华龙一号核电机组燃料组件研发

为满足华龙一号核电机组自主知识产权的要求,需要研发出适用于华龙一号核电机组的燃料组件。本文介绍了华龙一号核电机组燃料组件设计及性能分析等研发情况,幵采用堆内及堆外试验的方式对所研发燃料组件进行了验证。试验结果表明,华龙一号核电机组燃料组件各方面性能均达到了预期水平,满足华龙一号反应堆系统的使用要求。     

华龙一号某机组主泵推力轴承优化改进分析

华龙一号某机组三轴承结构设计的主冷却剂泵（简称主泵）在进行小流量试验时,出现推力轴承磨损问题,通过对主泵推力轴承结构进行分析,利用鱼骨图根本原因分析方法,对导致推力轴承磨损的可能原因进行逐一排查分析,根据排查结果,提出采用多喷嘴联合供油设计、在主推力轴承和副推力轴承的油膜吸入口处增加吸油倒角设计、在原有顶轴油设计基础上增加反向副推力轴承顶轴油结构设计、建立推力轴承温度-油温的综合测量系统及采用弹簧板主动补偿式推力轴承支撑结构等改进方法。经试验验证,改进后的主泵推力轴承系统显著提升了华龙一号某机组主泵的运行可靠性和固有安全性。      

华龙一号核电机组首堆核电设备设计及管理

在华龙一号核电机组首堆核电设备设计及管理的工程设计实践中,采用设计计划、设计接口和设计采购一体化管理方法,并通过实施开口项、风险管理等创新机制,按期完成每一项设备设计任务,确保了华龙一号核电机组首堆工程按期施工。      

方家山核电机组主泵调试

方家山核电机组采用的主泵与国内其他核电厂的主泵有很大区别。针对方家山主泵调试过程中出现的泵轴振动大,主泵逻辑不适应现场实际情况以及轴封系统问题,油系统问题等进行分析并与厂家技术人员和系统设计人员讨论,使问题得到解决。     

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。      

华龙一号小幅功率提升研究

对华龙一号热功率精度进行了分析,计算了蒸汽发生器出口压力测量精度、给水温度测量精度和给水流量测量精度对华龙一号热功率精度的贡献度,通过定量化的数据证明了主给水流量测量精度对热功率计算精度的影响最大。基于目前孔板流量计精度低,长期使用精度劣化的问题,提出采用高精度（0.3%）的超声波流量计来测量主给水流量,计算结果表明,采用超声波流量计可以获得0.97%的功率提升。      

900MW核电机组主泵泵体射线探伤工艺简介

介绍了岭澳核电站主泵泵体制造过程中的射线探伤工艺过程,包括对胶片、象质计及底片的要求、直线加速器透照工艺、底片冲洗及黑度要求以及缺陷评定和验收标准,以期对我国今后百万千瓦级主泵泵体的国产化有所裨益。     

华龙一号全范围事故分析研究

为满足相关法规要求及验证我国自主设计的三代核电机组华龙一号在不同运行模式及事故后长期阶段的安全性,开展了HPR1000全范围事故分析研究。首兇研究全范围事故分析的工况筛选原则,并确定需要开展定量分析的事故。分析结果表明,HPR 1000在全范围事故工况下均具有较高的安全裕量。本文研究中形成的思路、原则和方法可用于新核电厂设计以及在役核电厂相关分析。     

华龙一号平衡循环燃料管理策略研究

核电厂燃料管理的主要任务是在约定的限制条件下,为核电厂一系列的运行循环做出其经济安全运行的全部决策,确定最佳的各循环装料策略。一座核电厂从建成到退役期间要经历初始循环、过渡循环、平衡循环序列,平衡循环在理想情况下是一个无限的循环序列,一般认为平衡循环是性能指标最佳的循环方案,并为燃料管理人员定为目标运行循环。基于华龙一号百万千瓦级核电厂,通过对燃料组件和可燃毒物的合理布置及优化,采用了混合富集度燃料组件的换料策略,进行了平衡循环的燃料管理方案设计。结果表明,燃料管理方案在循环长度、核焓升因子、慢化剂温度系数、停堆裕量和组件卸料燃耗方面均满足预先设定的燃料管理目标。平均批卸料燃耗和燃料组件燃耗限值的比值约为0.92,与AP1000、EPR等三代核电站相当,具有非常好的燃料经济性。     

CPR1000核电机组主泵电机轴绝缘低问题处理和预防研究

结合中国改进型三环路压水堆(CPR1000)宁德核电厂3号机组反应堆冷却剂泵电机(简称主泵电机)轴绝缘丢失事件,对造成主泵电机轴绝缘低的3个主要原因进行分析和研究,形成14步标准化排查步骤,解决了主泵电机轴绝缘低问题,并提出核电现场防止轴绝缘低的5点措施。     

华龙一号包络功率形状验证方法研究

堆芯功率分布可用径向功率分布和轴向功率分布分别描述,功率分布对堆芯偏离泡核沸腾（DNB）具有较高的重要性。核电厂在运行过程及事故过程中可能出现的功率分布各不相同,为有效简化热工水力设计及事故分析所需的功率形状,根据事故过程中功率分布的变化程度以及核电厂保护系统特性,将事故分析所需的极限功率形状分类包络。根据华龙一号的保护系统设置,以堆芯功率能力分析方法为基础,介绍了华龙一号工况Ⅰ包络功率形状和参考功率形状的验证方法。计算结果表明,工况Ⅰ包络功率形状和参考功率形状分别为各自适用场景下的包络功率形状。结果不仅有助于工程设计人员快速理解包络功率形状的验证方法,也有利于包络功率形状在后续事故分析中合理使用。     

华龙一号包络功率形状验证方法研究

堆芯功率分布可用径向功率分布和轴向功率分布分别描述,功率分布对堆芯偏离泡核沸腾(DNB)具有较高的重要性.核电厂在运行过程及事故过程中可能出现的功率分布各不相同,为有效简化热工水力设计及事故分析所需的功率形状,根据事故过程中功率分布的变化程度以及核电厂保护系统特性,将事故分析所需的极限功率形状分类包络.根据华龙一号的保...     

华龙一号SGTR事故源项分析研究

本文根据华龙一号蒸汽发生器传热管破裂(Steam Generator Tube Rupture,简称SGTR)事故的特点,研究了适用于此的事故源项分析方法,分析了蒸汽发生器汽水释放模式对事故放射性源项的影响,明确了蒸汽发生器满溢对事故源项尤其是碘放射性源项的影响较大。同时进行了事故放射性后果分析。结果表明,新的源项分析方法既符合源项分析的保守性要求,又满足国标对事故放射性后果的限制准则。     

华龙一号反应堆本体屏蔽设计

华龙一号(HPR1000)在设计过程中,为了满足通风和安全要求,在反应堆周围增设了贯穿件,另外,为了辐射防护优化的需求,相对于二代核电厂对部分位置辐射分区进行了更为严栺的调整。为应对上述改进,HPR1000反应堆本体屏蔽设计引入了先进屏蔽计算方法,开展了堆腔漏束和深穿透屏蔽计算分析,提出了先进屏蔽结构设计方案。通过采取针对性的屏蔽设计,HPR1000反应堆本体屏蔽各项指标均达到了工程设计要求,能够保护工作人员的安全健康和仪器设备的正常工作。     

CPR1000核电机组主泵动平衡的一次加准方法研究及应用

受核电站一回路复杂运行工况的影响,一回路冷却剂泵(下称"主泵")经常发生振动高的问题,现场动平衡是解决主泵振动问题的重要手段,也是影响和制约核电站机组启动上行的关键因素之一.通过对大量同类型主泵动平衡数据的总结,提出了主泵动平衡的一次加准方法.该方法给出了 CPR1000机组主泵动平衡中加重质量、加重角度和残余振动的计...     

华龙一号设备冷却水系统板式换热器性能研究

采用准则数法换热公式、HTRI传热因子经验公式、Matin传热经验公式、Muley A传热经验公式4种方法对福清核电厂12号机组的板式换热器进行校核计算。采用准则数法换热公式计算的换热面积与厂家设计值偏差最小。采用准则数法对华龙一号设备冷却水系统板式换热器进行验证,结果表明厂家提供的换热器满足工程要求。     

华龙一号核电厂公众辐射剂量优化设计目标值研究

基于我国新建三代压水堆核电机组华龙一号运行状态下的流出物设计与现实排放源项,结合机型的排放特点、沿海与内陆厂址的不同环境和气象等条件,对新建核电厂公众剂量优化设计目标值进行了研究。研究结果表明,在我国华龙一号的设计方案下,对于滨海厂址条件所能够达到的公众剂量优化设计目标值可以达到与欧美国家体系相当的水平。但由于厂址环境条件的差异,对内陆核电厂还需要结合工艺系统的改进开展进一步深入研究工作。对流出物中氚和C-14的排放还需要进一步开展经验反馈积累,在此基础上给出更符合未来运行状态的辐射剂量评价结果。本研究还对华龙一号后续的排放源项和评价方法等方面给出了建议,对进一步加强华龙一号的环境友好性和先进性具有积极作用。