华龙一号反应堆假想事故下碎片床熔化过程的动态模拟研究

在核反应堆严重事故后期,压力容器下封头内碎片床熔化对内部传热特性、壁面热流密度和壁面消熔都具有重要影响。本研究基于ANSYS Fluent软件,采用相变模型和大涡模拟（LES）湍流模型对华龙一号（HPR1000）反应堆假想事故下碎片床熔化的动态过程进行了研究,预测了熔池形成过程的温度分布、速度场及壁面消熔的变化规律。结果表明,碎片床熔化开始后,升温速率降低,并逐渐趋于稳定;熔池温度逐渐呈现中上部相对均匀、底部具有较大温度梯度的分布规律,并且随着衰变热功率的增加,熔池温度均匀分布区域向底部扩展;壁面热流密度低于相应位置外部冷却的临界热流密度（CHF）;但是壁面仍然出现了消熔现象,消熔最早出现在壁面内侧靠近碎片床上表面的位置,并逐渐向下扩展,消熔区域范围和深度随停堆后碎片床干涸时间的缩短而增加。本文计算结果可为碎片床相变传热和压力容器完整性研究提供参考。     

华龙一号反应堆177堆芯核设计

华龙一号(HPR1000)反应堆是我国具有自主知识产权的三代核电压水堆堆型。其堆芯由177个燃料组件组成,不仅具有较高的堆芯输出功率,而且具有较低的线功率密度使其具备较高的安全裕量。HPR1000反应堆平衡循环采用18个月换料策略,核电厂可利用率超过90%。采用IN-OUT换料方式,平均批卸料燃耗大于45000MW·d/t(U)。堆芯具有很好的反应性负反馈固有特性,仸何运行状态下的慢化剂和燃料温度效应均为负值。HPR1000反应堆采用2套独立的停堆系统,紧急停堆情况下即使1束最大价值的控制棒被卡在堆外,反应堆也能被快速有效地带入到停堆状态幵保证足够的停堆裕量。HPR1000反应堆采用了机动性较好的Mode-G运行方式,基于Mode-G运行方式,HPR1000可以迚行负荷跟踪、负荷阶跃等机动运行。同时采用了在线监测系统,可以实时监测反应堆运行过程中的三维堆芯功率分布。     

华龙一号吊篮1∶5模型试验流致振动响应计算分析

秦山核电厂二期堆内构件1:5模型试验的流致振动分析是利用试验数据外推得到的,目的是获得响应最大值。华龙一号(HPR1000)堆内构件1:5模型试验吊篮的流致振动响应分析采用了相类似的分析方法,最终获得了吊篮的位移和应变响应值。该方法首先进行HPR1000吊篮有限元模型建模,幵通过模态分析获得了各阶模态的响应最大点的值与测量点的模态频率下响应值的比例关系,用该比例关系获得了吊篮的最大响应值。     

华龙一号反应堆堆腔注水冷却系统设计与安全特性研究

华龙一号反应堆采用堆腔注水冷却系统作为严重亊故的关键缓解措施,通过压力容器外部冷却实现熔融物压力容器内滞留(IVR)。针对系统的安全特性开展了深入的研究论证,包括严重亊故序列分析、熔融物失效迁移行为研究、临界热流密度(CHF)试验以及基于CISER程序的热工有效性论证。结果表明,华龙一号堆腔注水冷却系统(CIS)具有足够安全裕量,在严重亊故下可保证压力容器的完整性。     

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。      

华龙一号国际审查认证中结构完整性领域的实践和思考

为促进国际市场开发,中国广核集团有限公司开展了华龙一号核电技术方案英国通用设计审查（GDA）和欧洲用户要求认证（EUR）。核电厂构筑物、系统和设备的结构完整性是国际审查和认证的重点,为适应英国核安全监管和欧洲用户要求,项目团队采用分析法设计理念,以力学分析、试验和论证为关键手段,完成了英国版和欧洲版华龙一号的结构完整性分析评估和设计改进,全面满足了英国核安全监管和欧洲用户要求。通过华龙一号国际审查和认证,研究了结构完整性领域的相关技术要求,总结了审查过程中的实践和思考,可为华龙一号核电技术方案的持续改进和创新提供借鉴。     

华龙一号反应堆下腔室结构优化设计

在华龙一号反应堆结构设计中,为提高反应堆结构的安全性,将堆芯测量探测器从反应堆下腔室引出改为从反应堆压力容器顶盖引出,下腔室结构发生改变,影响了堆芯入口流场的均匀性,故需要重新设计下腔室搅混结构以使流场分布均匀。通过对比百万千瓦级国产化二代改进型压水堆（CNP1000）、百万千瓦级先进非能动型压水堆（AP1000）及欧洲先进压水堆（EPR）3种堆型反应堆下腔室结构,结合华龙一号自身下腔室结构特点,借鉴其他堆型以及提出新型结构,共提出了4种结构优化方案,分别对不同方案进行建模并利用计算流体力学（CFD）分析软件进行计算,从结构、制造、安装及流场分析等方面对4种新型下腔室搅混结构和CNP1000下腔室搅混结构进行对比分析,得出采用流量分配板结构的反应堆下腔室搅混结构为最优方案,其既能均匀搅混下腔室流场,又能使堆芯入口流量分配均匀。      

华龙一号“177堆芯”特点分析

华龙一号（HPR1000）压水堆核电厂最显著的技术特征是反应堆采用由177个燃料组件构成的堆芯（简称“177堆芯”）,具有完全的自主知识产权。为深入分析其特点,本文介绍了“177堆芯”的主要技术特征,并在燃料组件及控制棒组件数目方面与157个燃料组件构成的堆芯（简称“157堆芯”）进行了对比分析;对2种典型反应堆堆芯（“177-A堆芯”与“177-B堆芯”）装载方案的异同进行了叙述和评价。结果表明,与“157堆芯”相比,“177堆芯”在安全性和经济性方面更有优势;2种典型堆芯的首循环装载布置各有所长,在可燃毒物选材上,“177-B堆芯”优于“177-A堆芯”。最后,从取消堆芯中央位置控制棒组件、设置堆芯径向金属反射层、实施无中子源启动、分批装载自主化燃料组件以及优化堆芯活性段长度等5个方面给出了HPR1000反应堆堆芯的优化建议。      

华龙一号反应堆冷却剂系统抗震设计关键技术

华龙一号是满足三代核电技术指标要求的自主化百万千瓦压水堆核电机组,其抗震能力达到0.3g。为达到该抗震指标,对反应堆冷却剂系统在关键设备结构加强及优化、管道破前漏技术应用、抗震载荷分配精细化计算、抗震设计标准化、抗震裕度评价等方面开展了关键技术研究,建立了一套抗震能力提升的策略,完成了华龙一号反应堆冷却剂系统抗震优化和评估工作。相关技术已在华龙批量生产堆型中得以应用。     

华龙一号反应堆及一回路系统研制

华龙一号反应堆及一回路系统是中国核动力研究设计院在现有压水堆核电厂科研、设计、制造、建设和运行经验的基础上,根据福岛核事故等经验反馈,借鉴国际先迚核电技术设计理念,遵循国际最高安全要求研収的具有完全自主知识产权的国际先迚的三代百万千瓦压水堆核心系统,是华龙一号三代核电机型的"収动机"。本文概述了中国核动力研究设计院围绕"177堆芯"迚行华龙一号反应堆及一回路系统研制的历程,简要介绍了在反应堆技术方案、一回路系统设备设计和主要实验验证等方面开展的工作,展示了华龙一号"収动机"的先迚性、经济性和安全性。     

华龙一号调试首堆试验研究与设计

介绍了国家核安全局（NNSA）、国际原子能机构（IAEA）和美国核管会（NRC）对核电厂调试首堆试验的相关要求,结合核电厂运行经验反馈和同类型核电机组工程实践确定了华龙一号调试首堆试验的设计原则。同时,通过分析华龙一号核电机组采用的新设计理念和新设计特点,研究并确定了华龙一号调试首堆试验的项目。分析了各首堆试验项目的试验条件、试验内容和验收准则,以便于华龙一号调试首堆试验的开展。      

华龙一号重要厂用水系统允许后撤时间优化研究

采用确定论和概率论相结合的风险指引型综合决策方法对华龙一号（HPR1000）机组重要厂用水系统（WES）运行技术规格书条款允许后撤时间（AOT）进行优化分析论证,包括预期变更的确定、纵深防御分析、安全裕量分析、概率安全分析（PSA）。分析结果表明,HPR1000机组WES系统一列不可用AOT由72 h延长至96 h是可接受的,符合HPR1000机组纵深防御原则和安全裕度要求,其风险增量满足美国核管会（NRC）管理导则RG1.174和RG1.177的风险可接受准则。在风险可控的前提下,可以进一步提高电厂运行的灵活性。     

基于NECP-MCX的组件均匀化计算及其在HPR1000中的应用

基于蒙特卡罗的组件计算程序可以处理复杂几何问题,同时不需要确定论组件计算程序中的共振自屏计算,但是蒙特卡罗组件计算程序在扩散系数和不连续因子的产生上存在一定困难。因此,基于连续能量蒙特卡罗粒子输运计算程序NECP-MCX,开发了组件均匀化少群常数产生功能,使用严格考虑中子各向异性的累积徙动面积法产生扩散系数,利用基模修正考虑中子泄漏对中子能谱的影响,提出网格面计数方法计算修正的组件不连续因子。根据VERA二维组件问题对网格面计数方法进行了验证,并将NECP-MCX用于我国自主化核电“华龙一号”零功率启动物理试验的模拟计算。结果表明,与设计值对比,临界硼浓度、等温温度系数、控制棒积分价值的计算偏差均符合工业限值要求。该程序可以产生可靠的组件均匀化少群常数,计算精度符合工程计算的要求,为该程序在新型反应堆中的进一步应用打下了坚实基础。     

华龙一号全范围事故分析研究

为满足相关法规要求及验证我国自主设计的三代核电机组华龙一号在不同运行模式及事故后长期阶段的安全性,开展了HPR1000全范围事故分析研究。首兇研究全范围事故分析的工况筛选原则,并确定需要开展定量分析的事故。分析结果表明,HPR 1000在全范围事故工况下均具有较高的安全裕量。本文研究中形成的思路、原则和方法可用于新核电厂设计以及在役核电厂相关分析。     

华龙一号核电机组首堆核电设备设计及管理

在华龙一号核电机组首堆核电设备设计及管理的工程设计实践中,采用设计计划、设计接口和设计采购一体化管理方法,并通过实施开口项、风险管理等创新机制,按期完成每一项设备设计任务,确保了华龙一号核电机组首堆工程按期施工。      

华龙一号堆内构件流致振动现场实测测点布置论证

为保证华龙一号堆内构件的结构完整性,在华龙一号首堆(福清核电厂5号机组)热态功能试验期间应对堆内构件的流致振动行为迚行现场实堆测量,幵且需对现场实堆测量中涉及的实测测点布置迚行论证分析。本文将华龙一号堆内构件与M310堆型堆内构件的结构和流场迚行了对比,得出需要布置测点的新结构位置以及相同结构的薄弱位置;通过对华龙一号堆内构件比例模型试验结果的分析,找出流致振动相对薄弱的结构,在实堆上重点布点测量薄弱结构,其余位置在实堆上考虑少量测点迚行验证性测量;对于以上提到的薄弱位置以及考虑到实堆感应器测点失校的可能性,适当地考虑测点的冗余。通过与同类核电厂流致振动测量的比较,结果表明,华龙一号确定的测量结构、测点布置合理,幵且该测点布置斱案已在福清核电厂5号机组实施。     

华龙一号二次侧非能动余热排出系统功能论证

为提升华龙一号安全水平,响应最新法规要求,幵充分吸收福岛核事故经验反馈,华龙一号设计了蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统(PRS),用于应对和缓解全厂断电叠加辅助给水汽动泵失效事故和给水完全丧失事故,实现事故后堆芯余热的长期有效导出。本文通过理论分析全厂断电叠加辅助给水汽动泵失效事故和给水完全丧失事故,确认了设计方案的有效性。     

中国先进研究堆水平孔道屏蔽设计优化研究

考虑辐射安全和经济性,对中国先进研究堆(CARR)的水平烫源孔道作了屏蔽设计优化研究.通过分步计算,克服了MCNP4C在计算粒子深穿透问题中的耗时、结果差的缺陷.再建立模型,将转门的屏蔽设计优化问题转化为屏蔽材料的组合优化问题.使用特征统计算法(CSA)结合ANISN程序,编写屏蔽设计优化程序.经过大量方案的筛选,很快找到了符合辐射安全、经济性和材料的机械特性的屏蔽设计优化方案optCH2;用MCNP4C程序计算了优化的方案,并与原方案做了比较.结果表明,optCH2方案的安全性能和经济性都比原方案提高很多.     

“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。      

基于自主运行的热管反应堆启堆过程研究

热管反应堆（HPR）的应用对无人自主运行技术提出了迫切需求,将自主运行技术应用于HPR,可实现状态感知、趋势预测、策略优化;能够有效避免人因失误;提升HPR技术性能、拓展核动力应用领域。以MegaPower热管堆为研究对象,以HPRTRAN程序为分析工具,针对热管堆运行过程中的重要组成——HPR启堆过程开展基于自主运行的研究,建立了适用于HPR启堆的、由监测诊断层-预测层-决策层组成的自主运行框架,初步开发了HPR自主运行系统。研究结果表明,自主运行系统预测结果准确性较高,决策方案较为科学且具备一定可行性。相关研究成果可为后续全面实现HPR无人值守自主运行奠定基础。