我国三代核电AP1000堆型模块及CV制造工厂建成

据国家原子能机构网报，2008年5月30日，第三代核电AP1000堆型模块及CV（钢制安全壳）专业制造公司——山东核电设备制造有限公司在山东省海阳市举行仪式，宣告山东核电设备制造有限公司经过11个月的努力，按期实现模块制造工厂建成目标。该模块制造工厂的建成，是中国三代核电自主化依托项目建设的一个重要里程碑。工厂的按期建成，     

浅谈NQI对三代核电关键技术发展的意义

文章立足我国第三代核电的发展现状并结合国家质量基础设施(National Quality Infrastructure,简称NQI)领域的研究与实践,理清了国内外核电标准发展现状,总结了NQI在各国的发展经验和规律,梳理了重点研究成果,进一步探究了NQI对三代核电关键技术发展中的重要作用和现实意义。     

第三代核电和西屋公司AP1000评述

世界需要建设新的核电,以满足电力需求增长,取代将退役的运行机组,同时继续推进核电对环境的重要贡献。为此,研发了一系列新机型,即第三代和第三代+,以保证近期部署计划之选用,在美国至2010年,在欧洲至2015年。由美国西屋公司研发的AP1000是一个二回路百万千瓦级的压水堆核电厂,具有非能动安全特性,大大简化了电厂设计,使电厂造价和电价更具有竞争性,它是第一个获得美国核管会最终设计批准的第三代+核电设计。简单描述了AP1000的设计特性和主要技术性能,参考有关文献给出了较详细的评估。分析了中国核电在21世纪初十几年间从第二代向第三代过渡的历史性转变中面临的机遇和挑战。如果在中国建造第一座AP1000,关键因素是平衡它所带来的风险和利益。     

三代核电机组一回路钝化加氢工艺问题研究及改进应用

三代核电机组在热态功能试验（简称热试）期间需执行加氢钝化,以改善一回路表面钝化效果。国内某三代核电机组首次执行一回路加氢时速率较慢,导致一回路氢气测量值无法在预计时间内达到钝化开始时的限值。我们结合现场实际情况,分析了问题的相关环节,并在满足系统正常运行要求和工业安全要求的前提下,针对影响因素进行处理和优化,合理改进原有加氢方案,保证热试期间一回路的加氢速率,节约热试工期,对后续三代核电、“华龙一号”机组的建设有参考意义。     

关于压水堆核电标准体系工程设计领域相关标准对于三代核电适用性的探讨与分析

文章探讨了我国压水堆核电工程设计领域相关标准的现状,分析了这些标准对CAP系列、华龙一号等我国三代核电建设机型的适用性,最后给出工程设计领域标准的总体完善建议。     

三代核电1000 MW级汽轮机摩擦振动故障研究

研究了国内某三代核电汽轮机调试期间发生的不稳定振动故障现象。通过趋势、频谱、轴心轨迹和升降速过程振动特征分析,准确诊断故障原因为动静摩擦。结合动力学理论,从输入热量和输出热量平衡角度解释了不同程度下的摩擦现象,提出了摩擦位置和摩擦状态评估方法。在工期有限的情况下,提出了运行处理方案,消除了摩擦故障。进一步提出了后续大修处理方案。     

三代核电技术AP1000

AP1000是Advanced Passive PWR的简称,是一种先进的“非能动型压水堆核电技术”。用铀制成的核燃料在“反应堆”的设备内发生裂变而产生大量热能,再用处于高压下的水把热能带出,在蒸汽发生器内产生蒸汽,蒸汽推动汽轮机带着发电机一起旋转,电就源源不断地产生出来,并通过电网送到四面八方。采用这一原理的核电技术就是压水堆核电技术。AP1000在传统的压水堆核电技术的基础上,采用“非能动”的安全系统,使其安全性、经济性有了显著提高。     

第三代压水堆核电站厂房辐射监测系统比较

以防城港核电一期CPR1000堆型、台山核电CEPR堆型和三门核电AP1000堆型为例, 比较分析了第三代压水堆核电站辐射监测系统的结构、功能及各自的特点, 对核电站厂房辐射监测系统的发展趋势做了分析讨论。     

再热蒸汽温度变化对核电汽轮机运行经济性的影响

对再热蒸汽温度降低的原因进行了分析,分别给出再热蒸汽温度变化对核电汽轮机相对内效率和理想循环热效率影响的计算方法,并分析核电汽轮机相对内效率与理想循环热效率之间的独立性.最后给出再热蒸汽温度变化对汽轮机热耗率影响的计算方法.以900 MW核电汽轮机为例的计算结果表明,再热蒸汽温度每降低10℃,理想循环热效率降低0.04...     

反应堆失水事故条件下热管段内的两相流逆向流动研究

对反应堆失水事故条件下热管段内的两相流逆向流动过程进行了实验研究和理论分析。实验回路由竖直管、倾斜管和水平管三段组成 ,研究发现在这种回路中水平管的长度对逆向流动的溢流开始点影响较大。对逆向流动的溢流开始点进行了实验研究和理论分析 ,对现有的国外计算模型进行了分析和比较 ,推荐了热管段内溢流开始点的计算关系式。     

中国先进研究堆堆水池窄量程液位测量方案选择及误差分析

介绍了中国先进研究堆（CARR）水池窄量程液位测量的4种方案：远传隔离法兰差压法、安全级吹气法、绝压变送器测量法、差压变送器测量法，并对这4种测量方案进行比较、分析，最后对选定的测量方案进行了误差分析。结果表明：差压变送器测量法满足测量要求。     

先进堆评估方法研究

先进堆型综合评估是四代堆研发的一个重要分支,综合评估各种堆型在安全、经济、防核扩散与实物保护、可持续发展等方面的潜力,为先进堆型的研发提供指导。本文简要介绍了国际上主要的INPRO方法、GIF方法、美国DOE的评估实践等,并从各方法的宗旨、目标、体系、重点领域、关键指标、评估对象、适用范围、深度要求等方面,对各方法和评估实践进行详细的研究和对比。最后,提出适用于国内先进堆现状的中国先进堆评估方法 (CARA),并对评估方法进行详细的说明。中国先进堆评估方法,充分借鉴了INPRO、GIF、DOE等国际已有成果的优点,并紧密结合国内先进堆的研发现状,系统地研究、确定了领域划分和适用的指标集,提出评估结果量化的规则以便于评估对象间的比较,从而具有较好的可操作性。中国先进堆评估方法,可用于我国先进堆型的综合潜力评估,为国家先进堆型研发的技术路线选择、堆型设计方案的性能改进提供科学的工具和手段,促进我国先进堆型的研发工作。     

中国先进研究堆(CARR)回路系统总体设计特点

研究堆设计不同于核电站,因需要满足不同的使用要求,而具有各自的特点,CARR也不例外。CARR是一座轻水作冷却剂、重水作慢化剂的研究堆,因此CARR回路设计围绕堆本体以反应堆冷却剂系统和重水冷却系统为主体共设置了18条回路系统,本文就CARR回路系统的总体设计特点进行了总结与介绍。     

研究堆内不锈钢释热率的实验及模型对比分析

采用量热法,基于热平衡条件下的静态等温法测量了不锈钢在堆内的释热率,并探索不锈钢释热率随沿堆内活性区轴向高度的分布情况以及与堆功率之间的关系。同时,利用MCNP程序计算了相应的不锈钢的释热率,通过实验手段探索MCNP程序计算不锈钢释热率的准确性。研究表明:不锈钢在堆内的释热率与所处活性区位置以及堆功率密切相关;不锈钢的释热率沿活性区轴向近似呈截断余弦曲线分布;最大释热率位于反应堆活性区中心平面偏下约50 mm处,且与堆功率呈线性递增关系。在研究范围内,利用MCNP程序计算得到的不锈钢释热率较实际测量值平均偏大18.1%。从工程应用角度讲,MCNP程序所计算的不锈钢释热率对实际工程应用具有一定指导意义。     

HTR-PM堆芯出口热气混合结构两支路模型实验研究

作为国家科技重大专项的高温气冷堆核电站示范工程(HTR-PM)在山东荣成正式开工建设,为验证HTR-PM堆芯出口热气混合结构是否满足混合要求,利用建立的缩比模型实验台架,进行了两支路(热气支路及冷气支路)3个系列工况的实验,实验包括:定流量变温差实验、定温差变流量实验、定温差与总流量变流量比实验。通过对实验数据进行分析,得出两支路工况下,热气混合结构的混合效率均在98%左右。通过与蒸汽发生器的入口温度要求进行对比分析,可得出在考虑不经过堆芯的漏流的两支路工况条件下,HTR-PM堆芯出口的热气混合结构能满足热混合的要求。     

中国先进研究堆停堆冷却措施及其主要特点

停堆后冷却问题是中国先进研究堆(CARR)重要的安全问题之一.冷却措施的实施对CARR的安全和建设投资有较重要的影响.CARR采用停堆初期的强迫循环及停堆后期全堆芯自然循环相结合的策略实现正常停堆和事故停堆后的堆芯冷却.停堆冷却的过程具体分为主泵大质量惯性飞轮惰转强迫冷却、应急堆芯冷却系统强迫冷却、自然循环功能部件动作实现全堆芯自然循环3个阶段.3个阶段既相互衔接又相互独立,每个阶段各有特点.停堆冷却策略的实施证明,CARR停堆冷却过程是可靠、有效、合理的,符合先进研究堆的发展趋势.     

Optimization of Hot Gas Chamber in High Temperature Reactor

The flow field in the hot gas chamber of the High Temperature Gas Cooled Reactor (HTGCR) was studied with the Computational Fluid Dynamics (CFD) program CFX5. On the basis of the experimental studies, the velocity field, pressure field and temperature field in the hot gas chamber and hot gas duct were obtained, and the simulation's accuracy and reliability were validated by comparison with the results of previous experiments. Two other design schemes of the hot gas chamber were calculated in order to determine which hot gas chamber would be optimal for minimizing temperature differences at the inlet of the heat exchanging components. The results indicated that there was much highly turbulent twisting flow in the hot gas chamber, which was responsible for the excellent temperature mixing effect of the hot gas chamber. But the flow in the rib region was calm, and this fact hindered the heat transfer between the hot and cold gas. The temperature mixing coefficient increases with the increase of the hot gas duct's distance from the hot gas chamber. The hot gas chamber without ribs was more beneficial to the heat transfer between air flows with different temperatures, so the hot gas chamber without ribs was indicated as the optimal design.     

球床式高温气冷堆球流混流的影响分析

研究球床式高温气冷堆球流存在的混流对堆芯关键参数的影响。开发了能模拟球流混流过程与效果的MFVSOP程序。选择球床模块式高温气冷堆核电站示范工程(HTR-PM)平衡堆芯为研究对象,对比分析不同的混流程度对堆芯功率峰值、功率密度等参数的影响及其不确定性。分析发现,混流对球床式高温气冷堆关键参数的不确定性影响不大,多次通过的燃料循环方式可降低不确定性。     

先进空间快堆运行特性和启动特性

针对先进空间快堆RAPID（refuelledbyallpinsintegrateddesign）-L(Lunar)建立瞬态分析模型，描述其运行特性和启动过程。计算表明RAPID-L具有下列特点：反应堆的换料周期可达10a；能够通过流量变化调节功率；在锂释放模块LRM和锂膨胀模块LEM的共同作用下自动完成启动。因此，RAPID-L运行寿期长，可完全脱离操纵员的操作而实现自动运行，满足空间运行的要求。 