反应堆乏燃料组件的破损检测

为了解决某反应堆101盒乏燃料组件外运送贮,对乏燃料组件破损检测方法进行了研究,在已有技术的基础上,根据自身的需求设计、加工了新的采样系统,设计了工作流程,并给出了测量数据的判断依据。该采样系统可以在水下实现一次对一批乏燃料组件进行逐个取样,每个样品对应一个确定的组件,检测效率高。测量破损检测样品101个,根据测量结果判断出1个样品含有85Kr,其余样品不含85Kr或是85Kr的含量低于该条件下仪器的探测限,表明101盒乏燃料组件中有1盒组件包壳存在破损情况,其余组件包壳未破损。     

“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。     

“华龙一号”反应堆堆芯与安全设计研究

“华龙一号”是我国自主设计研发的具有完整知识产权的第三代百万千瓦级压水堆核电技术。本文介绍了“华龙一号”的产生历程，系统论述了“华龙一号”反应堆堆芯与安全设计特点，包括“华龙一号”研发过程中开展的堆芯核设计、热工水力设计、安全设计、设计验证及“华龙一号”持续开展的设计改进与优化等内容，通过采用新的设计理念和设计技术，全面提高了“华龙一号”作为三代核电技术的经济性、灵活性和安全性。      

“华龙一号”燃料组件设计研究及验证

介绍了"华龙一号"核电技术使用的CF3燃料组件的研发概况及设计特点,包括使用自主品牌的N36锆合金作包壳材料、厚壁导向管、热工性能优良且具有防勾挂功能的定位格架以及具有优良过滤异物功能的空间曲面下管座等。为确保CF3燃料组件在堆内使用的安全性和可靠性,结合"华龙一号"反应堆设计的具体要求,针对CF3燃料组件开展了工程应用的验证分析工作。验证结果表明,CF3燃料组件能够满足"华龙一号"核电技术的使用要求。     

“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”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。     

基于PHYCA软件的“华龙一号”反应堆水力学分析

针对核电厂反应堆水力学分析的需求,中国核动力研究设计院自主研发了PHYCA软件。为了进一步评价软件的工程适用性,以自主化三代核电“华龙一号”为对象,开展了基于PHYCA软件的反应堆水力学分析,给出了压力容器内主要部件的压降、压力容器内各类旁流量和堆内构件水力载荷,其值与工程设计结果相近,表明PHYCA软件可用于类似核电厂的反应堆水力学分析。      

压水堆核电厂乏燃料组件源项计算分析

核燃料贮存、运输以及后处理过程中的安全是构成核与辐射安全的重要内容,为保证安全性,提高运输经济性,减小后处理厂对环境的排放,须获得乏燃料组件的包络源项,因此,采用ORIGEN-ARP程序分析组件运行历史、初始富集度、燃耗深度等参数对源项的影响。运行历史在卸料初期对源项略有影响,可采用合适的保守因子予以包络,在冷却一定时间后,其影响可忽略不计;初始富集度、燃耗深度均不同的组件须经对比计算以获得包络源项。计算表明：在目前核电厂乏燃料组件中,²³⁵U初始富集度为4.45%、燃耗深度为55 GW•d/tU的AFA-3G型组件源项是包络的,可作为乏燃料水池、运输容器设计,以及后处理厂排放源项分析的初始源项。     

“华龙一号”蒸汽发生器支承间隙计算研究

"华龙一号"机组ZH-65型蒸汽发生器下部水平支承为带间隙的支承结构,支承间隙对设备抗震性能有较大影响。本文对蒸汽发生器支承的间隙计算进行了研究,提出了热态调整间隙、冷态安装间隙、间隙验收值、最大间隙等四种间隙的计算方法,并基于上述四种间隙值,给出了蒸汽发生器支承间隙调整的合理步骤。通过工程实例计算,对各因素对总间隙的影响进行了进一步分析。     

“华龙一号”反应堆紧急停堆系统动态可靠性评估方法

反应堆紧急停堆系统（RTS）结构复杂,导致其具有动态交互、时间依赖和概率不确定性等特性,传统的静态可靠性评估方法难以表征这3个特性。针对这一问题,提出了一种“华龙一号”RTS动态可靠性评估新方法：首先,应用动态故障树（DFT）建立表征RTS动态交互性的DFT模型;然后,在已建立的DFT模型基础上,应用动态贝叶斯网络（DBN）和模糊集理论（FST）建立表征RTS动态交互、时间依赖和概率不确定性的模糊DBN模型;最后,应用拉丁超立方抽样（LHS）定义一个新的模糊贝叶斯推理算法。应用该算法进行模糊贝叶斯正向推理和逆向推理,计算得到了RTS动态可靠度,识别了RTS薄弱环节,并将定义的模糊贝叶斯推理算法与传统的模糊贝叶斯推理算法进行比较,验证了本文定义的算法的准确性和精度。以上研究成果为进一步提高“华龙一号”RTS的可靠性提供了科学依据。     

“华龙一号”反应堆精细化全堆芯大规模CFD数值模拟研究

精细化全堆芯大规模计算流体力学(CFD)数值模拟是"华龙一号"和数字化反应堆研究设计过程中的重要方法。本文通过一系列合理简化,建立了"华龙一号"反应堆全堆芯几何结构模型,并采取分组网格划分的方式对堆芯燃料组件进行离散,得到全堆芯CFD分析模型;通过精细化全堆芯大规模CFD数值模拟,可以获得堆芯完整流场分布特性和热工水力参数,验证"华龙一号"反应堆堆芯参数设计的合理性,为反应堆优化设计和安全运行提供参考。研究结果表明,由于"华龙一号"反应堆堆芯1/4对称结构和"三进三出"的1/3冷却剂进出口对称结构共同作用,堆芯流量分配因子在径向呈现先增加后减小的趋势,流量最大处不在堆芯正中心;在入口管嘴横截面上燃料组件最大温度约为331.2℃,温度分布不均匀,在径向总体呈现先增加后减小的趋势,最大温度区域也不在堆芯正中心,这与堆芯流量分配因子的趋势类似,是堆芯功率分布与冷却剂流量分配共同作用的结果。     

“华龙一号”核电技术

“华龙一号”是我国具有完整自主知识产权、国际先进水平的第三代核电技术。“华龙一号”充分吸收我国30多年来核电研发、工程建设、生产运行、装备制造的成果和经验,吸收日本福岛核事故的教训,以世界先进核电设计理念为基础,集成173项科技创新成果,总体技术满足国际和国内最严格、最新的安全标准要求,国产化率达到85%以上,经济型和竞争性得到很大提升。“华龙一号”首堆示范工程——福清核电站5号机组开工建设后,工程顺利进展并严格受控,为核电安全持续发展奠定了坚实的基础。     

“华龙一号”安全系统配置策略

"华龙一号"是自主化三代核电的代表,承载着走出国门,在国际舞台上与众强同场竞争的责任。它博采众长,创新性地提出了安全系统(设施)能动加非能动的设计概念,可以有效地增强抵御核安全风险的能力。本文从基本核安全功能的角度,对华龙一号的安全系统配置进行剖析,重点论述三个非能动系统的设置合理性。     

“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。     

锻造“华龙一号”常规岛精品工程

常规岛工程作为核电站的重要组成部分之一,其设计技术水平直接影响着核电站运行的安全性、经济性及可靠性。从华龙一号常规岛技术方案的初步研究到示范项目技术方案的基本形成,作为常规岛设计的负责单位,紧紧围绕华龙一号示范工程厂址特点、工程背景和核岛接口要求,对华龙一号示范工程常规岛设计技术多个方案进行了优化和完善,形成了与三代核电技术匹配、各项技术指标优良、安全性和经济性得到充分保证的常规岛技术方案,典型的几项技术优化工作包括:结合参考工程的运行反馈,对常规岛主厂房降低标高技术再次优化和完善,形成更经济、更合理的方案;结合汽轮发电机组技术最新成果,确定了更先进、更成熟、更可靠的主机规范;将抗震计算分析技术首次应用到示范工程的主蒸汽和主给水系统,提高主蒸汽和主给水系统运行的可靠性;对常规岛主厂房进行了防倒塌全面分析,为核岛和常规岛主厂房的安全分析,提供了更为全面和可靠的分析数据;对常规岛相关系统进行了针对性优化,系统配置更为合理规范;采用了更为先进、功能更强大的Smart3D三维设计软件进行设计,有利于常规岛施工设计的进一步深化和设计质量的进一步提高等,通过以上系统性的设计技术改进、优化以及先进设计手段的应用,必将为华龙一号示范项目常规岛精品工程的建设打下良好的技术基础,并形成了充分的技术保证。     

“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”专栏开篇语

正党的十九大报告强调,创新是引领发展的第一动力,是建设现代化经济体系的战略支撑。被李克强总理誉为国家实施"一带一路"和核电"走出去"战略亮丽名片的"华龙一号"核电技术,就是我国核电科技工作者践行新时代精神、推进中国智造、实现中国梦的成果之一。"华龙一号(HPR1000)"是中核集团和中广核集团在我国三十余年的压水堆核电厂设     

300#反应堆乏燃料组件的转运屏蔽与监测

300#反应堆通过技术改造,增设乏燃料组件转运系统.转运时通过屏蔽吊筒对乏燃料组件进行屏蔽.通过多种仪器现场测量乏燃料组件屏蔽前后的放射性照射量率数据,确认了转运系统的有效性.     

“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。     

“华龙一号”研发管理及创新

为适应国家产业政策和国内外核电形势,结合自身技术能力和条件,根据国际先进三代核电技术发展趋势,进行军民融合自主研发"华龙一号"三代核电技术,创新研发管理模式实现研发体系转型升级,构架一体化知识产权管理与研发体系实现完全自主知识产权,搭建全球化协同创新平台整合技术资源,创建"互联网+"核能一体化三维协同研发设计平台大幅提升创新研发效率,成功研发出具有完全自主知识产权的三代核电型号"华龙一号",推动核能行业创新水平的提升,实施我国核电"走出去"战略,并将有力促进我国装备制造业升级换代,高度对接"中国制造2025"行动纲领,积极响应"一带一路"倡议部署。