反应堆冷却剂系统流量测量试验研究与设计

华龙一号（HPR1000）设置了反应堆冷却剂泵进出口压差表用于测量反应堆冷却剂系统（RCS系统）环路流量,取消了二代改进型核电机组设置的弯管流量计。环路流量测量方式的改变直接影响RCS系统流量测量试验的实施。通过研究主泵的运行特性和系统的阻力特性,提出了基于主泵电功率测量RCS系统流量的试验方法。结合理论分析结果和工程实践经验,给出了反应堆冷却剂惰走流量试验的试验方法和验收准则。研究表明,主泵电功率法可以测量RCS系统的流量,反应堆冷却剂惰走流量可以通过主泵惰转过程的转速变化进行验证。      

蒸汽发生器水位不确定性分析研究

核电机组正常运行、事故分析及安全审评过程中需要重点关注蒸汽发生器水位的变化,蒸汽发生器水位不确定性分析是表征水位监测质量的重要手段。本文结合CPR1000核电机组蒸汽发生器水位测量原理,建立了系统完整的蒸汽发生器水位不确定性分析模型,并验证了CPR1000核电机组安全分析考虑的蒸汽发生器水位不确定性的合理性和保守性。     

CPR1000核电机组堆芯水位监测系统及其调试

CPR1000核电机组反应堆堆芯水位监测系统是反应堆发生LOCA事故后监测堆芯淹没状态的重要系统,由其测量的水位直接用于反应堆事故规程的导向。本文对该系统的测量原理、系统构成进行了详细的介绍,通过对CPR1000核电机组首台机组的调试,实现了该系统的首次自主化调试的目标。     

电网频率下降时CPR1000反应堆主泵和电机瞬态分析

本文根据电机学原理,用RETRAN-02程序模拟电网频率下降时电动机的运行特性。同时模拟了CPR1000主冷却剂泵的水力特性和反应堆冷却剂系统的阻力特性。完整地研究主冷却剂泵和电机在电网频率下降时的运行瞬态。最后分析电网频率以4 Hz/s下降时CPR1000主冷却剂泵和电机的瞬态行为。     

CPR1000核电站堆芯出口冷却剂过冷度测量不确定度评定

中国百万千瓦级先进压水堆(CPR1000)核电站反应堆通过堆芯冷却监测系统(CCMS)测量堆芯出口冷却剂的过冷度。本文分析了堆芯出口冷却剂过冷度测量过程中的各种误差来源,对饱和状态下堆芯出口冷却剂温度测量的不确定度进行评定,得到不确定度区间边界随一回路压力变化的曲线,给出了用于判断堆芯冷却状态的堆芯出口冷却剂过冷度测量的误差ε曲线的确定方法,该方法已在CPR1000核电站中得到实际应用。     

反应堆冷却剂放射性比活度运行限制条件研究

本文通过对比分析CPR1000和美国技术规格书中反应堆冷却剂放射性比活度运行限制条件(LCO)的制定原则和依据,结合蒸汽发生器传热管断裂事故(SGTR)放射性后果分析的验收准则和国标GB 6249的升版情况,研究我国CPR1000机组反应堆冷却剂放射性比活度运行控制要求中存在的问题,对美系技术规格书的应用进行了探讨,并提出了改进建议。     

CPR1000核电机组延伸运行优化控制

延伸运行（SO）是压水堆核电机组灵活运行的重要手段,研究如何提升机组SO模式下的安全性和经济性具有重要意义。针对某中国改进型三环路压水堆（CPR1000）核电机组某次SO模式下一回路平均温度、堆芯热功率、堆芯轴向功率偏差和温度调节棒棒位等重要参数存在波动的案例,研究表明波动的主要原因是由于该CPR1000核电机组的汽轮机高压调节阀运行在流量特性曲线的陡峭区,导致阀门开度在外部扰动影响下产生波动,并诱发主蒸汽流量、一回路平均温度等重要参数的波动。结合该核电机组设备的运行特性,提出优化高压调节阀流量特性曲线和优化主蒸汽流量限值等策略来提高机组SO期间安全性和经济性。数台CPR1000核电机组采用SO模式的工程实践案例验证了该策略的有效性。      

先进非能动核电机组一回路冷却剂流量系统化测量方法

压水堆一回路冷却剂流量是防止偏离泡核沸腾的重要参数。三代先进非能动（Advanced Passive,AP）技术核电机组采用低泄漏堆芯装料模式，因堆芯出口温度温差梯度加大，导致量热平衡法流量测量计算的不确定度增加。为了保证核电机组一回路冷却剂流量精准测量，验证其满足设计与监管要求，提出了以伯努利方程为基础模型的系统化测量计算方法。在调试不同阶段，分别执行一回路主设备压差测量、冷热段弯管流量计压差测量；在首次50%、75%、90%、100%的功率平台，进行量热平衡试验计算。通过热试和满功率阶段的实体工艺流体测量值，对冷热管的弯管流量系数进行计算标定。围绕不确定度最小化，权重计算一回路冷却剂总体积流量。本方法测量计算的一回路冷却剂流量值相对误差小于4%，装料后总流量介于最佳预期流量的95.8%～104%之间；NAPs计算体积流量值不确定度低于1.9%，该方法为其他机型冷却剂流量的精准测量提供了一种示范思路。     

反应堆系统冷却剂泵流量特性计算模型

反应堆的发热是靠反应堆系统一回路冷却剂循环带出堆芯之外的。一般情况下，冷却剂的流动是靠冷却剂主循环泵（主泵）来唧送的，特殊情况下，也需要靠回路中冷却剂的自然循环流动来完成。不论是哪种情况，主泵的流量特性直接影响着反应堆的安全。本文根据主泵的四象限特性图提出了一种用于计算反应堆系统稳态和瞬态工况下主泵流量特性的计算方法。该方法便于使用，其计算结果与Ｒｅｌａｐ５／ＭＯＤ２的计算结果进行了比较，二者符合很好，证明本文的模型完全可用于反应堆系统的稳态设计和瞬态事故分析。     

基于抽样统计的CPR1000全失流事故分析

CPR1000反应堆发生全失流事故后,冷却剂流量迅速下降,一回路温度和压力升高,可能导致堆芯发生偏离泡核沸腾(DNB)的危险。本文使用中广核自主开发的系统程序GINKGO和子通道程序LINDEN分别对CPR1000的电厂系统和堆芯部件进行了建模,再使用GINKGO进行系统分析、LINDEN根据系统分析结果进行子通道分析后确定偏离泡核沸腾比(DNBR)达到最小值的时刻,并在该时刻使用抽样统计方法对部分相关输入参数进行不确定性分析,同时考虑系统程序、子通道程序以及CHF关系式的不确定性,最终得到满足双95下的最小偏离泡核沸腾比(MDNBR)。结果表明:CPR1000全失流事故进程中,并未发生DNB,且具有较大裕量,同时也证明将抽样统计应用到CPR1000全失流事故分析中是可行的。     

AP1000反应堆冷却剂泵

1反应堆冷却剂泵 AP1000反应堆的冷却剂泵（以下简称主泵）是单级、全密封、高惯量离心式屏蔽泵，用来输送高压、高温、大流量的反应堆冷却剂。图1为主泵结构图。表1给出了主泵的设计参数。     

“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。     

移动式微型裂变电离室中子探测器研制与核特性测试

微型裂变电离室是一种反应堆上广泛使用的堆芯中子探测器。国内CPR1000核电机组的堆芯中子注量率测量系统采用移动式微型裂变电离室作为中子探头，在反应堆运行过程中测量反应堆中子通量，提供堆芯中子通量分布图，是核电站重要的安全仪控设备。对标现役国外产品的服役条件和技术指标要求，研制了一款移动式微型裂变电离室中子探测器，并参照国家标准GB/T 7164-2022和行业标准NB/T 20215-2013，对探测器的核特性进行了测试。测试结果表明：其核特性与国外产品相当，有望实现该反应堆安全产品的“国产替代”。     

国和一号与CPR1000的SGTR事故响应比较

本文通过对我国自主知识产权三代非能动压水堆(国和一号)与国内成熟运行的核电机组(CPR1000)在无运行人员干预和有运行人员干预情况下的SGTR事故演变过程进行对比,提出了二者在反应堆冷却剂系统(RCS)降温降压手段、蒸汽发生器状态管理、主泵状态、放射性后果、破损蒸汽发生器传热管(SG)降压方式等方面的不同,以及二者放射性释放可能性的差异。这种对比分析便于运行人员在事故中采取更有针对性的干预措施,以使干预效果更加有效。     

核电厂主泵密封系统的安装与调试

研究CPR1000堆型核电厂反应堆冷却剂泵(RCP)密封安装工艺流程及方法,对RCP密封系统安装和调试过程中的各种情况进行分析,制定各种情况下核回路冲洗采取的特殊处理方案,为后续CPR1000项目RCP密封系统安装调试提供参考.     

反应堆冷却剂泵转速测量系统改进设计及实践

反应堆冷却剂泵（主泵）转速是核电站关键设备反应堆冷却剂泵运行状态监测的重要参数，直接反映设备的运行状况，并担负向反应堆保护系统输送反应堆的保护信号。但是该信号一直存在运行过程中测量不稳定的情况。从该测量通道的测量原理、历史状态，结合现场的实际检修过程，对转速测量的缺陷、可能的原因进行分析，同时对以上原因采取改进方式。经过2008年的运行验证，改进的测量方式信号稳定，满足了现场的要求，有利于改进的持续进行。     

CPR1000型压水堆14C产生量研究

本文阐述了压水堆中¹⁴C的主要产生机理,利用蒙特卡罗程序MCNP5建立了精确的三维堆芯模型,计算了堆芯各辐照区的47群中子注量率,计算得到一回路冷却剂、燃料芯块和包壳及堆芯上下反射层的¹⁴C产生率和年产生量。结果表明,计算模型、参数及计算假设具有一定的代表性,计算结果适用于CPR1000型压水堆核电机组。     

压水堆二次中子源替代一次中子源的初步可行性分析

在反应堆一次中子源供应存在风险的背景下,为分析压水堆二次中子源替代一次中子源的可行性,计算了二次中子源在运行机组辐照一个循环后的中子源强,并基于某新建CPR1000反应堆首循环堆芯参数及装料顺序,计算装料过程中堆内外各中子探测器的计数率。结果表明,二次中子源在结束辐照后的4个半衰期（约240 d）内用于替代CPR1000反应堆首循环一次中子源可满足技术规范对中子探测器计数率的要求,证明压水堆二次中子源替代一次中子源具有一定可行性。      

板状燃料反应堆热工水力实时仿真程序研究与开发

板状燃料反应堆多通道热工水力实时仿真程序采用三方程模型作为基本模型,补充了适合板状燃料堆芯矩形冷却剂通道的换热系数模型、阻力系数模型等封闭方程,提出了多通道瞬态流量分配模型和堆芯冷却剂通道间流量求解方法,采用查表法求解水和水蒸汽物性参数。IAEA 10MW MTR基准题中反应性引入事故和堆芯失流事故的求解表明,在实时仿真支撑平台SimExec环境下编写与运行的该程序精确而正确。     

CPR1000蒸汽发生器支承设计改进

中国改进型压水堆1000 MW核电站(CPR1000)反应堆冷却剂系统的抗震设计基准为0.2 g,安全余量较小;提出一种蒸汽发生器上水平支承的设计改进结构,通过增设拉杆和连接支座,消除支承间隙,达到将反应堆冷却剂系统的抗震能力从0.2 g提高到0.3 g的目的,全面满足HAF102的相关要求。