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。     

~(11)C制备的在线定量监测

为了对回旋加速器生产的放射性气体~(11)C直接进行定量监测,获得该同位素生产的总产额,我们设计了流气式电离室。其总的监测不确定度在7％之内,满足在线监测的要求。     

华龙一号反应堆本体屏蔽设计

华龙一号(HPR1000)在设计过程中,为了满足通风和安全要求,在反应堆周围增设了贯穿件,另外,为了辐射防护优化的需求,相对于二代核电厂对部分位置辐射分区进行了更为严栺的调整。为应对上述改进,HPR1000反应堆本体屏蔽设计引入了先进屏蔽计算方法,开展了堆腔漏束和深穿透屏蔽计算分析,提出了先进屏蔽结构设计方案。通过采取针对性的屏蔽设计,HPR1000反应堆本体屏蔽各项指标均达到了工程设计要求,能够保护工作人员的安全健康和仪器设备的正常工作。     

华龙一号核电机组中压安注泵关闭扬程降低的PSA分析及设计优化

通过概率安全分析（PSA）发现,在华龙一号核电机组设计过程中,中压安注泵关闭扬程的降低虽然有利于满足蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）事故的验收准则,但造成丧失直流电事故的堆芯损坏频率（CDF）上升。对此针对性地提出了在事故处理规程中增加快速卸压阀用于充-排的优化方案。将该方案应用于华龙一号核电机组,PSA结果表明,丧失直流电事故的CDF由2.4×10-8 （堆? 年）-1下降至2.2×10-9 （堆?年）-1。因此,本文提出的优化方案有效降低了机组风险。      

水体放射性在线监测系统校准装置设计

水体放射性在线监测系统在长时间不间断地工作中,由于探测器和各种电子元件温度变化、元器件老化等原因会造成谱线漂移、谱线展宽和峰位变化,导致谱线解析困难和解析结果误差变大。针对基于溴化铈探测器的水体放射性在线监测系统,研制了一种在线校准谱线漂移的附加装置,该装置由¹³⁷Cs(豁免源)、铅挡块、校准孔、直线电机和铅屏蔽层组成。校准孔最佳的开孔半径和铅挡块最佳厚度通过蒙特卡罗模拟得到,分别为2.2 cm和5 cm;使用标准豁免级¹³⁷Cs源作为标准参考峰,通过软件对¹³⁷Cs全能峰峰位漂移及峰面积进行分析,计算增益,实时调节参数等完成峰位及峰面积的校准。最后用该装置进行现场应用验证,结果表明该装置能够把系统测量谱线的峰位变化控制在了±1%以内,峰面积变化控制在±5%以内。     

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。     

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。     

HFETR热功率测量系统误差分析

本文针对HFETR热功率自动测量系统,详细介绍了该系统的测量方式、组成和原理,在某炉段满功率运行和连续冷却两种工况下对相应的热功率计算误差进行分析,得到最大相对误差值为0.59％,一个运行周期的积分功率最大相对误差值为0.66％.本文分析了测量仪表精度对热功率计算的影响.研究表明,HFETR的热功率测量系统精度符合设计...     

“华龙一号”堆芯冷却监测系统设计

“华龙一号”是我国自主研发的第三代核电站,其反应堆及一回路系统在设计中对固有安全性提出了更高的要求。对于二代加核电厂堆芯冷却监测系统（CCMS）,需要在反应堆底部开孔测量水位。该设计降低了反应堆固有安全性,必须重新设计。本文设计了一种新型CCMS,其探测器从压力容器顶盖插入堆芯进行直接测量,不但提高了关键点的水位测量准确度,同时避免了压力容器底部开孔,满足了“华龙一号”反应堆固有安全性要求。      

BEACON堆芯在线监测系统概述

历经20多年的发展,堆芯在线监测系统的核心技术在国际上的发展已趋于成熟,但国内仍无可与之相比的综合系统。通过对全球应用最广泛的堆芯监测系统--BEACON进行调研分析,为自主研发此类系统提供技术指引。BEACON利用堆外中子探测器、堆芯出口热电偶、堆内可移动探测器的测量数据,进行堆芯监视、测量数据分析以及预测。在节点均匀的假设下,以有效快中子群（EFG）模型简化扩散方程求解,再用格林函数对全堆芯插值,最后利用样条函数拟合探测器数据,给出较为准确的堆芯功率分布。BEACON的显著技术特点包括能进行非稳态下的堆芯监测,引用节点展开法（NEM）增加堆芯功率重构的准确性,以及使用单点校准技术增加两次全堆校准间的间隔。     

核电厂辐射监测系统走错间隔规律研究

作为核电厂放射性监测的主要手段,辐射监测系统的运行状态特别是与之相关的人因事件一直受到国家管理当局的高度重视。本文通过实际案例分析,研究这些案例之间存在的共性问题,发现辐射监测系统相关的人因走错间隔发生的概率与操作人员的工作性质和管理归属存在明显的相关性;同时,容易被误操作的设备也具有清晰的特征。根据这些相关性和特征分析提出了提高辐射监测系统运行的可靠性的改进建议。     

基于系统工程方法的HPR1000应急堆芯余热排出系统设计研究

为进一步提高核电厂的经济性与竞争力,基于系统工程方法,针对"华龙一号"核电机组(HPR1000)应急堆芯余热排出系统开展设计研究,综合考虑安全性、经济性以及技术成熟度等要求,以核电厂工程应用和核电厂整体技术指标最优为目标,构建系统评估指标体系,并运用层次分析法(AHP)分析应急堆芯余热排出系统的最优化设计方案。研究表明,取消汽动辅助给水系统,将非能动余热排出系统(PRS)的功能扩展至缓解预计运行事件和设计基准事故可能是HPR1000应急堆芯余热排出系统更为优化的方案。     

华龙一号包络功率形状验证方法研究

堆芯功率分布可用径向功率分布和轴向功率分布分别描述,功率分布对堆芯偏离泡核沸腾（DNB）具有较高的重要性。核电厂在运行过程及事故过程中可能出现的功率分布各不相同,为有效简化热工水力设计及事故分析所需的功率形状,根据事故过程中功率分布的变化程度以及核电厂保护系统特性,将事故分析所需的极限功率形状分类包络。根据华龙一号的保护系统设置,以堆芯功率能力分析方法为基础,介绍了华龙一号工况Ⅰ包络功率形状和参考功率形状的验证方法。计算结果表明,工况Ⅰ包络功率形状和参考功率形状分别为各自适用场景下的包络功率形状。结果不仅有助于工程设计人员快速理解包络功率形状的验证方法,也有利于包络功率形状在后续事故分析中合理使用。     

华龙一号非能动安全壳冷却系统热工水力分析

本文采用不可压缩流体均匀流模型对华龙一号(HPR1000)的非能动安全壳冷却系统（PCS）进行数值模拟,在反应堆冷却剂系统（RCS）大破口丧失冷却剂事故（LOCA）工况下对PCS进行热工水力分析,并对PCS设计工况进行性能分析计算。结果表明：PCS的非能动运行特性与事故进程具有很好的匹配能力,能在事故早期极快启动,并在24 h内将安全壳的温度和压力稳定在安全范围内。通过PCS设计工况的换热性能分析,PCS在运行5 h后进入两相流传热阶段,当换热水箱介质达到饱和温度后仍能长期稳定运行,导出安全壳内热量。     

精煤灰分在线测量系统

本文介绍了精煤灰分在线测量系统的基本原理,提出了解决散密度对测量影响的方法。测量灰分范围为7％—15％,标准误差为±0.58％。     

华龙一号非能动安全壳冷却系统对严重事故后果影响研究

华龙一号的非能动安全壳冷却系统（PCS）对维持反应堆安全壳完整性有重要作用。现有通用严重事故一体化分析程序不包含模拟PCS的程序模块,对华龙一号堆型的事故分析存在不足。本文将PCS模块与一体化程序耦合,研究严重事故工况下安全壳的瞬态响应特性。计算结果显示：有PCS时安全壳内温度比无PCS时低约20 K;有PCS的压力比无PCS时低约7×104 Pa;有PCS时大空间的蒸汽质量份额比无PCS时约低01。PCS模块与严重事故一体化分析程序耦合,弥补了一体化软件用于华龙一号时在事故分析中存在的不足,对事故分析有重要意义。同时初步论证了PCS能在很大程度上缓解安全壳内的温度和压力,有利于保证安全壳的完整性。     

核技术在煤质在线分析中的应用状况

传统的煤质检测方法已无法适应现代工业生产和管理的需要。长期来煤炭工业迫切要求发展在线分析方法,该方法具有快速、连续地进行非接触测量,并能适应煤炭工业恶劣环境的特点。它具有传统方法无法比拟的优点。本文着重介绍当今发达国家利用核技术发展煤质在线分析方面的进展状况以及所取得的经济效益。     

WWER -1000型核电站N-16监测系统探测效率的模拟计算

主要针对核电站蒸汽发生器传热管破损的氮-16监测系统工程实践中遇到的探测效率无法用常规计算和实验得出的困难,以WWER - 1000堆型为基础,建立了光子与NaI探测器介质作用的简化数学物理模型,采用EGS5蒙特卡罗程序对探测器效率进行了数值计算.计算结果与工程设计资料提供的数据符合较好,为今后研究几何位置变更与探测效...