评AP1000堆芯设计

根据美国用户要求文件(URD)对3代压水堆核电厂的某些要求,比较AP600和AP1000核电厂的某些设计参数。建议三门核电厂和海阳核电厂取消机械补偿(MSHIM)基荷运行模式及复杂的堆芯设计。     

AP1000非能动堆芯冷却系统及系统设计瞬态研究

AP1000在标准设计中革新性重大改进之一就是采用了独特的非能动堆芯冷却系统(PXS)。目前世界上在役核电厂和在建核电工程中,AP1000非能动堆芯冷却系统是第一个完全采用非能动手段来达到堆芯冷却、冷却剂补充以及限制放射性释放等安全功能的安全相关系统。文章结合AP1000非能动堆芯冷却系统设计与运行,应用包络方法对一些重要的设计瞬态进行研究分析,从而得出系统设计的合理性和系统功能实现的可行性,为自主研发ACP100、ACP600、ACP1000等第三代核电技术提供借鉴和参考。     

AP1000堆芯仿真计算建模与精度分析

针对核电厂AP1000堆芯描述,建立由组件计算、截面拟合处理计算模型,并得到组件少群常数;采用两群三维,实时中子动力学仿真模型,选取11组衰变功率计算堆芯衰变功率的三维变化,同时为了准确计算反应堆的"中毒"变化,三维空间上考虑氙、钐以及先驱核碘、钜元素浓度的影响特性,建立针对AP1000堆芯实时仿真计算模型,并准确计算反应堆的"中毒"和氙振荡现象,为验证模型建立的正确性与堆芯实时仿真程序SimCore的精准性,对堆芯临界硼浓度、堆芯温度、控制棒价值进行计算,同时选取汽机停机不停堆、反应堆满功率跳堆运行,反应堆正常停堆运行及控制棒落棒、弹棒事故响应等不同测试工况,对结果进行验证及分析。结果表明:建立的三维堆芯实时仿真程序模具有较好的精准性,可以用于全范围模拟机堆芯计算,并广泛应用于核电厂堆芯物理仿真。     

基于Fluent程序的AP1000堆芯组件热工水力计算与分析

本文利用计算流体力学程序Fluent对AP1000反应堆组件稳态运行时的内部温度场和速度场的分布情况进行模拟计算,研究格架对流动的影响及计算在不同模型下格架的阻力系数,并将Fluent与VIPRE-W的计算结果进行对比,以验证Fluent程序在计算堆芯组件时的准确性。     

AP1000核岛厂房防火分区设计

本文主要对AP1000标准化设计的核岛厂房防火分区的划分情况进行说明,列举边界设置情况,如防火屏障、隔离部件(防火门、防火阀和防火封堵等)的耐火极限设计,通过对比规范条款的方法说明AP1000核岛厂房防火分区设计与相关法规标准要求的差异性,并给出改进的建议。     

AP1000与CPR1000堆芯核测仪表差异分析

A P1000作为第3代核电技术的典型堆型,运用了很多先进的设计理念,简化了设计,减少了设备数量,提高了系统的可靠性。本文就堆芯的测量,从几个方面比较了AP1000与CPR1000堆型堆芯测量仪表的差异,通过分析对比这些差异可熟悉AP1000的非能动性设计理念、设计特点,为从事CPR1000的人员尽快熟悉和掌握A P1000技术提供方便,同时为反应堆调试和运行维护工作的开展提供有益的帮助。     

自主化堆芯三维核设计软件COCO研发

中国广东核电集团正在开发的三维堆芯核设计软件COCO将具备堆内功率分布计算、精细功率分布计算、临界硼浓度搜索、控制棒临界搜索、核子密度计算等基本功能。COCO采用格林函数节块方法作为求解器计算堆芯的功率分布,采用单通道模型和棒传热模型来计算慢化剂的密度和燃料温度。COCO已实现从寿期初到寿期末的燃耗计算能力。通过与参考程序的数值比较发现,COCO采用的理论模型和耦合流程正确,计算精度可满足工程设计的需要。     

AP1000堆芯动态仿真程序开发

AP1000堆芯采用了先进的机械补偿控制模式(MSHIM)控制反应堆功率和轴向功率偏差。以Matlab/Simulink为平台,开发AP1000堆芯动态仿真程序。首先建立优化的节点堆芯动力学模型,该模型既有较高的计算精度又有较快的计算速度;然后建立MSHIM控制系统模型,并对负荷跟踪工况进行了动态仿真。通过与已有仿真结果的对比,验证了仿真程序的正确性。     

基于蒙特卡罗程序的AP1000反应堆堆芯布置方案的模拟

AP1000是美国西屋公司研发的大型压水反应堆,采用先进的非能动安全系统。AP1000反应堆有两种堆芯燃料布置方案:D19和Adv。结合两种设计方案的优点提出了一种新的堆芯燃料布置方案。利用MCNP6(Monte Carlo N-particle 6)程序对D19堆芯和新方案堆芯的首循环进行建模,并主要计算了新堆芯的核设计参数随燃耗的变化。结果表明,新堆芯在首循环寿期内满足AP1000的主要核设计准则。通过大规模并行计算表明,带燃耗计算功能的蒙特卡罗程序MCNP6能够在堆芯设计工作中发挥很好的参考作用。     

中广核CPR1000核岛堆芯概念设计和安全裕度评估初探

CPR1000压水堆核电站是中广核集团20多年来经过渐进式改进和自主创新形成的中国改进压水堆核电站。CPR1000的参考设计是岭澳II期核电站加改进设计。在未来的10～15年内,CPR1000将是中广核集团主要建设的核电站类型之一。CPR1000的初始堆芯设计采用什么样的装料方式和燃料循环方式是必须首先解决和确定的重要设计前提,这是整个核岛设计、安全分析核执照申请的核心和基础。基于大亚湾核电站和岭澳核电站多年的燃料管理经验和运行经验以及国外类似核电站运行和设计经验,并且综合考虑了初始堆芯的特点和难点,以及不同堆芯设计和燃料管理策略的特点,对CPR1000的初始堆芯进行了设计。通过初步研究,本文提出了CPR1000初始堆芯采用的燃料组件类型,分析CPR1000采用从首循环开始进行18个月换料过渡的堆芯设计技术方案,并对CPR1000首循环实施18换料进行了堆芯设计安全裕度初步分析与评估。     

非能动AP1000安注箱的密封设计

泄漏引起的容器失效是承压设备行业最大的安全隐患,而设备密封设计的好坏是避免发生泄漏的首要因素。文章首先对AP1000安注箱的密封结构和设计特点进行介绍,然后使用规范设计与基于最大允许泄漏率的紧密性的联合设计方法,来验证AP1000安注箱的密封设计,但产品的实际密封性能还需试验考核验证。     

AP1000燃料组件设计特性

AP1000型燃料组件是西屋公司在40多年的燃料组件没小重行经验的基础上,改进开发的用于AP1000反应堆的高性能燃料组件。本文介绍了西屋压水堆燃料组件的设计发展,重点描述了AP1000型燃料组件的设计特点。     

AP1000与EPR堆芯中子注量率测量系统的差异性比较和分析

堆芯中子注量率测量系统是核电站监测系统的一个重要组成部分。它主要测量反应堆堆芯的中子注量率分布,监测堆芯功率畸变,积累燃耗数据,对核电站的安全运行及经济性起到重要作用。论文简单介绍了AP1000和EPR堆芯中子注量率测量系统的组成和特点,分析比较了两者之间的差异性。     

AP1000核电机组辐射分区设计调整

就三门核电厂AP1000核电机组正常运行工况下辐射分区设计原则和设计方案进行分析,提出辐射分区的调整方案,并对分区调整所带来的影响进行说明。     

AP1000的发电成本较低

【美国《核新闻》2000年9月刊报道】 美国西屋公司认为,根据目前的估算,AP600 4.1美分/kWh的发电成本在美国市场是没有竞争力的。因此,它开始着手开发新一代的AP1000。AP1000把规模经济应用于非能动安全核电厂,以将成本降低至3美分/kWh。 以美国核管会(NRC)批准的AP600设计为起点,进行了少量修改,实现了显著提高功率的目的。电厂的主、辅系统未做任何改动。新的设计仍然延用成熟的部件,保持了AP600的固有安全性和简洁性。 AP1000反应堆压力容器的直径与AP600的一样。燃料组件的数目由145个增加到157个。堆芯功率密度由AP600的极低…     

PCM核设计软件包全堆芯计算模块的验证

PCM软件包是中广核研究院有限公司自主研发的核设计软件包,包含组件截面计算软件PINE和三维堆芯核设计软件COCO。为了验证PCM软件包的全堆芯计算能力及其准确性,本文基于自制全堆芯例题以及国际通用的BIBLIS、IAEA、LRA等全堆芯基准题对PCM软件包“组件-堆芯”两步法和COCO软件的堆芯计算功能进行了验证。在轻水堆堆芯基准题的计算中,所有算例的有效增殖系数k_eff平均偏差为6.4pcm（1pcm=10⁻⁵）,最大偏差仅为28.2pcm,且所有算例中堆芯燃料组件归一化功率分布偏差的绝对值不超过1%。验证结果表明PCM软件包的全堆芯计算功能有较高计算精度,整体计算精度能够满足工程需求。     

西屋公司向核管会提交修改AP1000设计的申请

【美通社美国匹兹堡2007年5月19日电】西屋公司已正式向美国核管会（NRC）提交了对已获准的AP1000设计进行修改的申请。     

西屋AP1000核电机组

【英国《国际核工程》2003年3月刊报道】 扩大核电是以对环境负责的方式取得经济进展的主要途径之一,而这正一步步成为现实。核电在减少温室气体排放和碳排放方面的优势是其他发电方式不可比拟的。 而目前一代核电厂设计的高昂资本成本已成为世界某些地区新建核电厂的障碍。新一代的先进AP1000TM核电机组解决了这一问题。它简单而成熟的设计和模块化建造使这种可利用率高达90%以上的核电机组能够轻易获得1100 MW的输出功率。 成熟的设计 AP1000机组的系统和部件拥有大量运行经验。(见表1) 具有竞争力的发电成本 根据如下广泛接受的发电…     

AP1000严重事故分析

AP1000设计中考虑了以下几类严重事故：堆芯和混凝土相互反应;高压熔堆;氢气燃烧和爆炸;蒸汽爆炸;安全壳超压;安全壳旁通。本工作给出了AP1000在设计时对严重事故的考虑和发生严重事故后的最终结果。     

AP1000核电厂设计中的辐射防护最优化

介绍了AP1000机组在设计阶段所采取的辐射防护最优化措施,包括辐射分区、设备部件、设施布置、工艺控制等方面的内容,较为全面地总结了AP1000核电厂已经实施的辐射防护设计方案。