趋势,即大功率、高技术含量、高安全可靠性。为满足这一需求,针对性的开发研制国产大功率应急柴油发电机组十分必要,因此公司以12PC2-6B型柴油机为原动机,开展8 000kW 12PC2-6B应急柴油发电机组的的国产化研制。该型EDG的国产化研制分三部分,即柴油机研制、系统成套设计和样机鉴定试验。EDG的研发过程需要对诸多因素进行考核,除满足最基本技术指标外,还需对冗余设计、程序带载、事故状态运行等复杂情况进行考虑。各项数据表明国产化研制的12PC2-6B应急柴油发电机组性能和技术指标均能满足核电站的需要,可以在"华龙一号"核电站进行推广使用。     

CPR1000机组T_7温度过高的对策研究

中广核工程有限公司在开展阳江等南方滨海厂址的CPR1000机组设计建设过程中,发现由于核岛最终热阱设计基准温度(T_7)过高,导致核岛冷链系统对核岛系统的冷却不足,从而影响核岛系统正常运行的情况。由于CPR1000机组是按照"翻版+改进"的原则进行设计建造,各方均不希望对CPR1000机组的"布置方案、厂房土建结构"等进行修改。中广核工程有限公司设计院在固化参考电厂主要设计参数的前提下分析确定了CPR1000机组所适用厂址的核岛最终热阱设计温度上限值。继而探讨研究了各种潜在的基于核岛方面的改进方案,最终确定"调整核岛冷链系统运行模式"作为应对厂址T_7温度过高情况的改进方案,消除了核岛最终热阱设计基准温度过高的隐患。     

“华龙一号”装卸料机研制

"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技术。介绍了"华龙一号"核电机组反应堆核燃料操作与贮存系统(RFH系统)核心设备装卸料机的研制情况,主要在对以往项目经验反馈系统总结、分析的基础上,针对其关键零部件结构制造技术、调试技术进行了深入研究,对各关键控制要点、难点提出了更为有效的解决措施和加工方案等方面进行阐述,进一步改进和优化其工艺技术,确保装卸料机满足精度、性能和使用需求。     

“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。