“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。     

海上浮动核电厂运行工况辐射分区

为了便于辐射防护管理和职业照射控制,根据有关规定对海上浮动核电厂辐射工作场所进行分区。借鉴陆上核电厂辐射分区设计准则,在海上浮动核电厂总体布置的基础上,充分考虑工作生活场所一体化的特点,根据职业照射剂量限值和舱室人员数量、人员工作时间、频次,提出了运行工况下的辐射分区方案,为海上浮动核电厂的总体布置优化、屏蔽设计和通风系统设计提供了重要依据,保障了职业照射人员的辐射安全。     

低温堆控制室安全审评与设计变更

反应堆控制室是反应堆人-机接口最集中的区域,也是反应堆误操作最多的地方。改进反应堆控制室设计是提高反应堆安全的关键因素之一。依据核电厂相关法规、标准,参照低温堆设计准则和功能要求开展低温堆控制室的安全审评。根据审评要求,进行相应的设计变更,进一步优化了低温堆控制室设计,提高了设施安全性。     

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。     

中国一体化反应堆核电厂创新安全壳设计研究

中国一体化反应堆核电厂(CIP)是中国核反应堆系统设计技术国家重点实验室正在开发的新一代革新型、完全一体化的压水堆,其电功率约为300 MW.CIP采用堆内一体化布置,反应堆冷却剂系统设备以及控制棒驱动机构全部布置在反应堆压力容器内.这种一体化设计消除了传统的冷却剂回路管道,消除了大LOCA事故,具有更高的安全性.本文介绍了CIP安全壳系统方案选择、安全壳设计、安全壳设计压力的确定以及安全壳结构的计算分析.     

基于NASPIC平台的反应堆保护系统架构设计研究

反应堆保护系统是核电厂中非常重要的安全系统,主要用于保护反应堆、环境及人员的安全,属于核电厂1E级仪表控制设备,其自身的可靠性和安全性,对核电厂的正常运行起着至关重要的作用。其中反应堆保护系统架构对整个系统的可靠性、可用率和可维护性等起着关键作用。本文基于龙鳞（NASPIC）平台,根据反应堆保护系统的功能需求和设计准则,提出了一套较为完善合理、满足功能和设计准则要求的反应堆保护系统架构。同时根据架构设计搭建了“华龙一号”科研样机,并基于FTA/Markov可靠性分析方法,就搭建的保护系统科研样机进行了功能测试和可靠性分析计算,证明反应堆保护系统架构设计符合设计要求,为后续项目的系统架构设计提供参考。      

华龙一号海外首堆反应堆控制系统优化设计

反应堆控制系统是核电厂重要仪控系统之一,对保障核电厂的正常运行起着重要作用。为确保控制系统在核电厂运行过程中的良好控制品质和减少现场调试时间,有必要在设计阶段通过仿真研究对控制系统参数进行优化设计。分析了三代核电华龙一号（HPR 1000）海外首堆的反应堆控制系统功能,对各控制系统被控变量进行了说明;在此基础上,对控制系统参数优化流程进行说明;利用核电厂数字化仿真工具,通过系统建模仿真对控制系统参数进行敏感性分析,根据不同参数取值下的系统静态和动态响应特性得到较优的控制系统参数,经性能验证满足设计要求。所获得的反应堆控制系统参数已用于海外华龙一号首堆反应堆控制系统设计,并用于指导核电厂现场调试和核电厂运行。      

核电厂反应堆功率数字冗余控制系统及其可靠性

针对核电厂反应堆功率控制系统连续运行时间长、可靠性和安全性要求高的特点,提出了一种全新的基于双CPU冗余、电源冗余和ControlNet现场总线网络冗余控制的实现方案,对原有的反应堆功率模拟控制系统进行数字化改造设计,实现反应堆功率的可靠控制.通过对系统的主要可靠性指标进行定量计算和分析,评估了系统的可靠性和可用性.     

基于Tricon V10 PLC平台的核电厂保护系统设计

反应堆保护系统执行核电厂最重要的安全功能。本文提出了基于Tricon V10 PLC平台的反应堆保护系统方案,详细介绍了保护系统的结构、接口、多样性和故障检测设计。     

CNP1000核电厂的安全性与经济性

核电厂的安全性是最重要的，但是没有经济性的核电厂是不受欢迎的。URD要求的15％的热工裕量不是法规文件。核安全部门关心的是反庆堆的安全而不是热工裕量。增大反应堆的热工裕量，就意味着在同等经济规模条件下的核电厂要降低其反应堆的热功率（经济性）。过去设计的反应堆都是严格按照核安全法规设计，而且采用非常保守的计算方法、公式和计算机程序进行设计，所得到的热工裕量非常小或者没有，但是这些反应堆仍然在安全运行着，如果现在采用新的计算方法、公式和计算机程序计算这些运行核电厂的热工裕量，应该是有所提高的。同时，用不同类型的计算方法、公式和计算机程序得到的热工裕量也是不相同的，所以热工裕量不是评价反应堆是否安全的标准。在经济不发达的中国，反应堆的安全性和经济性同样是非常重要。增大反应堆的热工裕量主要是为了防止核电厂在正常运行时偏离设计安全限值、增加反应堆应付事故和严重事故的能力。核电厂设计应该俦考虑如何保证在任何事故条件下反应堆能够及时停堆、不失电、提高ECCS的非能动能力和可靠性，同时使用那些被实验和实践证明的新设计方法、公式和计算机程序进行反应堆设计，切实提高反应堆的安全性和可靠性，在保证核安全的前提下充分提高核电厂的经济性。通过使用最新的子通道分析程序和最佳估算（方法）大破口失水事故分析程序对CNP1000核电厂（2775MW热功率，3.66m堆芯和3150MW热功率，4.27m堆芯）进行了DNBR裕量和大LOCA线功率裕量分析，计算的DNBR值和峰值包壳温度都满足验收准则的要求，其DNBR裕量和线功率裕量都满足15％的要求，反应堆是安全的。从安全和经济的角度，CNP1000核电厂应该选择3150MW热功率，4.27m堆芯为宜。     

浮动核电厂反应堆供电系统分析

The safety of the floating nuclear power plant is closely related to the merits of the reactor power supply system. In order to improve the safety factor of floating nuclear power plant, it is necessary to analyze the reactor power supply system. In this paper, the configuration of the reactor power supply system of the floating nuclear power plant is analyzed, and the auxiliary power system and nuclear emergency power system under two schemes are compared. The results show that the optimized scheme 2 is better than scheme 1 in reliability and safety, and scheme 2 is more economical. The optimization scheme proposed in this paper can provide a direction for the design of the reactor power supply system of the subsequent nuclear powered ships and has a strong reference significance.     

铅铋合金系统氧控旁路性能数值研究

为研究通过固态氧控有效调节铅铋合金（LBE）系统氧浓度的方法,本文通过修正液态LBE腐蚀经验公式,结合氧化铅（PbO）溶解模型,基于集总参数法并使用FORTRAN语言自编程序计算LBE系统氧浓度;据此研究主回路流量、质量交换器（MX）内温度、PbO装量对自主设计的小型LBE系统的MX供氧性能的影响;初步建立MX设计准则,获得一定约束条件下MX供氧性能及其氧控旁路设计参数。本研究可为LBE系统氧控旁路的设计和计算提供参考,同时提供一种高效求解LBE系统瞬态氧浓度和腐蚀的计算方法,为建立氧浓度模型预测系统提供新思路。      

ACP100S浮动核电站总体设计及验证

浮动核电站是利用浮动平台建造的可移动的核电站,从电功率分级上划分属于小型反应堆,可用于发电、淡化海水、供热,能满足区域供电、区域供热、海上石油开采、偏远地区、孤岛等特殊需要。本文在分析目前浮动核电站发展形式及其特点、优势基础上,提出了中核集团ACP100S浮动核电站方案,分析ACP100S设计原则、技术特点、设计参数、总体技术方案、试验和验证以及示范工程进展情况。      

海上浮动核电站总体设计初探

通过分析国际上现有堆型的优劣及其在舰船上的应用成果,建议海上浮动核电站采用技术成熟的压水堆,并对反应堆功率与换料周期给出原则性建议。以单点系泊型式的船型浮动核电站为例,根据各舱室的主要功能进行分区,提出舱室划分原则。同时分析了海上浮动核电站主尺度的主要制约因素,阐述了总体性布局原则,并着重介绍了反应堆舱内设置的安全壳、安全围壁、放射性废物管理系统、生物屏蔽设计的基本原则。同时,结合海上浮动核电站的特点,对一些关键系统如二回路、控制室、电力系统、物理防护等的设计原则进行了介绍。      

AP1000核电厂灵活循环燃料管理策略研究及应用

我国核电装机容量逐年稳步扩增,核电厂参与电网调峰愈加频繁,固定的换料周期逐渐难以满足核电厂经济运行的需求。本文基于AP1000核电厂18个月堆芯装载方案,设计了±1个月和±2个月的灵活周期堆芯装载方案,完成方案的安全性限值与燃料经济性评价,开展完整的安全分析。结果表明,堆芯设计满足安全相关验收准则的要求,全面论证了灵活循环燃料管理策略的安全性和可行性。本研究为AP1000核电厂灵活循环周期运行提供了技术支撑,灵活循环周期运行即将在海阳核电厂中工程应用。     

基于安全围壁的浮动堆旁路泄漏设计研究

基于陆上核电厂二次安全壳的概念,引入了浮动堆安全围壁的构想,提出了“安全壳+安全壳围壁+堆舱”的放射性包容模式。研究了评价安全围壁的旁路泄漏设计思路,提出识别旁路泄漏途径和确定旁路泄漏率的方法。给出了安全围壁负压的设计依据,为后期浮动堆通风系统的设计提供参考。      

基于小位移旋量的浮动式核电站反应堆装卸料定位误差分析与优化

燃料组件装卸是核电站反应堆换料检修的一项重要操作，浮动式核电站由于运行环境特殊，其装卸料定位精度要求更高。本文基于小位移旋量（SDT）的公差建模方法对浮动式核电站反应堆装卸料的导向定位误差进行了分析，采用刚体动力学坐标系变换的方法得到了装卸料定位误差的表达式；采用MATLAB程序进行了模拟计算。对海洋条件下反应堆装卸料的极限倾斜量进行了分析，给出了最大倾角与海浪参数的关系，对燃料组件导向间隙量等关键参数进行了优化，并将其结果与试验数据进行了比较，相符性较好。      

三门核电站停机不停堆的运行分析

三门核电AP1000反应堆在满功率情况下发生汽轮机故障停机事件时,通过快速降功率系统、旁排系统和棒控系统等的快速响应,一回路的参数不会突破安全限值,避免了反应堆停堆,降低了该瞬态对反应堆冷却剂系统的冲击。文章对停机不停堆的实现方式和运行特点进行了详细的分析和阐述,以帮助电站人员对停机不停堆的理解,并提高他们面临瞬态的响应能力。     

核电厂丧失厂外电的经验反馈

核电厂厂用电系统的功能是为核电厂设施提供安全可靠的电源,核电厂供电安全对核安全至关重要。福岛第一核电厂就是在丧失厂用电及最终热阱的情况下发生了严重的核事故。厂用电系统具备两列相互独立的厂外电源作为工作电源和辅助电源。文章通过收集国内外运行核电厂丧失厂外电事件,对运行核电厂丧失厂外电的机组状态、事件发生原因进行了分析,提出了应对厂外电失效的改进措施和建议。