大型先进压水堆APWR的设计特点

1概述 在新一代反应堆的开发过程中，为了进一步提高核电站的经济性，发电用的压水堆具有朝着单堆电功率在1500MW以上的大型化发展的趋势。APWR是日本三菱公司与西屋公司经过10多年努力共同开发的4环路大型先进压水堆核电站，其设计是在第二代压水堆技术基础上充分考虑了现有压水堆核电站的经验反馈进行的改进设计。     

压水堆核电站先进控制室布置设计

主控制室设计首先应保证核电站的安全运行,尽量减轻操作人员的运行压力.设计中应充分考虑软硬件平台的多样性,数字化人-机接口和后备盘的多样性,主控制室和应急控制室场所的多样性.由于不同的供货商所采用的法规、标准不完全相同,控制室的布置设计差异较大,在主控制室系统的设计和采购时,还需要考虑设备所在国的法规和标准,并满足我国法规和标准的要求.     

国内外大型先进三代压水堆设计分析

围绕国内外的大型先进三代压水堆主流型号,包括美国AP1000堆型、法国EPR堆型、俄罗斯VVER-1200堆型、中国"华龙一号"(HPR1000)和"国和一号"(CAP1400),开展这些压水堆型号的演变历史、设计分析能力研究,简要分析国内压水堆设计分析方面存在的不足和建议措施,为后续这些方面的重点发展和研究提供方向性的参考,早日实现从核电大国向核电强国的跨越发展。     

先进压水堆核电厂安全壳地坑滤网设计

核电厂的地坑滤网堵塞问题是目前世界核能领域比较关注的重要安全问题之一,先进压水堆的设计也充分体现了改善地坑性能的最新研究成果。本文介绍了在我国已经开工建设的先进压水堆核电厂（AP1000以及EPR）的地坑滤网设计,可以为我们解决地坑滤网堵塞问题提供有益的借鉴。     

不断发展的先进压水堆

【美国《核电厂》2001年9～10月刊报道】 日本先进压水堆(APWR)的开发始于20世纪80年代初,将在21世纪的第一个10年里建造。与APWR开发开始时相比,现在的电力行业的环境发生了巨大的变化,尤其是要求降低核电厂的建造费用,以便同火电厂竞争。 为了应付这种局面,5家拥有压水堆(PWR)的电力公司(关西电力有限公司、北海道电力有限公司、四国电力有限公司、九州岛电力有限公司和日本原子电力公司)与三菱重工业公司合作实施一项旨在开发下一代APWR的开发计划。 在对堆芯、安全系统和系统组成方面进行比较和评估之后,选择了能满足要求的安全系…     

一体化先进压水堆小型核电站堆芯燃料管理设计

采用SCIENCE核程序包进行装载方案的设计计算,确定了满足设计准则的各个过渡循环至平衡循环的堆芯.选择合理的平衡循环堆芯燃料的富集度、换料燃料组件数以及各循环的装载和换料方式,使平衡循环达到预定的2 a换料循环长度.堆芯采用低泄漏"内-外"式布置,旧燃料组件布置于堆芯外区.第一循环堆芯,高富集度的组件置于堆芯外区,低富集度的组件排列在堆芯内区.第二循环堆芯装入44个富集度为4.95%的新燃料组件,同时卸出44个旧燃料组件,旧燃料组件布置于堆芯外区.第三循环开始到反应堆寿期内的所有堆芯,都只使用含0、12和20根载钆燃料棒的燃料组件.各循环燃料组件最大卸料燃耗满足设计准则要求.     

先进压水堆核电厂运行模式设计思路研究

对压水堆核电厂运行模式设计进行全盘统筹考虑,提出先进压水堆核电厂运行模式的一种设计思路。这种设计思路明确了设计运行模式时需要统筹考虑的各个方面,安排各个方面的设计次序,对各个设计方面提出了需要特别关注的环节;研究了3种运行模式,即:基负荷、调硼负荷跟踪及不调硼负荷跟踪运行模式,给出各自的特点及设计思路,最后给出了本设计思路指导下的调硼负荷跟踪和不调硼负荷跟踪运行模式的设计结果,这些设计结果已应用于CPR1000和第三代核电站,表明本文所研究的压水堆核电厂运行模式设计思路是切实可行的。     

先进压水堆发电成本的分析

【西德《原子经济》1983年第1期第28页报道】最近关于用先进压水堆代替现有压水堆的谈论很多。这方面的基水设想是,通过慢化剂的减少,使能谱变硬,把转换比提高到0.9—0.95。在这种情况下,现有压水堆的 V_m/V_F=2,而先进压水堆的 V_m/V_F=O.5(这里 V_m 指慢化剂的体积,V_F 指反应堆燃料的体积。——编者注)。人们认为,先进压水堆是容易实现并得到批准的。对于供电企业来说,一定会提出这样的问题,即与现有压水堆相比,先进压水堆的发电成本能降低多少。实际感兴趣的     

先进压水堆核电厂余热排出系统全压设计研究

针对先进轻水堆,美国核管会要求在设计中尽可能降低发生界面LOCA(Inter-system Loss-of-Coolant Accident)的可能性.提高余热排出系统(Residual Heat Removal System,简称 RHR系统)低压部分的设计压力,是先进压水堆从设计上降低发生界面LOCA风险的措施之一...     

先进压水堆关键技术研究与开发

为了满足用户对下一代轻水堆的要求，世界各国开展了大量的研究与开发活动，针对先进压水堆的关键技术，我国十多年来进行了多项专题技术攻关，本文介绍了我国在先进堆关键技术研究方面所致得的进展，并对这些关键技术的进一步研究开发做了展望。     

先进压水堆非能动安全系统研究进展

介绍了我国先进压水堆非能动安全系统研究进展及国内外先进压水堆非能动安全系统研究发展状况,指出我国非能动安全系统研究的发展方向是进行新一代1000MW级压水堆非能动安全系统的研究。     

先进压水堆AP—600述评

本文评述了 AP-600的开发目标、设计特点、经济效益和发展前景。AP-600是目前世界上正在开发的90年代中型先进压水堆的典范。     

法德合作研制先进压水堆

【德国《原子情报》1990年第10期第11页报道】由法马通和西门子站联盟目前正在合作研制的下一代压水堆将于1993年投放市场。这是这两家企业在里昂欧洲核能会议期间宣布的。在它们的联合子公司——国际核动力公司的协调下,应在截止1991年中的现行计划实施期间确定新堆的主要技术特性。在整个研制阶段,两国能源供应企业和原子能法审批的鉴定者根据德法现有的合作规定,联合     

世界先进小型压水堆发展状况

先进小型压水堆是优化核电厂安全性、经济性和灵活性的结果,主要面对非主干网电力系统,可以比较经济和高效地替代中小型火电机组.本文讨论了小型压水堆的概念、优势、发展历史及目前的发展状况,并重点介绍美国两种主要小型压水堆的设计理念,意在为国内核能行业人士提供及时的核电科技信息,并推动我国在先进小型压水堆科研项目上的进一步探讨.     

先进压水堆核电站氢气风险分析

核电厂在严重事故期间会产生大量氢气并释放到安全壳内,威胁安全壳的完整性。应用氢气风险分析程序GASFLOW对先进压水堆核电站在大破口失水事故叠加应急堆芯冷却系统失效导致的严重事故期间的氢气行为及风险进行分析。结果表明,当气体释放源位于蒸汽发生器隔间时,氢气流动的主要路径为"蒸汽发生器隔间—穹顶空间—操作平台以下隔间";破口隔间的氢气体积浓度分布与源项氢气体积浓度及射流形态有关,非破口区域的氢气体积浓度呈层状分布,在扩散作用下,层状分布向下推移;蒸汽发生器隔间存在着火焰加速(FA)的可能性,但基本可排除燃爆转变(DDT)的可能性,穹顶区域基本可排除FA和DDT的可能性。     

法国2000年的先进压水堆计划

【《欧洲核能浏览》1990年11-12月号第13页报道】法国电力公司(EDF)的政策是以这样的设想为依据的,即在今后几十年内核能发电仍将是电力生产的基本手段,法国的N4标准堆(PWR,1450 MWe)是世     

美国西屋电气公司的小型先进压水堆

美国西屋公司和伯恩斯＆罗电力公司联合设计的600MWe。先进压水堆(简称AP-600)的特点是:堆芯的功率密度低,采用与蒸汽发生器管道口相连结的全密封电视冷却泵和非能动安全系统。     

日本已完成先进压水堆的开发工作

【美国《核新闻》2006年7月报道】日本三菱重工(MHI)将在美国和世界其他地方推销一种新反应堆,但是它还没有制订寻求美国核管会(NRC)设计认证的时间表。在6月6日召开的核电厂进展国际会议(ICAPP’06)期间,三菱重工核能系统总经理Kiyoshi Yamauchi宣布,日本反应堆供应商已经完成先进压水反应堆(APWR)的开发工作,该堆的初始额定容量为1500MWe。Yamauchi称,日本核电公司(JAPC)将采用这种反应堆设计在福井县建设敦贺3号和4号机组。他补充说三菱打算在全球销售这种反应堆,包括作为“美国APWR”。通过采用各种提高效率的措施,这种反应…     

国产先进压水堆核电厂通用调试导则的设计方法

通用调试导则作为核电厂调试的基础性技术指导文件之一,其作用是针对核电厂中同类型设备、部件或某种给定类型试验给出通用试验方法。基于国内外核电厂调试相关法规和标准的要求,分析国产先进压水堆核电厂的设计特点和调试工作的实际需求,制定了一种国产先进压水堆核电厂通用调试导则文件的设计方法。通过核电厂主要设备和功能梳理、导则试验项目筛选、标准化分析等关键步骤,同时结合国产二代压水堆核电厂调试经验,设计了一套具有自主知识产权、标准化和规范化的国产先进压水堆核电厂通用调试导则文件体系,并在此基础上确定了一种新的文件分类和编码形式,降低文件被错误使用和引用的风险,一定程度上减轻了调试人员的工作负担,同时满足文件的使用、管理和归档要求。     

先进压水堆燃料组件计算不确定性分析

采用广义微扰理论,研究核数据不确定性对先进压水堆AP1000燃料组件宏观截面参数计算不确定性的贡献与影响机理。通过比较、分析不同因素对组件参数计算不确定性的贡献,给出组件宏观截面参数相关系数矩阵;采用敏感性分析方法及分步比较的思路研究在不同堆芯运行状态下核数据对AP1000燃料组件宏观参数计算不确定性贡献的机理。研究结果表明:核数据自身不确定性通过组件输运计算最终传递给宏观截面参数的不确定性是基本恒定的。其中,~(235)U平均裂变中子数反应、~(238)U辐射俘获反应、~(238)U共振非弹性散射反应及~1H共振弹性散射反应对组件宏观截面参数计算不确定性贡献尤为突出。同时,温度升高导致组件kinf及宏观截面参数计算不确定性增加;燃料富集度降低及可燃毒物的存在均使组件kinf计算不确定性增加;组件快群截面计算不确定性远大于热群截面计算不确定性。其中~(238)U辐射俘获反应、共振非弹性散射反应等截面信息应重点关注并且需要进一步评价和改进。