先进压水堆核电站关键技术研究开发综述

"九五"期间,我国开展了对先进压水堆核电站关键技术的研究和攻关.研究的领域涉及到核电站的安全性、经济性,建造和运行等方面的内容,开设了工程设计技术、先进反应堆设计技术、数字化仪表与控制系统、非能动安全系统和核电站工程及信息管理技术等5个研究课题.在此期间,许多研究成果已经用于工程,收到很子效果."九五"先进压水堆核电站关键技术研究对为我国新一代压水堆核电机组的开发和科研打下了坚实基础.     

AC600的开发目标及进展

ＡＣ６００是根据世界核电发展趋势和用户要求，结合我国国情和技术基础而开发的中等容量规模、新型的下一代核电站。ＡＣ６００的主要设计特点为：选用先进的堆芯和非能动安全系统，采用二环路标准设计和国际通用设备，以及先进的控制室和模块式建造；同时对现有的系统进行简化，提高核电站的可运行性，降低建造和运行成本。为加速我国下一代先进堆的开发进程，开展了与美国西屋公司的联合经济技术研究。在ＡＣ６００的基础上，开发     

AP1000非能动三代核电技术及工程进展

我国自21世纪初开始引进AP1000非能动三代核电技术。该技术采用非能动安全系统和模块化施工工艺。经过十多年的发展,依托项目首堆工程已经具备装料条件,AP1000非能动技术和模块化施工工艺得以实践验证,具备批量化建造的条件。     

AP1000核电站非能动安全系统的比较优势

面对日益增长的核电发展需求,几乎所有的国家都把新的核电项目定位于第Ⅲ代核电技术,其中一个重要原因就是因为第Ⅲ代核电技术的安全性相对于第Ⅱ代和Ⅱ+核电技术的安全性有了很大提高。第Ⅲ代核电技术中的AP1000采用非能动安全技术,极大提高了安全性能指标。对AP1000与第Ⅱ代核电技术中具有代表性的安全系统,即AP1000中的非能动安全壳冷却系统(PCS)和第Ⅱ代核电中的喷淋系统(SCS),进行了比较,从概率安全评价(PSA)的角度对它们进行分析,通过具体计算得出了非能动安全系统具有比较优势的原因。     

核电厂安全控制系统TXS虚拟机软件的设计与开发

在深入分析大型压水堆核电厂数字化仪表控制系统组合基础上,为与过程控制系统虚拟机软件并列应用,针对核安全控制系统进行虚拟仿真,研究开发基于Windows平台的数字化仪表控制系统(DCS)虚拟机软件VTXS。VTXS以自动代码分析和翻译转换为基本构建手段,以Visual C++为集成开发环境,采用面向对象模块化程序设计的方法、多线程和多进程通信的技术,以完全软件形式高逼真的再现真实TXS的安全控制功能。     

先进压水堆非能动安全系统研究进展

介绍了我国先进压水堆非能动安全系统研究进展及国内外先进压水堆非能动安全系统研究发展状况,指出我国非能动安全系统研究的发展方向是进行新一代1000MW级压水堆非能动安全系统的研究。     

AC600非能动安全壳冷却系统的概率安全分析

ＡＣ６００是我国改进型压水堆核电站，本文对其在概念设计阶段的非能动专设安全设施中的安全壳冷却系统进行了概率安全分析（ＰＳＡ）。文中采用故障树技术，定旧计算出了系统的不可用度及置信区间，主要部件故障对不同度的贡献和各组成单元的重要度等，并将计算结果与国内外现有压水堆核电站进行了比较，经比较得出ＡＣ６００采用非能动安全冷却系统，将能明显提高核电站的安全性，可靠性和经济性，由于它是一种新的设计，因此围绕     

核电厂人因可靠性研究的新高度——评著作《数字化核电厂人因可靠性》

<正>核电工业对我国经济发展有着不可替代的重要性,另一方面,尽管历史上核电厂极少发生重大事故,但一旦发生则会对公众、社会、经济、环境造成极大伤害。因此我国政府历来高度重视核电安全工作,明确要求中国核电安全必须坚持国际最高标准,必须确保核安全万无一失。中国广核集团下属的岭澳二期核电站是世界上首座采用全数字化控制系统(DCS)且使用状态导向事故处理规程(SOP)的核电厂。数字化使得核电厂的运行控制更加集中化、自动化与精确化,提高了系统的效率与安全性。但是数字化也带来了较基于模拟技术的传统仪控系统新的人因问题。岭澳     

核电站数字化反应堆保护系统研究

为提高我国核电站仪表与控制系统的整体技术水平,为实现我国新一代核电站的自主设计和建造打下基础,"九五"期间,中国核动力研究设计院采用成熟的计算机技术、遵照有关标准的要求完成了数字化反应堆保护系统的系统设计并研制出了原理样机.     

非能动自然循环技术的发展与研究

非能动技术在核电工程领域越来越受重视，文章列举了非能动自然循环在核电系统中的应用，对其在运行过程中可能存在的问题进行了分析。介绍了非能动自然循环可靠性分析目前的数学研究方法，并简要总结了这些方法的优缺点。最后展望了非能动自然循环的发展方向。由于非能动自然循环存在失效的可能，在系统运行过程中应对非能动自然循环物理过程失效及其可靠性予以足够重视和积极研究；为了确保系统运行的安全性，系统运行过程中要能动与非能动相互结合，同时选择精确模型，完善非能动可靠性分析方法，准确实现理论计算与实验验证。     

AP1000核电机组本土化研究进展

AP1000核电技术作为第三代核电技术代表之一,引入了安全系统非能动理念,在设计中采用了非能动的严重事故预防和缓解措施,大大降低了发生人因错误的可能性,进一步提高了核电厂的安全性,同时也会降低核电机组建设和运营的成本。针对我国AP1000核电机组本土化研究进展,本刊专访了核电专家欧阳予院士。     

核电站数字化仪表控制系统的电磁兼容性验证与应用设计

针对核电行业数字化仪表控制系统的发展情况,介绍了核电站数字化仪表控制系统电磁兼容性指标、验证方法与应用设计。分析了核电环境下仪表控制系统的电磁干扰结构,并根据工业应用要求提出了电磁兼容性试验所依据的标准、实施方法和结果判据,再结合应用项目的实例,提出了电磁防护、干扰抑制、电磁屏蔽、故障隔离、容错设计、环境EMC特性改进等综合性措施。从产品设计和工程应用角度,分析了提高数字化仪表控制系统的电磁兼容性的方法。     

浅析AP1000放射性气体废物系统的先进性

第三代核电AP1000因非能动理念的引入,使安全系统设计有了重大创新,机组安全性和经济性得到了大大提高.但是非能动理念并非局限于安全系统,非安全系统设计中同样也引入了非能动理念.通过对放射性气体废物系统的详细介绍,以及与传统压水堆废气处理方式的对比可以看出,非能动理念的引入,使放射性气体废物系统相比传统工艺有了很大改进,摆脱了对能动设备的依赖,处理方式由原来的压缩贮存衰变转变为活性碳滞留衰变,简化了工艺流程,提高了运行安全性.     

核电厂数字化I&C系统关键技术研究现状及发展策略

国外的核电厂数字化仪表与控制(I&C)系统已经取得显著成绩,我国尚处在起步阶段.中国核动力研究设计院采用国内外成熟的工业控制技术和设备研究开发出数字化反应堆保护系统样机、数字化反应堆控制系统样机、先进控制室研究开发平台、高精度实时核蒸汽供应系统仿真机及相关的17个计算机软件,获得了进一步研究开发的经验,具备了中外合作研制核电厂数字化I&C系统的条件,也为在新-代压水堆核电厂实现数字化I&C系统国产化奠定了坚实基础.     

直接注入管线失水事故非能动安全系统运行特性研究

小型模块式反应堆ACP100采用了非能动安全和模块化设计技术,可用于地区集中供暖、海水淡化和核动力商船等多个方面。其中,非能动安全设计主要包括非能动应急堆芯冷却系统、非能动余热排出系统等非能动安全系统和自动卸压等专设措施。针对ACP100非能动安全设计技术特点,在中国核动力研究设计院非能动安全系统综合性能缩比试验装置上开展了大量失水事故系统特性试验研究,根据试验数据分析,获得了非能动安全系统在直接注入管线发生破口后系统的综合响应特性,掌握了系统间的相互影响规律,并初步评估其对堆芯的冷却效果。     

“华龙一号”能动与非能动相结合的安全系统设计

"华龙一号"是我国具备完整自主知识产权的先进百万千瓦级压水堆核电型号,"华龙一号"设计保留了我国30年来的核电设计、建设和运营的成熟经验,并充分吸收了国际先进的核电设计特点,创新性地提出了"能动与非能动相结合"的安全设计理念。文章论述了能动与非能动相结合的设计理念的形成过程,介绍了典型的非能动系统的设计及试验验证情况,最后举例阐述了能动与非能动系统应对特定事故工况的能力。     

新能源中的核电发展

对近年世界核电发展作了概述,指出核电发展远落后于期望值,核电发展任重道远。论述了发展核电对我国环境保护和经济发展的重要意义,对核能发展规划进行了讨论。通过世界核电强国发展核电的战略,阐述了我国的核电发展战略和技术主线,指出AP1000、CAP1000、CAP1400和CAP1700作为大型先进压水堆,在相当长一段时间内将是我国的主力机型,同时CAP1400和CAP1700将成为世界上极具竞争力的机型。对于第四代反应堆,超临界水冷堆在我国有较深厚的工业基础,较适合在我国发展。此外还要继续加强对快堆的投入,以实现先进的燃料闭式循环,同时也应关注目前的"行波堆"和中小型模块式反应堆。最后对目前的核电大发展提出了建议。     

STAMP模型及其在核电厂DCS安全分析中的应用展望

数字化控制是核电发展的必然趋势,核电厂数字化控制系统（Digital Control System,DCS）的应用在提高核电厂系统控制能力的同时也增加了系统的复杂性,以事件链模型为基础的传统安全分析技术面临挑战。为提高核电厂DCS的安全性能,需要关注安全工程领域的新研究成果,将其引入到核电安全领域并加以研究。本文介绍一种新的基于系统理论的事故模型和过程（Systems-Theoretic Accident Modeling and Processes,STAMP）安全模型,对比分析了其与传统安全模型的优缺点,说明了基于STAMP的风险分析（STAMP-Based Hazard Analysis, STPA）技术的基本步骤,并根据STAMP在国内外的应用情况,对STAMP在我国核电领域的发展前景进行了展望。     

坚持自主创新,开创核电发展新时代

以"华龙一号"自主核电品牌为标志,通过30多年坚持不懈的创新和升级,我国核电成功走出了自主创新的路线,取得了举世瞩目的成绩。本文全面回顾了我国核电从秦山起步,始终坚持走自主创新和在引进、消化吸收的基础上进行自主研发再创新的技术发展路线,经历十余年完成自主品牌百万千瓦级三代压水堆核电技术研发;重点介绍"华龙一号"采用自主核燃料、堆芯设计及所采用的能动与非能动结合的安全设计理念,通过全面的试验验证,证明"华龙一号"技术在设计安全方面是成熟可靠的,满足IAEA关于先进核电技术最新设计安全要求,其在成熟技术和详细的试验验证基础上进行的创新设计是成熟可靠的;并提出了进一步提高核电安全性的开发研究的方向。     

基于FPGA的核电厂安全级仪控系统验证与确认

现场可编程门阵列(FPGA)设备因具有行为确定、结构简单、时间响应快、易于取得监管和取证等优点,越来越广泛应用于核安全系统,特别是新一代核电厂安全级仪控系统。FPGA安全级仪控产品可以克服核电仪控系统设备老化问题,是目前核电厂仪控系统进行技术改造的首选方案,满足三代核电高安全性与高可靠性的要求。同时,随着我国核电建设事业的快速发展及三代AP1000技术的引进,被誉为核电厂"神经系统"的数字化控制系统(DCS)的自主化越来越受到人们的关注。但是,核电业主和国家核安全管理当局都要求对FPGA安全级DCS系统进行严格的验证与确认(VV),以保证FPGA安全级DCS产品的高质量和高可靠性。论文探讨了基于FPGA技术的安全级DCS系统研发过程VV生命周期模型、VV标准体系、VV活动和方法,讨论了FPGA技术安全级DCS产品VV可能采用的仿真和测试技术,并提出了FPGA开发工具鉴定的方法。