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。     

“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”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。      

“华龙一号”核电机组穹顶吊装成功

正5月25日下午5时58分,我国自主三代核电"华龙一号"全球首堆示范工程——中核集团福清核电站5号机组穹顶吊装成功,这标志着5号机组已全面进入设备安装阶段。作为"华龙一号"全球首堆示范工程,福清5号机组是全球唯一按照计划进度建设的三代压水堆核电工程。     

国内特别报道

正"华龙一号"首堆示范工程堆芯测量系统开工制造"华龙一号"首堆示范工程——福清核电站5号机组堆芯测量系统(RII)制造工作正式启动。该设备是我国首个具有完整自主知识产权的三代核电站堆芯测量系统,是"华龙一号"的又一个IE级关键设备。(摘编自中核集团网2016年1月5日报道)首台高温气冷堆核电站全范围模拟机投入使用2015年12月24日,山东石岛湾高温气冷堆示范电站全范围模拟机正式投入使用,为操纵员培训和取照考试按预定计划实施铺平了道路。(摘编自中国广核网2016年1月8日报道)     

“华龙一号”常规岛废液收集系统改进项设计研究

"华龙一号"工程常规岛厂房中设置了废油和非放射性水排放系统(WOD)和常规岛废液收集系统(WLC)。WOD系统将非放含油废水归集在非放含油废水坑中,通过输送泵将含油废水排入位于厂区的下游处理构筑物—油水分离装置(FS子项);按照惯例,将常规岛热力系统的排水视为潜在放射性废液,需要通过常规岛废液收集系统(WLC)归集后排至位于厂区的常规岛液态流出物排放系统(WQB)。本文阐述了随着首台"华龙一号"堆型机组的设计提升,以及对三代技术的进一步认识,漳州一期工程对此系统的配置进行的改进,对WLC系统进行了简化设计,取消了潜在放射性油水坑和油水分离装置,并对取消该系统后对核安全、工艺系统设计和投资等方面的影响进行了分析。为我国后续"华龙一号"核电厂常规岛该系统的设计提供参考和借鉴。     

华龙一号调试首堆试验研究与设计

介绍了国家核安全局（NNSA）、国际原子能机构（IAEA）和美国核管会（NRC）对核电厂调试首堆试验的相关要求,结合核电厂运行经验反馈和同类型核电机组工程实践确定了华龙一号调试首堆试验的设计原则。同时,通过分析华龙一号核电机组采用的新设计理念和新设计特点,研究并确定了华龙一号调试首堆试验的项目。分析了各首堆试验项目的试验条件、试验内容和验收准则,以便于华龙一号调试首堆试验的开展。      

“华龙一号”堆型一回路系统58Co和60Co源项分析方法研究

压水堆核电厂一回路活化腐蚀产物源项是确定集体剂量和进行辐射防护优化的重要基础，也是反应堆审查取证的重要环节。本文阐述了“华龙一号”反应堆的设计特点，对比了与参考反应堆型的设计改进。通过分析中广核集团在运CPR1000/M310机组数十个循环的运行反馈数据特点及长期趋势，获得了冷却剂58Co和60Co源项的对数正态分布，以此为基础确定了“华龙一号”反应堆在稳态、瞬态和冷停堆工况下的一回路冷却剂⁵⁸Co和⁶⁰Co源项以及主管道的58Co和60Co沉积源项。结合反应堆的设计特点，使用中广核集团自主开发的CAMPSIS程序分别计算了“华龙一号”和CPR1000的一回路⁵⁸Co和⁶⁰Co源项，进而得到了调节系数对运行反馈统计结果进行了修正。本研究确定的以同类机组的源项运行数据反馈和机理分析相结合的方法，为新型反应堆研发中源项分析提供了重要参考价值。     

非能动系列堆型反应堆厂房土建关键路径优化研究

非能动系列核电厂反应堆厂房土建结构施工是整个核岛工程建设(土建阶段)的核心,也是核电厂工程进度控制的焦点和重点。在依托项目(海阳1、2号机组和三门1、2号机组)建设经验基础上,同时吸收、借鉴荣成1、2号机组(示范项目)、海阳3、4号机组和三门3、4号机组反应堆厂房土建结构施工良好实践和技术优化创新,进一步优化了非能动系列堆型反应堆厂房各层施工的内在逻辑关系和施工工期,深入总结、系统归纳出后续非能动系列标准化的反应堆厂房关键路径,在安全、质量提升和建设成本降低的同时,缩短了核电建设的工期,为核电厂尽早投运提供了有力支持。     

“华龙一号”设计管理及创新

"华龙一号"是我国具有自主知识产权的三代核电品牌,相对于"二代改进型"核电技术,"华龙一号"实施了一系列技术改进措施。为了保证"华龙一号"技术方案落地、首堆工程的顺利推进,"华龙一号"设计管理团队以项目管理理论为基础,结合公司的组织机构特点及核电项目设计的特点,积极探索、不断创新,形成了独具特点而又有借鉴意义的设计管理体系。该体系是以"四个意识、一个观念"为指导,强调精细化管理和过程控制,由设计阶段、管理岗位、管理要素为维度的"三维一体"管理体系。风险管理、开口项管理和接口管理等是"华龙一号"管理创新,本文论述了其基本思路、方法、流程和效果。本文所述的核电设计管理经验、方法可推广应用到后续批量化建设的"华龙一号"机组,对于采用新堆型的原型堆或首堆示范项目,也具有参考和借鉴意义。     

“华龙一号”数字化核电厂建设与研究

"华龙一号"是我国具有自主知识产权的三代核电品牌,代表了我国核电的历史积淀、现实荣耀以及未来基石。数字化建设需要做到承前启后,并作为"华龙一号"核心竞争力,助力"华龙一号"项目的腾飞。已经搭建的数字化设计体系、数字化工程体系在"华龙一号"首堆的设计、建设的过程中发挥了重大作用。面向核电全寿期,本文提出核电厂智慧虚体与智能实体相结合的数字核电概念模型,涵盖数字化设计、敏捷化采购、集约化施工、系统化调试、数字化运维。据此提出"华龙一号"数字化核电厂的概念,总结了"华龙一号"数字化核电厂建设及应用现状。最后提出"华龙一号"数字化核电厂后续研究方向和展望。     

巴基斯坦卡拉奇2号机组实现首次并网

正【世界核新闻网站2021年3月19日报道】2021年3月18日,巴基斯坦卡拉奇核电厂2号机组实现首次并网发电。这是中国自主三代核电技术"华龙一号"的海外首堆。该电厂还在建设另一台"华龙一号"机组,即3号机组。卡拉奇2号和3号机组的建设合同于2013年签署,2号机组2015年启动建设,3号机组2016年启动建设。     

“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”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。     

漳州核电生产准备期间大修工期优化研究

机组大修工期是影响电厂机组的可用率和综合成本的重要因素,目前国内压水堆的大修经验已经十分丰富,但仍有提升空间。为此,漳州能源在生产准备期间即组织开展对大修进行深入研究,运用霍尔三维结构的方法论,对大修各方面工作进行多步骤、多方向、多领域的优化研究,旨在缩短大修工期,创造漳州“华龙一号”机组首次大修的良好业绩。目前包括“一回路抽真空装置的应用”等多个项目正在推动中,预期通过项目的实施,可提高机组的可用率,降低核电厂总体的运维成本,为核电厂带来经济效益。该研究还可为国内核电厂在大修工期优化及标准化方面提供新思路,新开工电厂可提前介入机组大修的相关工作准备,制定相应的措施优化大修工期,为后续大修计划的安排和实施打下扎实的基础。     

“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”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。     

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。      

日本岛根核电厂2003年度运行报告

【日本《每日新闻》2004年5月2日报道】日本中国电力公司最近向岛根县汇报了岛根核电厂2003年度的运行实绩。2003年4月,岛根2号机组(820 MW)反应堆堆芯围板出现裂纹,并连续发生数起故障,因此,其2003年度的设备利用率仅为66.5%,是1989年开始运营以来的最低值。1号机组(460 MW)2003年度的设备利用率为72.1%。中国电力公司称,2号机组2003年度停堆时间长达122天。在从2003年4月开始的定期检修期间,工作人员发现反应堆堆芯围板出现了裂纹,2004年3月,又发生了反应堆安全壳一回路冷却水泄露事故,致使约40多天的发电计划未能实现。1号机组在定期检…