“国和一号”专栏开篇语

正"国和一号"——CAP1400压水堆核电机组是在引进、消化、吸收先进的AP1000非能动压水堆核电技术的基础上,通过再创新开发出的具有我国自主知识产权的、功率更大的大型非能动先进压水堆核电站。是国家科技重大专项"大型先进压水反应堆和高温气冷堆"项目之一。目前我国计划建设的"国和一号"示范电站位于山东威海市荣成石岛湾厂址,拟建设2台"国和一号"——CAP1400型压水堆核电机组,设计寿命为60年,净输出电功率达到140万千瓦,是世界上单堆功率最大的非能     

第三代压水堆核电站厂房辐射监测系统比较

以防城港核电一期CPR1000堆型、台山核电CEPR堆型和三门核电AP1000堆型为例, 比较分析了第三代压水堆核电站辐射监测系统的结构、功能及各自的特点, 对核电站厂房辐射监测系统的发展趋势做了分析讨论。     

内部事件一级PSA在设计中的应用

"华龙一号"(HPR1000)是中国核工业集团开发的第三代核电堆型,在"华龙一号"研发和设计过程中全面应用了概率安全分析(PSA)技术,其中基于内部事件一级PSA开展的重要应用包括:(1)安全系统设计方案评估;(2)设计扩展工况清单选取;(3)事故规程优化;(4)技术规格书开发;(5)防人因设计."华龙一号"通过创新性...     

先进压水堆核电站辐射屏蔽优化设计对蒙特卡罗方法的要求

在分析M310堆型核电站辐射屏蔽设计中由于工具限制存在的问题以及“华龙一号”堆型核电站辐射屏蔽设计提出的要求的基础上,从程序界面、输入接口、计算功能和辐射场应用扩展４个方面提出先进压水堆核电站辐射屏蔽优化设计对于蒙特卡罗（MC）方法的要求。MC方法在“华龙一号”辐射屏蔽优化设计的应用实践表明,基于MC方法的计算程序在程序界面、输入接口和辐射场应用扩展方面进一步提升之后,可在先进压水堆核电站辐射屏蔽优化设计方面发挥巨大的作用,显著提升核电站辐射屏蔽优化设计的水平。      

压水堆核电厂消防设计比较分析

分析美国三代非能动压水堆核电站(AP1000)、法国改进型三代压水堆核电站(EPR)以及中国"二代加"压水堆核电站(CPR1000)这3种堆型消防设计的特点。结果表明,3种堆型消防设计的目的和原则、火灾预防、火灾探测和报警以及防排烟措施基本一致。借助于非能动设计,AP1000的消防供水系统按"区别对待、重点防御"的理念进行了设计,相较其他2种堆型,其消防系统分级较为复杂,系统功能和多样化程度增加,火灾荷载降低。     

AP1000辐射监测系统特点及差异性分析

AP1000作为三代核电的重要堆型,其"减法"的设计理念与已有核电堆型有着显著区别,需要进行深入的研究。文章首先对AP1000辐射监测系统的特点进行阐述,然后通过对比分析AP1000与CPR1000的辐射监测系统在鉴定试验、标准体系、安全分级、功能分类等方面的不同点,可以看出AP1000相对于CPR1000设计上的改进,使辐射监测系统的安全性和稳定性得到进一步提高。     

AP1000首堆核岛设计进度计划管理

基于美国先进非能动压水堆(AP1000)首堆进度管理特点,阐述在复杂合同关系下,围绕AP1000首次设计、主要设备首次制造,以及模块化施工等首堆设计特点中遇到的主要问题。结合三门核电工程建设实际情况,探讨和分析AP1000首堆核岛设计对计划管理带来的主要挑战和困难,采取了一系列有效的应对措施,最大程度降低首堆设计对进度的影响,并结合三门核电建设经验和教训,提出了后续AP1000核电进度管理的建议。     

AP1000核电厂常规岛设计中的接口管理

文章通过对国内各堆型核电设计接口管理工作及AP1000核电的介绍,分析了接口管理工作的主要问题和矛盾.针对这些问题和矛盾,从管理、组织、技术3个层面研究AP1000核电厂常规岛设计中接口管理的关键技术,提出了详细的接口管理原则及方法.对国内AP1000、CAP1400及其他堆型核电设计的接口工作都具有一定的参考应用价值.     

压水堆核电厂采用富集硼的优势与可行性分析

压水堆核电厂通常采用天然硼进行反应性的化学补偿控制,研究表明采用富集硼替代天然硼,可以优化一回路水化学,降低一回路结构材料腐蚀风险和堆芯沉积风险,降低职业照射剂量。本文分析压水堆核电厂采用富集硼的优势与可行性,介绍国内外核电厂富集硼的应用情况。最后对我国华龙一号堆型和在役压水堆核电厂富集硼的应用提出建议。     

压水堆核电厂活化与停堆辐射剂量率三维计算分析

将基于三维蒙特卡罗方法的"严格两步法"(R2S)首次应用到压水堆设计分析中,初步验证了活化程序FISPACT-2007在压水堆中的应用可行性。建立了一小型压水堆三维模型,采用R2S方法对其运行40年停堆后的残余放射性活度与剂量率分布进行了计算分析。结果表明,R2S方法可用于压水堆核电厂部件活化分析与退役策略的制定。     

EPR机组首堆试验项目选取与实施

为满足国家核安全局（NNSA）、国际原子能机构（IAEA）、美国核管会（NRC）、英国核安全局（ONR）和法国核安全局（ASN）对新型压水堆核电厂首堆试验的相关要求,本文通过分析欧洲先进压水堆（EPR）机组的新设计理念和新设计特点并结合已建成压水堆核电机组的工程实践,提出了采用控制变量确定选取原则并通过五步选取流程确定首堆试验项目的方法。实践证明,该方法不仅可确保首堆试验选取与确定工作顺利有效的开展,还能使新概念设计和具有新特性物项的性能得到充分和完整的验证,保证了新堆型核电站后期安全稳定地运行,该方法也适用于华龙一号在内的其他压水堆核电技术路线。      

压水堆核电厂压力容器开盖时刻主冷却剂放射性浓度控制要求研究

压水堆核电厂停堆开盖时刻主冷却剂放射性浓度限值是核电厂的重要设计参数。本文基于停堆开盖后厂内辐射风险来源分析,建立了适用于压水堆核电厂停堆压力容器开盖时刻主冷却剂中的放射性浓度控制值评估方法,并采用欧洲第三代压水堆技术方案(EPR)堆型核电厂的设计参数对建立的方法进行了验证。验证结果表明:基于此方法得出的停堆开盖限值与EPR堆型核电厂原设计较接近。     

核电机组堆内构件螺栓断裂事故分析与改进研究

介绍了阳江核电站堆内构件二次支承与仪表套管组件螺栓断裂脱落事故,以及由螺栓脱落事故导致的对一回路主设备造成的损伤。从设计、制造、安装和运行等各方面,排查、分析了螺栓断裂产生的原因。根据原因分析结果,提出了相应的改进措施。这些改进措施,对于后续M310堆型核电站以及包括"华龙一号"、欧洲先进压水堆EPR以及AP1000为代表的三代核电站的现场安装和焊接,都具有重要的参考和借鉴意义。     

压水堆核燃料循环情景模式初步研究

根据我国核电发展现状和中长期发展规划及中长期（2030、2050）发展战略研究,假设2050年前我国压水堆核电发展规模,基于压水堆乏燃料后处理,回收的钚做成MOX燃料放入压水堆中使用,MOX燃料只使用1次的循环模式,进行核能发展情景研究。基于压水堆可装载30%比例MOX燃料的已有研究结果,考虑我国主要的两种压水堆堆型M310和AP1000,进行压水堆核燃料循环分析。利用核能发展情景动态分析程序DESAE-2,给出了不同情景模式下天然铀需求量、乏燃料累计量等。结果表明：至2050年,B₁和B₂模式较A模式分别节省天然铀4.1万t和2.9万t。     

国和一号 创优争先

正"国和一号"是国家电投落实我国三代核电自主化发展战略,在引进消化吸收三代非能动压水堆核电技术的基础上,依托工程项目平台实践和国家大型先进压水堆核电站重大专项开发的、具有完全自主知识产权的大型先进非能动压水堆核电型号,是自主设计的中国核电技术品牌。"国和_号"是《国家中长期科学和技术发展规划纲要(2006—2020年)》确定的16个重大科技专项之_,代表着当今世界三代核电技术的先进水平,是我国核电技术研发和产业创新的最新成果,2020年9月2 8日,该技术研发完成,标志我国全面具备了先进核电自主化能力。     

我国核燃料良性循环动态模型

本文运用系统动态学的研究方法,通过建立系统动态模型,研究了我国核电在各种可能发展模式下的动态发展趋势。本文以核燃料循环体系为核心,考虑资源、经济、技术等几个方面的约束,初步评价了各种发展模式的优劣,讨论了我国核电发展过程中应注意的问题.本文探讨的核电发展模型有:单一压水堆核电发展模型、压水堆+快中子增殖堆核电发展模型,聚变、裂变混合耦合堆和轻水堆共生系统核电发展模型。     

可燃毒物组件中次锕系核素嬗变研究

随着核电的快速发展,核电站卸载的乏燃料越来越多。为了解决这个问题,国际上提出的处置方法是嬗变,但是MA嬗变的难点是嬗变堆型的选取和如何提高嬗变率。由于压水堆(PWR)是国内外最成熟的堆型和商业运行的主要堆型,也是现阶段最具有可能进行MA嬗变的堆型。于是研究了在压水堆可燃毒物组件中添加MA并利用ORIGEN-S程序进行嬗变计算。通过研究MA嬗变棒的设计、添加位置和添加量等对压水堆堆芯的影响,初步探索出压水堆MA嬗变的设计方案,为我国现阶段进行压水堆MA嬗变奠定了基础。     

压水堆核电厂流出物中14C的排放限值探讨

研究分析了压水堆核电厂中¹⁴C的产生途径与排放量,调研了美国和欧洲运行压水堆核电厂气态流出物和液态流出物中¹⁴C的排放水平,分析了我国国家标准《核动力厂环境辐射防护规定》(GB 6249—2011)对美国和欧洲运行压水堆核电厂流出物排放¹⁴C的包络性,同时分析了多堆厂址、AP1000和EPR等新堆型电厂的运行需求对目前标准规定的¹⁴C排放限值管理带来的挑战,提出了¹⁴C的减排和资源化利用建议。     

"华龙一号"型号标准体系框架研究

核电标准体系建设与核电技术自主化密不可分,是实现核电自主化的重要基础.文章通过分析"华龙一号"工程的实际需求和状况,梳理总结我国核电标准体系的应用经验反馈,在我国已形成的压水堆核电厂标准体系的基础上进行局部调整和进一步细化,最终形成"华龙一号"型号标准体系,为开展后续工作提供了坚实基础.     

“华龙一号”能动与非能动相结合的安全系统设计

"华龙一号"是我国具备完整自主知识产权的先进百万千瓦级压水堆核电型号,"华龙一号"设计保留了我国30年来的核电设计、建设和运营的成熟经验,并充分吸收了国际先进的核电设计特点,创新性地提出了"能动与非能动相结合"的安全设计理念。文章论述了能动与非能动相结合的设计理念的形成过程,介绍了典型的非能动系统的设计及试验验证情况,最后举例阐述了能动与非能动系统应对特定事故工况的能力。