华龙一号包络功率形状验证方法研究

堆芯功率分布可用径向功率分布和轴向功率分布分别描述,功率分布对堆芯偏离泡核沸腾(DNB)具有较高的重要性。核电厂在运行过程及事故过程中可能出现的功率分布各不相同,为有效简化热工水力设计及事故分析所需的功率形状,根据事故过程中功率分布的变化程度以及核电厂保护系统特性,将事故分析所需的极限功率形状分类包络。根据华龙一号的保护系统设置,以堆芯功率能力分析方法为基础,介绍了华龙一号工况Ⅰ包络功率形状和参考功率形状的验证方法。计算结果表明,工况Ⅰ包络功率形状和参考功率形状分别为各自适用场景下的包络功率形状。结果不仅有助于工程设计人员快速理解包络功率形状的验证方法,也有利于包络功率形状在后续事故分析中合理使用。     

裕量法的堆芯功率能力分析研究

堆芯功率能力分析是在确定的反应堆运行模式下研究堆芯功率分布的控制,以满足核电厂在Ⅰ类工况下电厂机动性要求和Ⅱ类工况时安全性要求。传统的功率能力分析方法,比如综合法或较为先进的三维分析方法,均是计算功率分布相应的关键安全参数,并验证关键安全参数满足相应的设计准则。对于使用在线功率分布监测系统的压水堆,功率能力分析方法计算满足设计准则的最大功率水平。以西屋3DFAC方法为基础,给出裕量法功率能力的计算模型;并采用裕量法进行三门核电厂首循环特定燃耗步的功率能力分析,证明裕量法计算模型的合理性。裕量法计算模型不仅有助于工程设计人员快速掌握AP1000核电厂的功率能力分析方法;同时也为其他具有堆内监测系统的反应堆的堆芯功率能力分析提供参考。     

超功率ΔT保护整定值验证方法研究

超功率ΔT保护堆芯以防止超线功率密度引起的燃料元件损坏.以M310型核电厂为例,选取满功率下蒸汽系统管道破裂事故,研究初始工况、破口尺寸、反应性反馈系数、控制棒的调节等因素对核电厂超功率ΔT保护整定值有效性的影响,形成超功率ΔT保护整定值有效性的验证方法.     

压水堆核电厂堆芯功率能力验证分析

介绍了压水堆核电厂换料堆芯功率能力验证分析的原理和方法。利用中子学计算程序对换料堆芯正常运行工况（一类工况或工况I）和中等频率事故工况（二类工况或工况II）中可能的堆芯功率分别进行模拟。从反应堆物理和热工水力学的角度论证反映一、二类工况堆芯安全性的线功率密度裕量和偏离泡核沸腾比（DNBR）裕量。从而验证一类工况反应堆运行区域和二类工况超漏、超功率保护限值。本文还给出了大亚湾核电站18个月换料堆芯功率能力验证分析的结果。     

CPR1000核电厂反应堆功率标定系统设计及验证

简要介绍CPR1000核电厂反应堆功率标定系统的运算原理、系统结构、验证过程及结果。采用IAPWS-IF97水和蒸汽物性模型、焓差-热功率原理计算核电厂核蒸汽供应系统热功率与反应堆核功率。该套系统于岭澳核电站3号机组调试启动中成功完成了反应堆功率测量系统、控制系统的实态标定。实际应用表明功率标定系统能够可靠地完成CPR1000核电厂堆芯功率标定。     

基于TRACE的大功率非能动核电厂自动泄压系统误启动事故计算

基于最佳估算程序TRACE,对大功率非能动核电厂冷却剂系统和非能动堆芯冷却系统进行了建模分析,得到了自动泄压系统(ADS)阀门误启动事故下,一回路压力、破口流量、一回路水装量等参数的瞬态变化,并以此为基准工况,根据电厂实践经验,选取泵延迟工况和阀门半开工况进行敏感性分析计算,将计算结果与基准工况进行了比较与分析。结果表明:虽然不同的工况可能造成一回路水装量低于基准工况,但最小的一回路水装量仍未低于限值,堆芯始终没有裸露,大功率非能动核电厂的非能动专设安全设施能有效对一回路进行冷却和降压,防止堆芯过热,验证了大功率非能动核电厂发生自动卸压系统误启动事故后的安全性。     

CAP1000核电厂全功率范围SGTR事故研究

对CAP1000非能动核电厂在部分功率、零功率和热备用条件下发生的蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）事故进行蒸汽发生器满溢评价。对典型的部分功率、零功率和热备用运行条件下的SGTR事故分别进行横向敏感性分析,选取每个运行条件下的保守工况,结合满功率事故工况进行纵向功率谱对比,根据其瞬态特性,分析事故进程,评价极限运行工况和关键参数。结果表明：CAP1000核电厂在全功率范围内发生SGTR事故均不会导致蒸汽发生器满溢,且最严重的工况发生在满功率条件下。     

基于RBF神经网络的压水堆堆芯三维功率分布方法研究

堆芯三维功率分布的实时监测对核电厂的安全高效运行和控制系统优化均有重大意义。本文利用堆外核测量系统及RBF神经网络构建了一个实时堆芯功率三维分布监测系统,以提高监测的实时性及减小三维功率分布的拟合误差。在300 MW压水堆核电厂全范围仿真机上进行了一系列仿真实验,结果表明,该监测系统能在燃料循环周期的一定燃耗范围内,实时呈现堆芯三维功率分布,并通过几种方法对模型的精度进行了有效改进。     

AP1000堆芯核设计中一个应当注意的问题

AP1000核电厂作为我国引进的第三代核电技术已在我国多地开建,其设计中的很多先进技术与理念也成为核电行业学习研究的方向之一。但由于诸多原因,其他非承转单位在对AP1000设计的研究与学习过程中,会遇到一些与以往不同的问题,往往会引起技术消化困难。本文通过对AP1000堆芯核设计的审查,发现了一个功率分布畸变的问题,通过校算与研讨分析,给出了AP1000堆芯核设计报告中硼降曲线与堆芯功率分布计算工况的非常规处理方式。     

基于TRACE的大功率非能动核电厂SBLOCA事故计算及敏感性分析

采用最佳估算程序TRACE,模拟分析了某大功率非能动核电厂在中破口事故下的瞬态变化,绘制了冷却剂系统压力、自动卸压系统流量、冷却剂系统水装量等参数的变化曲线。在此基础上,根据M310电厂共性问题调研,选取泵延迟工况和小破口工况作为敏感性分析工况,同基准工况进行了比较与分析。结果表明:虽然不同的工况在某些时间段可能造成冷却剂系统水装量低于基准工况,但最小的冷却剂系统水装量均高于限值,没有出现堆芯裸露,验证了大功率非能动核电厂发生破口事故后的安全性。     

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。     

华龙一号LPD在线监测系统误差分析

核电厂采用线功率密度（LPD）在线监测系统对电站运行的实测参数在线计算并显示堆芯线功率密度，能够准确、及时地描述堆芯状态，提高核电厂运行的安全性和经济性。LPD在线监测系统报警限值的设定，需要考虑在线监测系统的总体误差，并留有一定裕量。通过研究华龙一号LPD在线监测系统的总体不确定度的分析方法，将系统的各部分误差通过统计方法综合起来，得到系统的总体误差限值。结果表明，华龙一号采用的LPD在线监测系统误差满足工程要求。      

状态导向与事件导向相结合的二回路管道破裂事故处理规程开发#br# #br#

HPR1000 adopts the symptom based emergency operating procedures (SEOP) to deal with accidents. In this paper, the related procedures for secondary pipe break accidents in SEOP are studied, including the development of procedures and supporting verification. In the development process of the procedures, a reasonable framework of procedures is constructed, and the operation procedures for different accidents are summarized. Based on the design characteristics of HPR1000, the main recovery strategies and relevant important setpoints are determined. In the supporting verification process, the typical secondary pipe break accidents are selected for analysis. The results show that the mitigation strategy provided by SEOP can effectively guide the nuclear power plant to the required safe and controllable state in time. In addition, by comparing different types of accident procedures, the advantages of SEOP in the coverage of accidents and the timeliness of recovery operation are proved. Through the research of this paper, a reasonable method is established for the development and verification of the operation procedure for HPR1000 secondary pipe break accidents.     

状态导向与事件导向相结合的二回路管道破裂事故处理规程开发

华龙一号”采用征兆导向应急运行规程（SEOP）进行事故处理。本文对SEOP中二回路管道破裂事故相关规程进行研究，包括规程开发和支持性验证。在规程的开发过程中，构建了合理的规程框架以及不同事故采用的处理规程，并结合“华龙一号”的设计特征，确定了主要恢复策略以及相关的重要定值。在支持性验证过程中，选取典型二回路管道破裂事故进行论证，结果表明，对所选的工况，SEOP提供的缓解策略能够及时有效地将核电厂引导至预期的安全可控状态。此外，通过对不同类型事故规程进行比较，证明了SEOP在涵盖的事故范围和恢复操作的时效性方面的优势。通过本文的研究，为“华龙一号”二回路管道破裂事故处理规程的开发和验证建立了合理的方法。      

华龙一号旁通释放类事故源项的不确定性分析与应用

核电厂严重事故放射性源项分析是核安全领域关注的焦点问题,而源项分析具有很大的不确定性。本文基于最佳估算加不确定性（BEPU）分析方法,采用严重事故一体化分析程序建立华龙一号严重事故分析模型,首次从整个事故进程角度出发,开发出适用于华龙一号严重事故源项不确定性分析的流程,并采用该方法对安全壳旁通释放类进行源项不确定性分析。本文研究内容丰富了华龙一号严重事故源项分析的工作,也为华龙一号三级概率安全分析（PSA）技术的发展奠定了基础。      

“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”征兆导向应急事故规程开发

In order to compensate for the defects of event-oriented emergency procedure (EOP) and state-oriented emergency procedure (SOP), HPR1000 nuclear power technology takes the advantages of the two operation procedures. Considering probabilistic safety analysis (PSA), a new symptom based emergency operating procedures (SEOP) through a large number of operation analysis supporting calculations is established. As an example, the operator actions during steam line break accident guided by SEOP is studied and compared with EOP and SOP. The results show that SEOP can deal with the accident rapidly and directly and can defend multi-accidents. The accident identification and mitigation measures are reasonable and effective. It can make full use of HPR1000 active and passive safety systems to deal with accidents, give full play to the design advantages of the safety system, and enhance the safety level of HPR1000. The principle, methodology and technique of the development can be used in the procedure development for the similar plant and can be used as a reference to improve the procedures for nuclear power plants in service.     

“华龙一号”征兆导向应急事故规程开发

为了弥补事故导向应急事故规程（EOP）和状态导向应急事故规程（SOP）的缺陷，“华龙一号”核电技术将两者优势相结合。借鉴概率安全分析（PSA），通过大量的运行分析支持性计算，形成全新的征兆导向应急事故规程（SEOP）。以主蒸汽管道破裂事故为例，进行了SEOP引导下的典型事故应用研究及其与EOP和SOP的对比。结果表明，SEOP具有迅速直接处理事故以及较强的叠加事故应对能力，事故判断和缓解措施有效、可靠，能够合理调用能动加非能动安全系统应对事故，充分发挥了“华龙一号”安全系统设计优势，进一步提升了“华龙一号”的安全水平。SEOP开发过程所形成的思路、方法、技术体系，可用于同类核电厂的事故应急规程开发，并可为现役核电厂规程的改进提供借鉴。      

“华龙一号”严重事故下快速卸压管道流道畅通性研究

核电厂严重事故下，管道与设备将经历极端高温、高压的情况，快速卸压管道作为严重事故下卸压的唯一途径，保证其流道畅通性至关重要，为此，开展“华龙一号”严重事故下快速卸压管道流道畅通性研究。对严重事故下快速卸压管道和稳压器进行传热分析，得到了管道和稳压器的温度变化情况。采用弹性分析的方法模拟了快速卸压管道在严重事故下的变形过程，得到了温度与变形的关系。建立三维模型，引入材料非线性，开展了快速卸压管道弹簧支架和阻尼器位置模拟研究，获取了严重事故下管道弹簧支架与阻尼器所处的状态。针对温度高于450℃的情况，分析了高温蠕变对管道完整性的影响。选取快速卸压管道上变形最大的10个位置开展了管道截面剩余面积研究，得到了严重事故下快速卸压管道最小剩余面积比以及管道最小流通面积。研究结果表明，“华龙一号”严重事故下快速卸压管道流道仍然能保证畅通性，“华龙一号”快速卸压管道能保证反应堆堆芯不会发生熔化。