岭澳二期电气厂房冷冻水系统设计改进

电气厂房冷冻水系统(DEL)作为安全相关系统(DCS/DVC)的支持系统,若DEL系统丧失,将会导致DVC和DCS系统不可用,而DCS设备的不可用,将直接导致核电机组的安全操作不能正常进行,核电机组的安全状态不能监视,这样将会使整个电站处于非受控状态,更为严重的后果将是可能会因此而引发核安全事故。因此,DEL系统的丧失是不可接受的,DEL系统的可靠性将直接影响到DCS设备运行的安全性、可靠性以及主控室的可居留性。对DEL系统的设计优化以及消防改进,对DEL管道布置产生了巨大的影响。根据厂房的实际情况和厂房设计的通用原则,重新布置,新增了设备、管道、支架及其附件,同时进行力学计算,以确保系统的优化设计的实施。改进后的电气厂房冷冻水系统保证了正常运行、SSE、H1工况、LOCA工况期间及事故以后对相关通风系统的有效支持,进而为核电站的运行提供了可靠的安全保障。     

“华龙一号”核岛厂房防御外部事件设计改进

"华龙一号"是由中核集团和中广核集团共同开发,具有完整自主知识产权的百万千瓦级压水堆核电机组,"华龙一号"核岛厂房外部事件防护设计按照现行核安全法规要求进行了技术改进。在抗震设计方面,建立核岛厂房三维实体有限元模型,在提高抗震设计加速度水平下采用多组地基参数进行包络分析,提高了核岛厂房抗震设计的安全性和适用性;采用流固耦合动力非线性分析方法计算安全相关重要水池和水箱中水体在地震作用下的晃动效应。遵照新版HAF102的要求,将大型商用飞机撞击作为一种超设计基准外部事件进行评估。     

“华龙一号”反应堆紧急停堆系统动态可靠性评估方法

反应堆紧急停堆系统（RTS）结构复杂,导致其具有动态交互、时间依赖和概率不确定性等特性,传统的静态可靠性评估方法难以表征这3个特性。针对这一问题,提出了一种“华龙一号”RTS动态可靠性评估新方法：首先,应用动态故障树（DFT）建立表征RTS动态交互性的DFT模型;然后,在已建立的DFT模型基础上,应用动态贝叶斯网络（DBN）和模糊集理论（FST）建立表征RTS动态交互、时间依赖和概率不确定性的模糊DBN模型;最后,应用拉丁超立方抽样（LHS）定义一个新的模糊贝叶斯推理算法。应用该算法进行模糊贝叶斯正向推理和逆向推理,计算得到了RTS动态可靠度,识别了RTS薄弱环节,并将定义的模糊贝叶斯推理算法与传统的模糊贝叶斯推理算法进行比较,验证了本文定义的算法的准确性和精度。以上研究成果为进一步提高“华龙一号”RTS的可靠性提供了科学依据。     

冷冻水进入对循环冷却水系统的腐蚀影响及对策

秦山核电三厂循环冷却水(RCW)系统和冷冻水系统使用不同的缓蚀剂。现场化学分析表明,采用亚硝酸盐系缓蚀剂的冷冻水漏入采用联氨/氢氧化锂作为缓蚀剂的RCW系统时会使水中铁含量有比较显著的增加。本文通过对RCW系统亚硝酸盐上升的原因以及亚硝酸盐上升后对系统产生的影响进行分析,提出可采取的纠正措施。结合实验室及现场试验,认为虽然冷冻水中的亚硝酸盐对RCW系统的腐蚀超过了正常运行的腐蚀速率,但腐蚀处于可接受范围,最终得出了现阶段可采用通过系统的自然补、排水降低杂质离子浓度的方法缓解腐蚀问题。从电厂的长期运行考虑,建议在适当的时候更换冷冻水缓蚀剂,彻底解决冷冻水漏入对RCW系统产生的腐蚀影响。     

“华龙一号”安全系统配置策略

"华龙一号"是自主化三代核电的代表,承载着走出国门,在国际舞台上与众强同场竞争的责任。它博采众长,创新性地提出了安全系统(设施)能动加非能动的设计概念,可以有效地增强抵御核安全风险的能力。本文从基本核安全功能的角度,对华龙一号的安全系统配置进行剖析,重点论述三个非能动系统的设置合理性。     

“华龙一号”反应堆及一回路系统设计优化改进

本文对福建漳州核电厂1号、2号机组"华龙一号"反应堆及一回路系统与相关系统设计方案相对于"华龙一号"首堆示范工程实施的优化改进及论证分析进行了说明,其主要内容包括:反应堆堆芯设计优化改进、反应堆结构设计优化改进、一回路系统及其设备优化改进、相关仪控系统优化改进、相关安全系统优化改进等。通过以上优化改进措施,在确保安全性的前提下,使得福建漳州核电厂1号、2号机组反应堆热功率从"华龙一号"首堆示范工程的3050MW提升到3180 MW,机组额定电功率从1161 MW提升至1212 MW。结合本工程其他它设计改进,使得"华龙一号"漳州项目建造比投资降低约3%,进一步提升了"华龙一号""的经济性和竞争力。最后,本文提出后续优化的方向和技术路线,为"华龙一号"持续优化提供参考建议。     

“一带一路”上的“华龙一号”海外首堆

在国家大力推进"一带一路"倡议的背景下,中国中原对外工程公司承建了巴基斯坦两台百万机组核电工程项目的建设。巴基斯坦是贯穿中东与南亚的重要桥梁,是"一带一路"中至关重要的境外驿站,而该核电工程项目作为具有中国自主知识产权的"华龙一号"海外首堆工程,是我国核电自主创新的新起点,也是中国核电"走出去"战略构想的新起点。本文将从该核电工程项目的建设背景、建设现状、建设意义三个方面,全方位、多角度、深层次地剖析"一带一路"上的"华龙一号"核电工程,并着重分析"华龙一号"对"一带一路"倡议的建设所起到的重要作用。     

“华龙一号”反应堆及一回路系统研发与设计

本文概述了中国核动力研究设计院(以下简称"核动力院")进行"华龙一号"反应堆及一回路系统自主创新的历程,介绍了主要研发内容和设计方案,包括堆芯设计、一回路系统设计、主设备设计、事故预防和缓解措施、安全分析等,展示了"华龙一号"作为三代核电技术的安全性、经济性和先进性。     

“华龙一号”核电厂堆内构件钴基合金堆焊优化设计

核反应堆堆内构件的左、右嵌入件与导向销以及径向支承键与U形嵌入件需进行钴基合金堆焊以保证耐磨性能。前期核电项目采用手工钨极氩弧堆焊,堆焊层会出现不同程度的气孔、夹杂甚至裂纹,导致较多不符合项的产生。在大量吸取前期核电厂堆焊经验教训的基础上,本文对堆内构件钴基合金堆焊从设计和工艺方面进行了优化改进,改进后的检验结果显示,堆焊层质量大大提高,表层硬度均匀,硬度线过渡柔和,堆焊层缺陷大大减少。     

“华龙一号”研发管理及创新

为适应国家产业政策和国内外核电形势,结合自身技术能力和条件,根据国际先进三代核电技术发展趋势,进行军民融合自主研发"华龙一号"三代核电技术,创新研发管理模式实现研发体系转型升级,构架一体化知识产权管理与研发体系实现完全自主知识产权,搭建全球化协同创新平台整合技术资源,创建"互联网+"核能一体化三维协同研发设计平台大幅提升创新研发效率,成功研发出具有完全自主知识产权的三代核电型号"华龙一号",推动核能行业创新水平的提升,实施我国核电"走出去"战略,并将有力促进我国装备制造业升级换代,高度对接"中国制造2025"行动纲领,积极响应"一带一路"倡议部署。     

“华龙一号”示范工程建设期消防系统管理及改进探索

“华龙一号”是我国具有自主知识产权的第三代核电品牌,肩负着国家“一带一路”倡议宏伟规划和支撑中国核电“走出去”战略的重要使命;首堆工程建设的技术复杂性、制约多样性和工程特殊性,使得在建安、调试、运行阶段的现场安全问题面临巨大挑战。而消防系统作为首堆工程项目的安全保障,如何确保整改建设期的消防安全,这为首堆示范工程建设期消防安全管理管理提出了更高要求。本文通过总结“华龙一号”首堆建设期间消防系统管理的长处和不足,深刻分析不足的原因,并制定针对性、合理的消防管理制度与措施,为后续机组建设提供参考。     

EPC模式下“华龙一号”海外首堆工程进度风险管理研究及实践

海外核电项目建设中,进度目标按期实现会面临众多挑战,需要总承包商对风险进行有效管控。“华龙一号”海外首堆工程对进度风险进行了精细分类,建立了较为完善的进度风险管理体系。在项目建设实践中,采用了基于项目主、次关键路径的风险分级管理方法,依据责任分工的风险分层管理方法,贯通项目、领域、单位各层级的全周期一体联动的风险TOP10管理方法,以及全员参与的风险管理激励制度,使项目在建设期内风险受控,创造了全球第三代核电海外建设的最短工期,为后续海外核电项目建设提供借鉴。     

“华龙一号”ZH-65型蒸汽发生器研发

"华龙一号"是我国自主研发的具有完全自主知识产权的第三代压水堆核电技术。介绍了"华龙一号"核电机组反应堆冷却剂系统关键设备ZH-65型蒸汽发生器(SG)的自主研发情况,主要包括SG的设计、设计软件研发、设计验证试验和关键材料研制。ZH-65型SG在技术上达到第三代PWR核电站SG的水平,具有完全自主知识产权,是"华龙一号"头上的一颗璀璨明珠。该型SG的研发成果已用于出口巴基斯坦的K2K3工程项目和福建福清核电站第5、6号机组工程项目。K2机组的3台ZH-65型SG已于2017年7月12日验收出厂,必将创造良好的经济效益和显著的社会效益。     

“华龙一号”抗飞机撞击钢筋机械接头施工技术研究与应用

“华龙一号”是我国自主研发的百万千瓦级第三代核电技术,其防护厂房应用了抗飞机撞击钢筋机械接头,相对普通机械接头,其力学性能特别是抗高速冲击性能更加优秀。但是,抗飞机撞击钢筋机械接头为国外技术,采购成本高且周期长;后台加工及现场安装流程复杂;抗拉强度检测要求更高;给现场应用带来一定困难。通过对抗飞机撞击钢筋机械接头技术特点分析,攻克工艺实施过程中的各项问题,优化抗飞机撞击钢筋机械接头加工、安装、检测的流程。同时,为了突破该项受制于人的关键核心技术,在引进消化国际先进技术的同时进行技术攻关研究,实现了抗飞机撞击钢筋机械接头技术的国产化生产,并成功应用于漳州核电厂“华龙一号”机组,降低了施工成本,经济和社会效益显著。     

“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。     

“华龙一号”反应堆冷却剂系统调试研究与设计

本文介绍了NNSA、IAEA和NRC对反应堆冷却剂系统调试的相关要求,结合NRC对首堆试验的要求和核电厂运行经验反馈,确定了华龙一号反应堆冷却剂系统调试设计的总体思路。接着,介绍了部件试验、系统试验和首堆试验的试验阶段和主要试验内容。通过实施以上试验,可以验证"华龙一号"反应堆冷却剂系统和部件的性能符合设计和安全要求。     

“华龙一号”非能动安全壳热量导出系统布置优化研究

非能动安全壳热量导出系统(PCS)是我国自主设计的具有完整知识产权的第三代核电技术“华龙一号”中非常重要的一个非能动的安全系统,其通过布置在安全壳外部的换热水箱将安全壳内的热量导出到壳外的大气环境中,以这种自然循环的运行实现降低安全壳内温度和压力的目的。     

“华龙一号”燃料组件设计研究及验证

介绍了"华龙一号"核电技术使用的CF3燃料组件的研发概况及设计特点,包括使用自主品牌的N36锆合金作包壳材料、厚壁导向管、热工性能优良且具有防勾挂功能的定位格架以及具有优良过滤异物功能的空间曲面下管座等。为确保CF3燃料组件在堆内使用的安全性和可靠性,结合"华龙一号"反应堆设计的具体要求,针对CF3燃料组件开展了工程应用的验证分析工作。验证结果表明,CF3燃料组件能够满足"华龙一号"核电技术的使用要求。     

“华龙一号”核电站严酷环境用电缆研制难点问题解析

“华龙一号”核电站严酷的环境条件对电缆性能提出了很高的要求。为此,需要在该类电缆的科研工作中对电缆材料,结构和工艺等方面做出大量改进,并且需要进行一整套高难度的鉴定型式试验。本文重点阐述了研发该类电缆过程中碰到的难点问题和解决方法。包括该类电缆结构和材料的确定;验证该类电缆60年使用寿命的试验方案和计算方法;该类电缆为满足设计基准及严重事故环境要求而进行的高温高压试验和其后的浸没试验。文中详细介绍了使用试验数据通过阿伦纽斯公式和最小二乘法得到样品电缆材料的热寿命和活化能,并根据电缆材料的活化能数据得到成品电缆的热老化试验时间的计算方法。