浮动核电站堆舱舷侧与底部辐射分区研究

浮动核电站是驻泊在海上的核动力电厂,主要辐射源集中在堆舱区域。堆舱内部是包容反应堆及一回路系统等辐射源的船舶舱室,堆舱外包括舷侧和船底两大区域。堆舱内部的辐射分区与陆上核电站相似,而堆舱外区域则需要重新考虑,导致在浮动核电站在辐射分区标准选择方面,堆舱内可参考陆上核电站设计方法,但堆舱外区域则缺乏参考标准。本文给出了浮动核电站辐射分区的总体特征,重点研究了影响浮动核电站堆舱外区域辐射分区的制约因素,给出了堆舱舷侧与底部分区设计的解决方案,兼顾了辐射安全、较高辐射区管理成本和经济成本要求,可供工程人员设计参考。     

ACP100S浮动核电站总体设计及验证

浮动核电站是利用浮动平台建造的可移动的核电站，从电功率分级上划分属于小型反应堆，可用于发电、淡化海水、供热，能满足区域供电、区域供热、海上石油开采、偏远地区、孤岛等特殊需要。本文在分析目前浮动核电站发展形式及其特点、优势基础上，提出了中核集团ACP100S浮动核电站方案，分析ACP100S设计原则、技术特点、设计参数、总体技术方案、试验和验证以及示范工程进展情况。      

船坞式浮动核电站总体技术研究

为推动我国实现浮动核电站工程建设，本文结合国内外浮动核电站发展趋势，提出了ACP100S船坞式浮动核电站初步方案，并对船坞式浮动核电站在外部事件、反应堆设计、船体设计、经济性、水电气联供实现性、应急安全、电站扩展部署技术等几个方面进行了初步分析，给出了“近岸浮动核电站”—“远海浮动核电站”两步走的发展建议，对于早日实现我国浮动核电站建设具有一定的指导意义。     

海上浮动核电站应急撤离分析

核事故应急撤离是核应急响应的重要组成部分, 目的在于快速有效地将可能受到事故影响的人员转移至安全地区。本文根据海上浮动核电站的运行场址与运行特点, 对海上浮动核电站应急响应特征进行分析, 给出了浮动核电站应急等级划分和应急计划区范围。结合陆地核电站场区撤离与海洋平台撤离疏散方法, 制定了海上浮动核电站应急撤离情景与撤离分析假设。对浮动核电站人员撤离的分析结果表明, 浮动核电站人员撤离满足客船撤离要求, 及海上浮动核电站应急撤离的时间要求。关键词: 海上浮动核电站; 核应急; 应急计划区;应急响应; 应急撤离     

稳压器新型水位测量装置倾斜和摇摆试验研究

为实现海上浮动核电站稳压器水位的精确测量，保证反应堆的运行安全，提出一种新型水位测量装置。本文分别从测量原理，试验装置，试验项目，以及试验结果分析4个方面展开论述，验证了该装置能够解决海上浮动核电站稳压器的水位测量问题，为摇摆工况下设备水位测量提供重要参考。     

高温气冷堆舱室抗商用飞机撞击的耦合数值分析

本文建立了大型商用飞机撞击典型高温气冷堆核电站反应堆舱室的非线性有限元模型，计算中混凝土舱室直接采用工程用钢筋混凝土的损伤塑性本构模型，飞机结构采用Johnson-Cook本构模型。对飞机高速撞击高温气冷堆核电站反应堆舱室非线性撞击过程进行模拟计算，得出正面和侧面撞击条件下的撞击载荷曲线、撞击位移云图、反应堆舱室混凝土破坏情况等结果。评估表明，反应堆舱室结构在撞击条件下的整体损伤微小，可为保护内部关键设备提供重要的屏障功能。     

高温气冷堆舱室抗商用飞机撞击的耦合数值分析

本文建立了大型商用飞机撞击典型高温气冷堆核电站反应堆舱室的非线性有限元模型,计算中混凝土舱室直接采用工程用钢筋混凝土的损伤塑性本构模型,飞机结构采用Johnson-Cook本构模型。对飞机高速撞击高温气冷堆核电站反应堆舱室非线性撞击过程进行模拟计算,得出正面和侧面撞击条件下的撞击载荷曲线、撞击位移云图、反应堆舱室混凝土破坏情况等结果。评估表明,反应堆舱室结构在撞击条件下的整体损伤微小,可为保护内部关键设备提供重要的屏障功能。     

数字孪生技术在浮动核电站设计阶段中的应用研究

以浮动核电站换料作业为研究对象,提出数字孪生技术应用到浮动核电站的技术路线,整合设计数据并开发核燃料装卸舱的数字孪生系统,建立虚拟舱室模型并开发新燃料运输过程控制程序,采用基于过程控制中的对象链接与嵌入技术统一架构（OPC UA）的通讯协议实现虚拟舱室模型和控制系统的双向交互。结果表明,开发的数字孪生系统能够为换料作业操作设计过程的人员站位、操作流程设计优化提供依据。因此,本文提出的数字孪生技术应用方法能够服务于浮动核电站的设计阶段,并为其在浮动核电站全生命周期的应用提供参考。      

海上浮动核电厂运行工况辐射分区

为了便于辐射防护管理和职业照射控制,根据有关规定对海上浮动核电厂辐射工作场所进行分区。借鉴陆上核电厂辐射分区设计准则,在海上浮动核电厂总体布置的基础上,充分考虑工作生活场所一体化的特点,根据职业照射剂量限值和舱室人员数量、人员工作时间、频次,提出了运行工况下的辐射分区方案,为海上浮动核电厂的总体布置优化、屏蔽设计和通风系统设计提供了重要依据,保障了职业照射人员的辐射安全。     

核动力船舶气载放射性物质的去除及效果分析

本文介绍了反应堆主回路载热剂去气、舱室通风、舱室放射性气体净化、舱室空气除尘等几种减少核动力船舶舱室空气中放射性气体和放射性气溶胶的方法,并对每种方法的去除效果进行了分析计算。     

基于安全围壁的浮动堆旁路泄漏设计研究

基于陆上核电厂二次安全壳的概念，引入了浮动堆安全围壁的构想，提出了“安全壳+安全壳围壁+堆舱”的放射性包容模式。研究了评价安全围壁的旁路泄漏设计思路，提出识别旁路泄漏途径和确定旁路泄漏率的方法。给出了安全围壁负压的设计依据，为后期浮动堆通风系统的设计提供参考。      

自主化1000MW级压水堆核电站核蒸汽供应系统概念设计

本文简介介绍了我国百万千瓦级压水堆核电站（ＣＮＰ１０００）核蒸汽供应系统的概念设计,主要内容为主要技术参数、堆芯设计、反应堆冷却剂主回路系统及其主要设备设计、安注系统、辅助给水系统和数字化仪表与控制系统设计。     

浮动核电厂反应堆供电系统分析

The safety of the floating nuclear power plant is closely related to the merits of the reactor power supply system. In order to improve the safety factor of floating nuclear power plant, it is necessary to analyze the reactor power supply system. In this paper, the configuration of the reactor power supply system of the floating nuclear power plant is analyzed, and the auxiliary power system and nuclear emergency power system under two schemes are compared. The results show that the optimized scheme 2 is better than scheme 1 in reliability and safety, and scheme 2 is more economical. The optimization scheme proposed in this paper can provide a direction for the design of the reactor power supply system of the subsequent nuclear powered ships and has a strong reference significance.     

浮动核电厂反应堆供电系统分析

浮动核电厂的安全性与反应堆供电系统的优劣紧密相连，为提高浮动核电厂的安全系数，需对反应堆供电系统进行分析。本文结合反应堆供电系统设计的要点，分析浮动核电厂反应堆供电系统的配置，对比了2种方案下的辅助电力系统和核应急电力系统。结果表明，优化后的方案2在可靠性和安全性方面都较方案1更优，且方案2也更为经济。本文提出的优化方案可为后续核动力船舶反应堆供电系统的设计提供参考和借鉴。      

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。     

Reactor units developed by OKBM Afrikantov for low- and medium-capacity nuclear power plants

A system of requirements for low- and medium-capacity nuclear power-generating units with guaranteed market demand is presented. OKBM Afrikantov has developed designs for reactor units for low- and medium-capacity nuclear power plants that can be used as power sources in floating nuclear power plants for supplying heat and power in remote regions in the coastal zone, power-generating units as components of nuclear water desalination complexes and for supplying power for marine oil drilling platforms, stationary nuclear power plants for supplying heat and power in separate regions, large industrial enterprises, and cities. ABV, KLT, RITM, VBER, and HTGR reactor units for power sources of this type are reviewed and their characteristic features as well as those of nuclear power plants based on them are indicated.     

VBÉR-300 reactor system and power-generating units for regional nuclear power production

The basic design solutions and characteristics of the VBéR-300 reactor system for the power-generating units of 150–300 MW(e) nuclear power plants and regional nuclear heat-and-electricity plants are described. The reactor system implemented as a unit is based on the technologies and solutions used for marine nuclear power systems, which have been corroborated by experience in operating nuclear-powered icebreakers. The technical-economic advantages of floating power-generating units are substantiated. __________ Translated from Atomnaya énergiya, Vol. 102, No. 1, pp. 35–39, January, 2007.     

有关核电厂主给水系统设计的探讨

介绍了目前核电厂主给水系统隔离的几种设计方案，从事故进程和核电厂运行事件两个方面阐明了每种设计方案的优劣，得出了符合核安全原则的设计方案，这一分析对核电厂的设计和改造有一定的借鉴作用。     

移动式堆芯中子注量率测量系统概述

堆芯中子注量率测量系统是压水堆核电站核测量系统的主要组成部分,用于测量反应堆堆芯的中子注量率水平,从而提供反应堆的功率分布情况。文章介绍了中核（北京）核仪器厂国产化的移动式堆芯中子注量率测量系统,并对测量系统的概况、系统组成、工作原理及功能等进行了描述。