“华龙一号”反应堆及一回路系统研发与设计

本文概述了中国核动力研究设计院(以下简称"核动力院")进行"华龙一号"反应堆及一回路系统自主创新的历程,介绍了主要研发内容和设计方案,包括堆芯设计、一回路系统设计、主设备设计、事故预防和缓解措施、安全分析等,展示了"华龙一号"作为三代核电技术的安全性、经济性和先进性。     

《压水堆核电厂安全降压和排气系统设计准则》等3项标准通过审查

<正>能源行业核电标准化技术委员会秘书处于2014年12月22日~24日在北京组织召开了核电标准审查会,本次会议审查了由中国核动力研究设计院主编的《压水堆核电厂安全降压和排气系统设计准则》、《压水堆核电厂反应堆压力容器及反应堆冷却剂系统管道和设备保温层设计制造规范》和中广核工程有限公司主编的《核级金属波纹管膨胀节设计制造规范》。来自环境保护部核与辐射安全中心、上海核工程研究设计院、中国核电工     

华龙一号反应堆冷却剂系统抗震设计关键技术

华龙一号是满足三代核电技术指标要求的自主化百万千瓦压水堆核电机组,其抗震能力达到0.3g。为达到该抗震指标,对反应堆冷却剂系统在关键设备结构加强及优化、管道破前漏技术应用、抗震载荷分配精细化计算、抗震设计标准化、抗震裕度评价等方面开展了关键技术研究,建立了一套抗震能力提升的策略,完成了华龙一号反应堆冷却剂系统抗震优化和评估工作。相关技术已在华龙批量生产堆型中得以应用。     

《压水堆核电厂反应堆冷却剂系统和主蒸汽系统超压分析要求》标准送审稿审查暨标准认可技术审查在京召开

正2014年9月23日,能源行业核电标准化技术委员会秘书处组织有关单位专家和代表在北京召开了能源行业核电标准《压水堆核电厂反应堆冷却剂系统和主蒸汽系统超压分析要求》标准送审稿审查暨标准认可技术审查。共有来自环境保护部核与辐射安全中心、中国核动力研究设计院和上海核工程研究设计院等9家单位的19位专家和代表参会。     

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。     

核电厂数字化I&C系统关键技术研究现状及发展策略

国外的核电厂数字化仪表与控制(I&C)系统已经取得显著成绩,我国尚处在起步阶段.中国核动力研究设计院采用国内外成熟的工业控制技术和设备研究开发出数字化反应堆保护系统样机、数字化反应堆控制系统样机、先进控制室研究开发平台、高精度实时核蒸汽供应系统仿真机及相关的17个计算机软件,获得了进一步研究开发的经验,具备了中外合作研制核电厂数字化I&C系统的条件,也为在新-代压水堆核电厂实现数字化I&C系统国产化奠定了坚实基础.     

“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。     

能源行业核电标准《压水堆核电厂反应堆冷却剂主管道设计制造规范》通过审查

正能源行业核电标准化技术委员会秘书处于2014年8月6日~7日,在北京组织审查了由中国核动力研究设计院主编的核电行业标准《压水堆核电厂反应堆冷却剂主管道设计制造规范》。来自环保部核与辐射安全中心、中国核电工程有限公司等9家单位的12位专家和代表参加了此次标准审查会。与会专家听取了编制单位代表对标准编制情况和相关意见处理情况的汇报,经过对标准内容的深入讨论,认为本标准(送审稿)     

核电厂辐射监测系统特点及发展趋势分析

辐射监测系统是保障核电厂工作人员、公众和环境辐射安全以及核动力系统安全运行的重要系统。本文介绍了二代、二代加及三代压水堆核电厂辐射监测系统的特点,探讨分析压水堆核电厂辐射监测系统的框架体系、智能化报警技术以及事故后监测技术等方面的发展趋势,为压水堆核电厂辐射监测系统的设计、运行管理以及新型辐射监测设备的研发提供参考。     

国内特别报道

我国首台百万千瓦级压水堆核电站蒸汽发生器通过验收中国核动力研究设计院自主设计的福清核电1号机组1号蒸汽发生器,在东方电气(广州)重型机器有限公司制造完成,并顺利通过验收,标志着我国核电设计、制造水平又迈上了新的台阶。(摘编中国核电信息网2011年10月10日发布)     

能源行业核电标准《非能动压水堆核电厂核岛主要系统布置准则》通过审查

<正>能源行业核电标准化技术委员会秘书处于2015年5月12日在北京组织召开了能源行业核电标准《非能动压水堆核电厂核岛主要系统布置准则》的专家审查会,来自环境保护部核与辐射安全中心、中国核电工程有限公司、中国核动力研究设计院、中广核工程有限公司等10家单位的标技委委员、专家和代表参加了会议。《非能动压水堆核电厂核岛主要系统布置     

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。     

《压水堆核电厂控制棒驱动机构设计制造规范》通过审查

2012年7月4日至6日,由能源行业核电标准化技术委员会秘书处组织有关单位代表和专家在北京召开了能源行业核电标准《压水堆核电厂控制棒驱动机构设计制造规范》送审稿的审查会。来自环保部核与辐射安全中心、东方电气集团东方汽轮机有限公司、江苏核电有限公司、上海核工程研究设计院、中广核工程有限公司、中国核动力研究设计院、中核核电运行管理有限公司、上     

《压水堆核电厂技术规格书编制准则(英文版)》等两项标准通过审查

<正>2019年12月18日,能源行业核电标准化技术委员会秘书处组织召开了能源行业核电标准《压水堆核电厂技术规格书编制准则》(英文版)和《压水堆核电厂堆芯临界硼浓度监督》(英文版)送审稿审查会。来自大亚湾核电运营管理有限责任公司、上海核工程研究设计院有限公司、中国核动力研究设计院、中核核电运行管理有限公司、苏州热工研究院有限公司、江苏核电有限公司等10家单位共19位专家和代表参会。     

基于PHYCA软件的“华龙一号”反应堆水力学分析

针对核电厂反应堆水力学分析的需求，中国核动力研究设计院自主研发了PHYCA软件。为了进一步评价软件的工程适用性，以自主化三代核电“华龙一号”为对象，开展了基于PHYCA软件的反应堆水力学分析，给出了压力容器内主要部件的压降、压力容器内各类旁流量和堆内构件水力载荷，其值与工程设计结果相近，表明PHYCA软件可用于类似核电厂的反应堆水力学分析。      

先进燃料循环坎杜堆:超越天然铀燃料循环

正【英国《国际核工程》网站2014年11月10日报道】先进燃料坎杜重水堆(AFCR)是目前唯一一种能够使用堆后铀(即通过后处理从乏燃料中回收的铀)和钍基燃料、且能满足后福岛要求的第三代反应堆设计。它由加拿大坎杜能源公司(Candu Energy)与中国核工业集团公司秦山第三核电有限公司、中核北方核燃料元件有限公司以及中国核动力研究设计院合作开发,已完成概念     

“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。      

华龙一号反应堆177堆芯核设计

华龙一号(HPR1000)反应堆是我国具有自主知识产权的三代核电压水堆堆型。其堆芯由177个燃料组件组成,不仅具有较高的堆芯输出功率,而且具有较低的线功率密度使其具备较高的安全裕量。HPR1000反应堆平衡循环采用18个月换料策略,核电厂可利用率超过90%。采用IN-OUT换料方式,平均批卸料燃耗大于45000MW·d/t(U)。堆芯具有很好的反应性负反馈固有特性,仸何运行状态下的慢化剂和燃料温度效应均为负值。HPR1000反应堆采用2套独立的停堆系统,紧急停堆情况下即使1束最大价值的控制棒被卡在堆外,反应堆也能被快速有效地带入到停堆状态幵保证足够的停堆裕量。HPR1000反应堆采用了机动性较好的Mode-G运行方式,基于Mode-G运行方式,HPR1000可以迚行负荷跟踪、负荷阶跃等机动运行。同时采用了在线监测系统,可以实时监测反应堆运行过程中的三维堆芯功率分布。     

压水堆核电厂氚排放量的系统设计分析

压水堆核电厂尤其是内陆核电厂的氚排放一直备受关注。目前关于压水堆产氚的计算分析通常以一回路冷却剂系统作为氚活度衡算边界,系统设计对氚排放量的影响少有讨论。本文将氚活度衡算边界从一回路扩展到反应堆冷却剂净化和复用系统,考察了一回路氚比活度控制值、反应堆冷却剂净化复用系统水装量和不复用排放水量等三个系统设计参数之间的关系和它们对压水堆氚排放量的影响。经分析发现,通过提高一回路氚比活度控制值和增加净化复用系统水装量,可显著降低氚排放量。基于现有的核电厂设计,若将一回路氚比活度控制值从15 000 MBq·t^-1提高到44 000 MBq·t^-1,氚排放量设计值可以降低3%～13%,若进一步增加复用系统水装量到10 000 t,氚排放量设计值可降低46%。     

秦山核电二期工程反应堆及反应堆冷却剂系统设计

秦山核电二期工程电功率为2×600MW,反应堆为压水堆,两环路结构,A模式运行;堆芯平均线功率密度为161W/cm;换料方式采用年换料四分之一.反应堆冷却剂系统采用对称布置,以反应堆容器为中心,两条环路两边对称;主冷却剂系统额定流量为每条环路各24290m3/h.中国核动力研究设计院(NPIC)承担了反应堆及反应堆冷却剂系统及相关的控制、保护、仪控系统的设计与技术服务任务,并承担有关的设计验证工作.工程实行院长领导下的项目负责制,建立分工明确的组织管理机构.以中国的核安全法规、工程合同和业主要求为基础,制定质量保证大纲和设计文件清单.设计中主要采用法国RCC系列规范,系统中重要的设计结果都经过了试验的验证.各种实测值与设计分析计算值的比较表明,秦山核电二期工程反应堆及反应堆冷却剂系统设计的理论计算值与实堆的实测值符合良好.试验结果表明设备性能完善,能够满足核电站正常和事故工况下的运行要求.