NESTOR软件包工程应用适用性强化设计

针对应用于"华龙一号"等三代核电机组的核电设计与分析软件包NESTOR,从软件体系架构、研发流程、计算模型3个方面开展工程应用适用性强化设计。实践证明,NESTOR软件包工程应用适用性强化设计能够减小软件研发与工程应用需求的偏离,提高工程设计与分析软件研发的首发成功率。     

“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”核电技术

“华龙一号”是我国具有完整自主知识产权、国际先进水平的第三代核电技术。“华龙一号”充分吸收我国30多年来核电研发、工程建设、生产运行、装备制造的成果和经验,吸收日本福岛核事故的教训,以世界先进核电设计理念为基础,集成173项科技创新成果,总体技术满足国际和国内最严格、最新的安全标准要求,国产化率达到85%以上,经济型和竞争性得到很大提升。“华龙一号”首堆示范工程——福清核电站5号机组开工建设后,工程顺利进展并严格受控,为核电安全持续发展奠定了坚实的基础。     

“华龙一号”土建工程数字化建造技术应用

当今社会,数字化建造技术正以前所未有之势使建设行业发生巨大转型,"华龙一号"是我国自主研发三代先进核电堆型,结构设计复杂,建设体量庞大。福建福清核电站5号机组为"华龙一号"全球首堆工程,建造过程中,为了保证施工质量和工期,采用了一系列先进的数字化建造管理理念和技术手段,进行有效的管理。通过对ENPower多项目信息管理系统、BIM技术、在线考试系统,数据加密保护系统、自动化加工设备、人脸识别、远程监控技术、现场人员定位系统、塔吊防碰撞技术等数字化建造技术的研究和应用,解决了施工过程中一系列关键技术难题,为项目的建造提供了保障,有效的保证了施工质量和工期,提高了项目管理能力,将核电建造带入一个数字化、智能化建造时代,其意义之深远不可估量。     

“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”堆芯冷却监测系统设计

“华龙一号”是我国自主研发的第三代核电站,其反应堆及一回路系统在设计中对固有安全性提出了更高的要求。对于二代加核电厂堆芯冷却监测系统（CCMS）,需要在反应堆底部开孔测量水位。该设计降低了反应堆固有安全性,必须重新设计。本文设计了一种新型CCMS,其探测器从压力容器顶盖插入堆芯进行直接测量,不但提高了关键点的水位测量准确度,同时避免了压力容器底部开孔,满足了“华龙一号”反应堆固有安全性要求。      

“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。     

漳州核电“华龙一号”BIM协同管理平台应用研究

在数字化转型大背景下,BIM协同管理平台(以下简称平台)作为漳州核电项目数字化转型的数字大脑发挥着重要作用,而原有BIM协同平台需要安装专业软件、配备相应的硬件设施才能查看存储的模型,没有模型轻量化在线移动查看功能,授权用户数量受限制,应用成本高,制约了BIM技术在项目中的推广应用,因此,为了解决上述业务痛点,通过研究,定制研发上线了一套BIM协同管理平台,该平台能够实现模型浏览、模型装配、模型审核、模型操作、电子沙盘、进度管理、设计管理、质量安全导航等功能,解决了用户数量限制问题,降低了平台使用成本,满足了漳州项目BIM技术的深度推广应用需要,是一套具有自主知识产权的BIM协同管理平台,此平台通过在漳州核电项目的应用实践,可为后续核电项目BIM技术的深度应用提供借鉴和参考。     

“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”蒸汽发生器支承间隙计算研究

"华龙一号"机组ZH-65型蒸汽发生器下部水平支承为带间隙的支承结构,支承间隙对设备抗震性能有较大影响。本文对蒸汽发生器支承的间隙计算进行了研究,提出了热态调整间隙、冷态安装间隙、间隙验收值、最大间隙等四种间隙的计算方法,并基于上述四种间隙值,给出了蒸汽发生器支承间隙调整的合理步骤。通过工程实例计算,对各因素对总间隙的影响进行了进一步分析。     

“华龙一号”设计中风险指引技术的应用

"华龙一号"作为我国自主研发的三代先进核电机组,在设计中提出了每堆年发生严重堆芯损坏事件的概率(CDF)低于十万分之一以及每堆年发生大量放射性物质释放事件的概率(LRF)低于百万分之一的安全目标,相比法规要求均降低一个量级。为有效提高"华龙一号"安全性,确保两个安全目标的实现,应用以概率安全分析(PSA)风险模型为主要工具的风险指引设计方法,从顶层方案的确定到具体的系统设计等各个环节,通过一系列的风险指引设计工作,识别了核电厂在安全上的薄弱环节,并提出相应的优化建议,为"华龙一号"安全水平的提高和安全目标的最终实现提供了保障。     

“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”的设计理念与总体技术特征

"华龙一号"是完全满足三代核电技术指标的先进压水堆,它包括能动与非能动结合的安全系统、单堆布置、CF3先进燃料组件、177堆芯、双层安全壳、完善的严重事故预防和缓解措施、改进的应急响应能力等多项设计特征,其中关键的创新均经过了充分的试验评估和验证。"华龙一号"考虑了适当的措施和充足的裕量保护电站免受地震、洪水和大型商用飞机撞击等外部事件袭击。对于福岛事故后引发关注的各项安全问题,"华龙一号"均采取了针对性措施。"华龙一号"充分实现了经济性与安全性的平衡,先进性与成熟性的统一,能动与非能动的结合,其各项指标均符合国内以及国际最新的监管要求,能够满足国内与国际用户对于清洁能源的需要。     

“华龙一号”机组核燃料经济性分析

"华龙一号"核电机组的技术特点之一是采用"177堆芯"设计方案,合理评估燃料经济性对研究评价我国自主创新的三代核电机型经济性意义重大,不仅为燃料成本控制与优化指明了方向,更有利于提高"华龙一号"核电机组的经济性与竞争力。本文根据各核电厂燃料管理方案,通过计算、对比"华龙一号"与二代改进型机组以及AP1000核电机组在首循环阶段和换料阶段的发电成本差异,对"华龙一号"机组的燃料经济性进行了分析与研究。通过对影响燃料费用的各燃料制造环节的价格进行敏感性分析,明确了影响核燃料费用的主要因素。分析发现,相比其他核电技术,"华龙一号"在平衡换料阶段优势明显,组件制作和天然铀费用在整体费用中占比较大,是费用控制的重点,另外分离功价格变化对核燃料费用也有一定的影响。     

“华龙一号”示范工程DCS系统设计

"华龙一号"示范工程是我国自主研发的三代核电机型,其控制系统采用全数字化仪控系统和先进控制室设计(简称DCS系统设计)。"华龙一号"首堆DCS系统设计符合国内以及国际上最新的法规、导则和标准的要求,吸收了国内多个数字化核电厂的建设和运行经验,并充分借鉴国际先进核电厂DCS系统设计理念。与二代加核电厂相比,"华龙一号"首堆工程DCS系统设计充分吸收了福岛核电厂事故后一系列的技术改进,提高了自动化控制水平,满足事故后30 min不干预的设计原则;提高了仪控设备的鉴定水平,满足0.3g地面最大加速度的抗震要求;提高了对设计扩展工况(包括严重事故工况)的防御能力,在发生严重事故且全厂断电工况下,仍能在72 h内为核电厂的严重事故缓解提供必要的监控手段。     

“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”燃料操作与贮存系统关键设备设计

由于"华龙一号"堆型核电站与二代改进型核电站在厂房布置、换料水池深度及尺寸、安全壳尺寸、转运通道长度、乏燃料水池大小与换料制度、抗震计算加速度等方面均存在较大差异,且在安全性、可靠性上对设备有了更高的要求,因此对于"华龙一号"燃料操作与贮存系统(RFH系统)的主要设备均有针对性地开展了新设计、新研究,主要包括装卸料机、转运装置、乏燃料贮存格架、新燃料升降机等。针对以上主要设备在"华龙一号"项目中的设计特点及相关科研情况进行阐述。     

“华龙一号”型号消防设计标准分析与研究

消防设计是核电厂设计的重要组成部分,是一项综合性强、专业覆盖范围广的工作,设计中需要遵照和参考的标准繁多。文章通过对华龙一号标准需求对象开展分析,并结合对国内外标准现状进行分析,消化吸收了国外核电厂消防设计规范中的先进理念、技术要求,探索统一的核电厂消防设计原则和要求,加快相关技术的发展。有助于监管部门制定国内统一的核电厂消防监管原则,促进我国核电消防技术得到良性循环和实力提升。     

“华龙一号”压力容器的设计改进和优化

"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站。"华龙一号"反应堆压力容器在M310基础上进行了更进一步的设计改进和优化,避免发生泄漏导致冷却剂丧失和堆芯裸露的可能性,确保华龙一号压力容器(RPV)的设计可靠,同时,为后续反应堆压力容器的设计提供宝贵的经验。