华龙一号全范围事故分析研究

为满足相关法规要求及验证我国自主设计的三代核电机组华龙一号在不同运行模式及事故后长期阶段的安全性,开展了HPR1000全范围事故分析研究。首兇研究全范围事故分析的工况筛选原则,并确定需要开展定量分析的事故。分析结果表明,HPR 1000在全范围事故工况下均具有较高的安全裕量。本文研究中形成的思路、原则和方法可用于新核电厂设计以及在役核电厂相关分析。     

新建核电厂设计扩展工况中复杂事故序列的确定方法研究

根据国际原子能机构安全要求SSR-2/1和轻水堆核电厂欧洲用户要求(EUR),新设计核电厂需要考虑设计扩展工况,包括复杂事故序列和严重事故。国内、外核安全法规和技术标准没有给出确定设计扩展工况中复杂事故序列的具体方法。本文系统分析和研究了设计扩展工况中复杂事故序列的确定方法,提出基于核安全法规、导则和技术标准要求,基于概率安全评价(PSA)的风险见解,基于工程判断和基于类似核电厂设计经验四种具体方法,并应用于防城港核电厂3号、4号机组工程设计。本方法可用于指导新建核电厂设计,合理选择复杂事故序列和开展相关的安全特征设计,以进一步提高核电厂的安全水平。     

先进轻水堆安全系统简化方案研究

本文研究了国内外工程经验、法规标准和用户要求，提出了一套简化先进轻水堆安全系统配置方案。这套安全系统采用非能动安全系统应对设计基准工况（DBC），采用能动安全系统应对设计扩展工况（DEC）。工程判断和分析表明，这套安全系统可以应对所有DBC和DEC，与现有“华龙一号”相比，安全性一定程度提升，经济性显著提升。     

非能动安全壳热量导出系统设计方案及评价

非能动安全壳热量导出系统（PCS）是华龙一号（HPR1000）设计用来应对超设计基准事故工况的安全系统。本文描述了该系统总体配置方案的形成过程，分析了系统在缓解超设计基准事故工况及严重事故工况时的有效性，并从概率安全分析指引的角度，分析了系统对核电厂堆芯损坏频率和放射性物质大量释放频率的影响作用。结果表明：PCS对于提升HPR1000的严重事故预防和缓解能力具有明显的效果，可有效提升HPR1000的安全性。     

三代核电“华龙一号”标准体系研究

研究了中国三代核电"华龙一号"(HPR1000)的标准体系,重点研究标准体系的顶层设计。总结了HPR1000所采用标准的现状,明确了标准体系的研究范围;初步明确了标准体系顶层框架分层划块的总体结构,提出了HPR1000的梳理分析方法,并以总体设计为例说明了梳理分析过程,从而为标准体系的顶层设计提供必要的研究依据,也为后续进一步理清HPR1000标准之间的逻辑关系提供建议。     

华龙一号反应堆本体屏蔽设计

华龙一号(HPR1000)在设计过程中,为了满足通风和安全要求,在反应堆周围增设了贯穿件,另外,为了辐射防护优化的需求,相对于二代核电厂对部分位置辐射分区进行了更为严栺的调整。为应对上述改进,HPR1000反应堆本体屏蔽设计引入了先进屏蔽计算方法,开展了堆腔漏束和深穿透屏蔽计算分析,提出了先进屏蔽结构设计方案。通过采取针对性的屏蔽设计,HPR1000反应堆本体屏蔽各项指标均达到了工程设计要求,能够保护工作人员的安全健康和仪器设备的正常工作。     

华龙一号采用ANSI/ANS 58.14进行安全分级的研究

本文开展了HPR1000采用美国《轻水反应堆安全和压力完整性分级准则》(ANSI/ANS58.14—2011)进行安全功能及物项安全分级的方法论研究。研究结果表明,采用ANSI/ANS 58.14对HPR1000的物项进行安全分级具有可行性,HPR1000不需要进行大的改进,可以为HPR1000的多国安全审查打基础。     

控制棒驱动机构抗震试验验收准则研究

对控制棒驱动机构在地震工况下的落棒性能要求,国内未形成清楚的认识,而AP1000控制棒驱动机构抗震试验需要给出相应的验收准则。本文对国内相关法规和AP1000控制棒驱动机构执行安全功能的具体要求进行了研究,结合国内外已开展的同类试验的结果分析,提出AP1000控制棒驱动机构抗震试验的验收准则应与AP1000安全分析报告中对控制棒驱动机构的安全功能要求一致。室温无流量下控制棒驱动机构抗震试验的验收准则应为地震前与后的落棒时间不超过安全分析报告中确定的限值。     

华龙一号重要厂用水系统允许后撤时间优化研究

采用确定论和概率论相结合的风险指引型综合决策方法对华龙一号（HPR1000）机组重要厂用水系统（WES）运行技术规格书条款允许后撤时间（AOT）进行优化分析论证，包括预期变更的确定、纵深防御分析、安全裕量分析、概率安全分析（PSA）。分析结果表明，HPR1000机组WES系统一列不可用AOT由72 h延长至96 h是可接受的，符合HPR1000机组纵深防御原则和安全裕度要求，其风险增量满足美国核管会（NRC）管理导则RG1.174和RG1.177的风险可接受准则。在风险可控的前提下，可以进一步提高电厂运行的灵活性。     

基于系统工程方法的HPR1000应急堆芯余热排出系统设计研究

为进一步提高核电厂的经济性与竞争力,基于系统工程方法,针对“华龙一号”核电机组（HPR1000）应急堆芯余热排出系统开展设计研究,综合考虑安全性、经济性以及技术成熟度等要求,以核电厂工程应用和核电厂整体技术指标最优为目标,构建系统评估指标体系,并运用层次分析法（AHP）分析应急堆芯余热排出系统的最优化设计方案。研究表明,取消汽动辅助给水系统,将非能动余热排出系统（PRS）的功能扩展至缓解预计运行事件和设计基准事故可能是HPR1000应急堆芯余热排出系统更为优化的方案。      

AP1000所遵循的抗震设计要求及其与我国法规、标准的比较

根据美国联邦法规的要求,核电厂必须针对SSE(安全停堆地震)进行设计,OBE(运行基准地震)是否作为设计输入,取决于许可证申请者确定的OBE加速度数值.介绍了美国法规、导则关于核电厂的抗震设计要求,调查了AP1000的抗震设计情况,并就AP1000抗震设计与我国抗震要求进行了对比.经分析对比可得出结论:AP1000的抗...     

英国即将启动对英国版华龙一号的通用设计评估

<正>【英国国会官网2017年1月10日报道】英国政府近日要求核监管机构启动对英国版HPR1000(UK HPR1000)设计的通用设计评估(GDA)。HPR1000是华龙一号的英文名称。中国广核集团和法国电力公司(EDF)准备使用这一设计在布拉德韦尔建设核电厂。英国政府在2017年1月10日的声明中表示,商业、能源和工业战略部部长杰西·诺曼"今日要求英国独立核监管机构——核监管办公室(ONR)和环境局(EA)启动对英     

燃料元件工程应用审评实践研究

在梳理不同国家燃料元件设计安全要求的基础上,本文总结了燃料元件总的安全要求,分析了美国核管会标准审评大纲中对燃料元件及燃料系统设计评价和验收准则的要求,结合其规定的审评原则和方法,重点对Frarnatome Mark-B11组件和西屋16×16 NGF组件工程应用的审评实践进行了研究。国外燃料元件工程应用的审评实践表明:我国自主品牌燃料元件设计的安全评价可基于原有设计的运行经验和安全评价结果,应重点关注设计变更对安全评价的影响;安全分析的验收原则可参考美国核管会的要求和审评实践,结合我国的现行法规标准的要求,形成我国自主品牌燃料组件安全分析的验收准则。     

英国对华龙一号的GDA评审进入第二阶段

<正>【本刊2017年12月综合报道】英国核监管办公室(ONR)和环境局(EA)2017年11月16日宣布,英国版HPR1000(UK HPR1000)设计的通用设计评估(GDA)进入第二阶段。HPR1000是华龙一号的英文名称。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。根据英国监管机构公布的信息,目前已得     

核安全级应用软件V&V过程体系建设及实践

依据我国核安全法规要求,在核安全级应用软件开发过程中,应通过进行一系列的验证与确认(VV)活动来证明其正确性和安全性。通过对法规标准的研究,结合工程应用经验,明晰VV管理、工作流程、技术文件和VV工具4个方面的VV要求和方法,提出一套适用于核电站安全级DCS应用软件的VV体系。该体系已经应用在某核电站项目中,保证了软件的质量和项目的成功实施。该体系在后续的华龙一号、AP1000等先进堆型项目中也具有较好的应用前景。     

关于核电厂设计扩展工况的初步探讨

福岛事故后,为进一步提高核电厂核安全水平,主要核电国家和组织正在开展新核安全目标和理念的研究。本文结合当前国际上核安全要求的发展趋势,对"设计扩展工况"(Design Extension Conditions,简称DEC)这一概念进行了初步探讨,主要包括其意义、内涵、可接受准则、对纵深防御原则的影响,以及设计扩展工况安全设施的设计要求等,希望为国内建立新的核安全要求起到抛砖引玉的作用。     

“华龙一号”(HPR1000)稳压器排放管力学分析及布置优化研究

针对RCC M规范要求和工程上现有CPR 1000稳压器排放管存在的振动问题,对HPR1000稳压器进行了力学分析,并对其管道布置进行了优化。采用PIPESTRESS软件对HPR1000稳压器排放管进行建模,对管道所受载荷进行分析,并进行了应力评定;根据其管道布置的特点,对其振动特性进行分析。分析结果表明:管道满足RCC M规范要求;确定了稳压器排放管的振动动载荷响应最大的位置;优化并提出了HPR1000稳压器排放管布置改进方案,解决了其振动问题。     

EPR系统安全一致性评价方法研究

系统安全一致性评价是一种确定论安全评价方法,对核电厂系统设计是否满足国家相关法规以及设计总体阶段所制定的安全要求进行评价,是确保核电厂安全的重要保障。系统安全一致性评价是找出系统设计薄弱环节的重要途径,进而指导系统改进设计。本文根据工程实践归纳出系统安全一致性评价方法与思路,并结合实例对评价过程进行说明。该方法已运用在三代核电EPR设计中,并已完成主要核岛系统安全一致性评价工作。该方法可供CPR1000核电厂设计改进参考,也适合运用于定期安全审查(PSR)工作。     

“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。     

华龙一号非能动安全壳冷却系统热工水力分析

本文采用不可压缩流体均匀流模型对华龙一号(HPR1000)的非能动安全壳冷却系统(PCS)进行数值模拟,在反应堆冷却剂系统(RCS)大破口丧失冷却剂事故(LOCA)工况下对PCS进行热工水力分析,并对PCS设计工况进行性能分析计算。结果表明:PCS的非能动运行特性与事故进程具有很好的匹配能力,能在事故早期极快启动,并在24 h内将安全壳的温度和压力稳定在安全范围内。通过PCS设计工况的换热性能分析,PCS在运行5 h后进入两相流传热阶段,当换热水箱介质达到饱和温度后仍能长期稳定运行,导出安全壳内热量。