“华龙一号”堆芯中子通量测量系统设计

传统的二代核电厂普遍采用定期从压力容器底部插入中子探测器的方式来获得堆芯中子通量密度等信息,这种设计降低了反应堆的固有安全性。根据三代核电设计标准以及"华龙一号"堆芯中子通量测量系统的需求,本文设计了一套可用于实际工程的三代核电堆芯中子通量测量系统。该系统由自给能中子探测器组件、信号处理柜和控制柜组成,在通过系统研发、工厂测试和K3级设备鉴定后已成功应用于"华龙一号"全球首堆核电机组。该系统与国外同类型设备相比,其整体性能指标达到了国际先进水平。     

“华龙一号”安全特性分析

"华龙一号"采用177组先进燃料组件、先进的堆芯测量系统和反应堆冷却剂系统,提高了核电厂的固有安全性和堆芯热工裕量。在系统设计方面,配置了能动和非能动相结合的安全系统,核电机组具有完善的超设计基准事故、严重事故应对措施。"华龙一号"采用单堆布置、双层安全壳,实现了布置优化和实体隔离,有效降低了安全系统共模失效问题。这些设计使得"华龙一号"安全性达到了三代核电技术的先进水平。     

“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”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。     

“玲龙一号”反应堆研发关键技术

模块式小型反应堆（SMR）是一种新型的核能系统。“玲龙一号”反应堆（ACP100）是我国完全自主创新的多用途模块化小型压水反应堆。本文介绍了ACP100的研发过程、堆芯设计和安全设计的主要特点,主要包括堆芯核设计、热工水力设计、安全设计理念、固有安全设计、事故应对策略等关键技术。ACP100反应堆通过基于全非能动的设计理念以及确定论与概率安全评价相结合的设计方法,极大地提高了安全性,超过了三代核电安全标准要求。      

“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”反应堆精细化全堆芯大规模CFD数值模拟研究

精细化全堆芯大规模计算流体力学（CFD）数值模拟是“华龙一号”和数字化反应堆研究设计过程中的重要方法。本文通过一系列合理简化，建立了“华龙一号”反应堆全堆芯几何结构模型，并采取分组网格划分的方式对堆芯燃料组件进行离散，得到全堆芯CFD分析模型；通过精细化全堆芯大规模CFD数值模拟，可以获得堆芯完整流场分布特性和热工水力参数，验证“华龙一号”反应堆堆芯参数设计的合理性，为反应堆优化设计和安全运行提供参考。研究结果表明，由于“华龙一号”反应堆堆芯1/4对称结构和“三进三出”的1/3冷却剂进出口对称结构共同作用，堆芯流量分配因子在径向呈现先增加后减小的趋势，流量最大处不在堆芯正中心；在入口管嘴横截面上燃料组件最大温度约为331.2℃，温度分布不均匀，在径向总体呈现先增加后减小的趋势，最大温度区域也不在堆芯正中心，这与堆芯流量分配因子的趋势类似，是堆芯功率分布与冷却剂流量分配共同作用的结果。      

华龙一号反应堆下腔室结构优化设计

在华龙一号反应堆结构设计中,为提高反应堆结构的安全性,将堆芯测量探测器从反应堆下腔室引出改为从反应堆压力容器顶盖引出,下腔室结构发生改变,影响了堆芯入口流场的均匀性,故需要重新设计下腔室搅混结构以使流场分布均匀。通过对比百万千瓦级国产化二代改进型压水堆（CNP1000）、百万千瓦级先进非能动型压水堆（AP1000）及欧洲先进压水堆（EPR）3种堆型反应堆下腔室结构,结合华龙一号自身下腔室结构特点,借鉴其他堆型以及提出新型结构,共提出了4种结构优化方案,分别对不同方案进行建模并利用计算流体力学（CFD）分析软件进行计算,从结构、制造、安装及流场分析等方面对4种新型下腔室搅混结构和CNP1000下腔室搅混结构进行对比分析,得出采用流量分配板结构的反应堆下腔室搅混结构为最优方案,其既能均匀搅混下腔室流场,又能使堆芯入口流量分配均匀。      

华龙一号核电机组主泵联锁逻辑研究

主泵是核电厂反应堆一回路系统的核心设备,其能否安全稳定运行关系到核电厂的核安全问题。华龙一号作为我国自主研发的第三代核电机组,其对反应堆一回路的安全性有着很高要求。本文针对华龙一号福清核电厂56号机组主泵的联锁控制逻辑,结合以往核电厂运行经验,对该联锁控制逻辑是否满足华龙一号安全性设计需求的问题进行了分析研究。其意义在于消化吸收国外先进设计理念,总结经验,从而尽早实现主泵全面国产化目标。     

SOP规程下堆芯冷却监测系统的设计

在岭澳核电站二期工程中首次采用状态导向规程(SOP).根据该规程的要求,堆芯冷却监测系统(CCMS)需要完成SOP下6大状态功能中的2个监测任务,即一回路水装量和一回路压力温度的监测.由反应堆压力容器水位来反映水装量,用最低过冷裕度(△Tsat)来反映一回路的压力和温度.为了完成这些监测任务,从一次仪表、数据处理到信息显示相对于事件导向规程(EOP)下的设计都有重大的不同,本文主要从系统设计的角度对其进行描述.     

华龙一号核电机组中压安注泵关闭扬程降低的PSA分析及设计优化

通过概率安全分析（PSA）发现,在华龙一号核电机组设计过程中,中压安注泵关闭扬程的降低虽然有利于满足蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）事故的验收准则,但造成丧失直流电事故的堆芯损坏频率（CDF）上升。对此针对性地提出了在事故处理规程中增加快速卸压阀用于充-排的优化方案。将该方案应用于华龙一号核电机组,PSA结果表明,丧失直流电事故的CDF由2.4×10-8 （堆? 年）-1下降至2.2×10-9 （堆?年）-1。因此,本文提出的优化方案有效降低了机组风险。      

华龙一号LPD在线监测系统误差分析

核电厂采用线功率密度（LPD）在线监测系统对电站运行的实测参数在线计算并显示堆芯线功率密度,能够准确、及时地描述堆芯状态,提高核电厂运行的安全性和经济性。LPD在线监测系统报警限值的设定,需要考虑在线监测系统的总体误差,并留有一定裕量。通过研究华龙一号LPD在线监测系统的总体不确定度的分析方法,将系统的各部分误差通过统计方法综合起来,得到系统的总体误差限值。结果表明,华龙一号采用的LPD在线监测系统误差满足工程要求。      

基于MOX燃料组件的177混合堆芯装料方案数值研究

通过计算华龙一号（HPR1000）压水堆平均卸料燃耗得到乏燃料中钚（Pu）同位素的含量,以此成分比例来设计铀钚混合氧化物（MOX）燃料。采用离散型燃料组件设计,通过不同Pu含量的MOX燃料棒离散型布置来降低与UO₂燃料组件间的功率梯度。采用程序MCNP和COSLATC模拟堆芯功率分布和热中子注量率分布,采用分区分层的低泄漏装料方案,降低不同燃料组件间的功率梯度,展平堆芯的功率分布。在不考虑可燃毒物的前提下,利用3种Pu含量的MOX组件将混合堆芯的功率峰因子控制在1.77左右,明显优于原堆芯的功率峰因子,为国产三代压水堆引入MOX燃料提供了具有参考价值的装料方案。      

“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。     

核电厂堆腔冷却状态监测研究

In order to justify the accident progresses of the cavity and the implementation effect of the cavity injection strategy that is activated under the severe accident condition, the evolution sequence of several cavity physical property parameters of different injection water velocity under severe accident condition is analyzed, and the monitoring measures in the conventional generation 2nd NPP, the improved generation 2nd plus NPP and the HPR1000 NPP are comparatively studied; Based on the optimization of the functional design and algorithm of the temperature measurement instrumentation, water level measurement instrumentation and monitoring system, the monitoring system of the HPR1000 NPP is finally designed. The monitoring system can conduct the accident status monitoring before the failure of the pressure vessel under the severe accident condition, the operation condition monitoring after the activation of the cavity injection strategy, and the molten debris status monitoring after the failure of the pressure vessel, and can satisfy the demand on the cavity status monitoring requirement under the severe accident condition.     

核电厂堆腔冷却状态监测研究

为判断严重事故下堆腔的事故进程和堆腔注水策略启动后的执行效果,分析了严重事故条件下不同注水速度下堆腔多项物性参数状态的发展序列,对比研究了传统二代加核电厂、改进型二代加核电厂、华龙一号核电厂的监测手段;通过优化温度测量仪表、液位测量仪表、监测系统的功能设计和计算方法,最终在华龙一号核电厂中设计了完善的监测系统。此监测系统实现了严重事故下反应堆压力容器（RPV）失效前的事故状态监测、堆腔注水策略启动后缓解措施投运情况监测以及RPV破损后熔融物状态监测,有效完成了严重事故条件下堆腔状态监测需求。      

AP1000核电厂丧失正常给水稳压器防满水措施研究

在某AP1000核电厂丧失正常给水事件中，由于一系列的误操作导致稳压器满水，而稳压器安全阀在多次打开后可能无法重新关闭，不满足核电厂Ⅱ类工况验收准则。文章分析了该事件中稳压器满水的原因，即在非能动余热排出热交换器（PRHR HX）冷却能力充足的情况下，系统不适当的降压导致环路中冷却剂闪蒸，进而导致稳压器满水，此时通过开启堆顶放气阀启动应急下泄的方式无法有效降低稳压器液位。最后给出了AP1000核电厂丧失正常给水事故中防止稳压器满水的建议措施，即在RCS降压过程中，应确保RCS压力始终高于热管段温度对应的饱和压力，进而确保冷却剂不发生闪蒸。      

华龙一号非能动安全壳冷却系统循环水箱的热分层现象数值研究

华龙一号核电技术采用了非能动安全壳冷却系统的先进设计。作为一种自然循环系统,系统的冷却能力与其循环水箱的水温直接相关,循环水箱中的热分层现象研究对循环系统冷却能力的准确评估以及工程设计优化均有重要的现实意义。本文基于计算流体力学（CFD）技术对循环水箱升温过程进行了三维流动传热的数值模拟。研究表明,循环水箱中存在较为明显的热分层现象,总体上呈现水池顶部温度波动大,而底部等温层较为平缓的特点,系统循环功率和循环流量均会对水箱的升温过程产生影响：功率增大、流量减小均会促使水箱内产生较明显的热分层现象,同时也会使水箱平均温度偏高,出口水温也相应较高。2列循环系统出现循环功率或流量不均衡对水箱平均温度以及出口温度的升高过程基本无明显影响,因此非能动安全壳冷却系统水箱对系统循环能起到一定的自稳定的效果。