先进非能动核电机组一回路冷却剂流量系统化测量方法

压水堆一回路冷却剂流量是防止偏离泡核沸腾的重要参数。三代先进非能动（Advanced Passive,AP）技术核电机组采用低泄漏堆芯装料模式，因堆芯出口温度温差梯度加大，导致量热平衡法流量测量计算的不确定度增加。为了保证核电机组一回路冷却剂流量精准测量，验证其满足设计与监管要求，提出了以伯努利方程为基础模型的系统化测量计算方法。在调试不同阶段，分别执行一回路主设备压差测量、冷热段弯管流量计压差测量；在首次50%、75%、90%、100%的功率平台，进行量热平衡试验计算。通过热试和满功率阶段的实体工艺流体测量值，对冷热管的弯管流量系数进行计算标定。围绕不确定度最小化，权重计算一回路冷却剂总体积流量。本方法测量计算的一回路冷却剂流量值相对误差小于4%，装料后总流量介于最佳预期流量的95.8%～104%之间；NAPs计算体积流量值不确定度低于1.9%，该方法为其他机型冷却剂流量的精准测量提供了一种示范思路。     

压水堆核电厂一回路首次钝化工艺研究

压水堆核电厂热态功能试验中的一回路首次钝化对核电厂一回路材料腐蚀控制和减少腐蚀产物等方面具有重要作用。本文结合理论研究与工程实际情况,提出了在热态功能试验过程中钝化膜的生成包含电化学反应和化学反应的观点,阐述了双层膜的生长机理,解释了用电化学测试方法分析钝化工艺过程的合理性,推导出钝化温度与钝化膜反应速率的函数关系式,钝化温度升高,反应速率升高,钝化时间缩短;明确了钝化工艺温度的理论限值应不低于260℃。      

压水堆核电机组一回路抽真空排气技术

压水堆核电机组一回路在调试启动期间,一回路系统充水时需要排气,与传统的排气方法相比,采用一回路抽真空排气技术不仅可以缩短试验工期,还能大大降低主泵首次启动时的风险。一回路抽真空排气技术在国内中国改进型百万千瓦级压水堆(CPR1000)机组调试启动中应用广泛,经过多次试验和不断改进,该技术已经成熟。本文对一回路抽真空排气技术进行了介绍。     

三门核电厂高压加氢系统改进

核电厂运行期间,一回路内的冷却剂会在辐照条件下分解为氢气和氧气。氧气会加剧一回路不锈钢材料腐蚀,降低设备可靠性的同时增加放射性活化产物。国内核电厂普遍使用一回路加氢技术抑制一回路冷却剂的辐照分解。传统核电厂采用容积控制箱(容控箱)对一回路冷却剂降压,然后使用低压加氢技术为一回路冷却剂加氢。由于非能动百万千瓦级先进压水堆AP1000核电厂一回路取消容控箱,需要采用高压加氢技术为一回路冷却剂加氢。本文介绍了AP1000核电厂目前使用的高压加氢方案,对其在运行过程中可能出现的问题进行分析,并提出了改进方法。     

华龙一号活化腐蚀产物沉积源项评估

根据国内外核电厂主管道上沉积源项的运行经验数据,分析了两种主要核素Co-58和Co-60的沉积活度随电厂运行时间的变化趋势。在此基础上,采用一回路活化腐蚀产物源项计算软件预估了华龙一号的活化腐蚀产物沉积源项。在参考国内广泛运行的M310机型设计源项确定方法的基础上,分析给出了华龙一号活化腐蚀产物沉积源项的设计源项和现实源项,并与国内二代核电机组和国际三代核电机组进行对比,结果显示三者均处于同一量级水平,华龙一号与国际三代核电机组相差不大,且优于国内二代核电机组。分析结果显示本文预估的沉积源项具有一定的可靠性,华龙一号核电机组在活化腐蚀产物源项控制方面具有一定的先进性。     

高温高压回路加氢试验

一、前言 目前,国外绝大多数压水堆,一回路载热剂水都带氢运行。因此回路系统设置相应的加氢系统,用高压或低压加氢方式,保证水中氢含量维持在水质指标范围内。 压水堆运行期间,由于一回路水有泄漏,氢浓度将随运行时间逐渐降低,为控制一回路水中氢浓度,需了解氢损失的规律。据现有文献报道,仅有希平港反应堆上试验和测定了主冷却剂水中的氢分布和泄漏速率。故进行堆外回路试验研究之。     

基于CPR1000+核电机组的异物查找及控制方法的分析

某CPR1000+型核电机组在执行试验期间,KIR(松动部件和振动监测系统)出现报警,经分析认为一回路存在异物,为保证机组安全,机组停运下行,历时4个月完成异物查找及设备修复。文章着眼于一回路及其辅助管线、设备的结构特征,提出较为全面的异物查找分析方法和预防措施,确保整个系统内部完整地实现异物查找及清除,促使机组重新启动。     

首台AP1000-回路水压试验方案及风险分析

描述了首台AP1000核电机组一回路冷态水压试验的方案,结合上游设计文件、标准规范及设计技术要求,明确了试验边界的选取原则,提出了水质要求、压力和温度要求及临时水压试验泵的设计要求,同时对升温升压及降温降压速率提出合理依据,分析水压试验过程中可能出现的问题和风险。本试验方案对后续试验程序的升版及试验的执行具有指导作用,可供国內AP1000机组水压试验参考。     

稳态条件下稳压器喷淋降压模型及数值分析

本文基于非稳态球形传热模型,在单液滴与饱和蒸汽之间的传热模型的基础上,根据稳压器喷雾流量、雾化颗粒特性参数及反应堆一回路系统参数,建立了反应堆一回路系统稳压器的喷淋降压动态特性的数学模型。根据某核电机组热态功能试验时的试验条件,使用FORTRAN语言编写程序,选用迭代的方法,对稳压器喷淋降压的动态特性进行了数值模拟分析计算。计算结果表明,通过数值计算得到的喷淋降压速率与实际试验结果符合性较好。     

核电厂RNS止回阀役前试验不合格问题分析和应对措施研究

海阳核电厂的正常余热排出系统(RNS)与一回路冷却剂系统(RCS)的反应堆压力容器直接注入管线(DVI)相连接。在RNS与DVI之间串联两个型式不同的止回阀作为一回路的压力边界,RNS止回阀分为A、B两列,分别为旋启式止回阀V017和截止止回阀V015。RNS止回阀需要定期验证阀门的泄漏和动作性能满足要求。RNS止回阀如果在机组运行期间发生泄漏将会导致一回路压力边界泄漏。在1号机组热态功能试验期间,多次执行RNS止回阀泄漏试验,始终存在泄漏率超标问题。本文主要通过对RNS止回阀在热试期间的四次试验数据进行分析,提出解决RNS止回阀泄漏不合格问题的措施,希望能为此类阀门的在役试验管理工作提供借鉴。     

CPR1000核电机组延伸运行优化控制

延伸运行（SO）是压水堆核电机组灵活运行的重要手段,研究如何提升机组SO模式下的安全性和经济性具有重要意义。针对某中国改进型三环路压水堆（CPR1000）核电机组某次SO模式下一回路平均温度、堆芯热功率、堆芯轴向功率偏差和温度调节棒棒位等重要参数存在波动的案例,研究表明波动的主要原因是由于该CPR1000核电机组的汽轮机高压调节阀运行在流量特性曲线的陡峭区,导致阀门开度在外部扰动影响下产生波动,并诱发主蒸汽流量、一回路平均温度等重要参数的波动。结合该核电机组设备的运行特性,提出优化高压调节阀流量特性曲线和优化主蒸汽流量限值等策略来提高机组SO期间安全性和经济性。数台CPR1000核电机组采用SO模式的工程实践案例验证了该策略的有效性。      

压水堆核电站安全注入试验期间执行机构拒动和误动的干预对策分析

安全注入试验是压水堆核电厂热试期间涉及范围最广、风险最高的试验。试验程序要求在热停平台通过快速开启蒸汽排放阀模拟二回路破口触发安注信号,验证反应堆跳闸,安全壳隔离,安注执行机构动作,并对开盖冷试期间调整的安注流量进行再次验证。安注信号一旦触发将导致22个系统共计234个设备真实动作,一回路被注入含硼水。任何在线错误、设备缺陷或操作失误都可能导致试验失败,甚至可能导致一回路设备损坏;同时因安全注入试验将导致核电站主回路产生一次瞬态,对一回路设备冲击极大,所以安全注入试验必须保证一次成功。为了保证试验的真实性及完整性,提高试验的一次成功率,控制试验的风险,本研究针对以往项目执行该试验时存在的一回路水位过高及设备误动或拒动的难题,对试验方案进行了优化创新。该方案成功运用于阳江3号机安全注入试验,一定程度上解决了稳压器水位过高及设备误动、拒动的难题,获得了机组安全可控且试验顺利高效的效果,达到了同行领先水平。     

三门核电AP1000机组辐射防护设计分析

三门核电AP1000机组为第三代核电机组,在辐射防护设计中采用了一回路加锌、较高pH值运行、停堆氧化操作、蒸汽发生器一回路水室电解抛光、优化设备维修、优化屏蔽设计、无线剂量监测等措施,以期降低机组辐射水平和职业照射剂量。本文介绍了三门核电AP1000机组在功率运行及大修期间的辐射水平和职业照射剂量数据,并与国内CPR1000机组的相关数据进行了对比,对AP1000机组的辐射防护设计进行分析,给出了三门核电AP1000机组在辐射防护运行管理及技术改进方面的建议。     

某三代压水堆机组停堆水化学控制工艺改进与应用

有效降低压水堆机组反应堆冷却剂系统（RCP）材料腐蚀速率的同时有效去除活化腐蚀产物,可降低堆芯外辐射场、减少工作人员受照剂量,从而确保核电机组大修工作的顺利展开。某三代PWR机组采用富集硼酸（EBA）进行反应性控制的同时,利用其在功率运行期间对RCP系统冷却剂实施水化学控制的显著优势,同时在机组首次大修期间对停堆水化学控制工艺采取的改进措施（包括碱性环境向酸性环境转换、还原环境向氧化环境转换、强制氧化期间多次向一回路添加双氧水维持氧化性、化学和容积系统混床最大流量净化等）,在机组停堆下行阶段实现了降低机组辐射剂量并减少工作人员受照剂量的目的。      

秦山核电站一回路启停阶段化学控制现状调查及研究

根据秦山核电机组多年的运行经验,通过对启停期间的重要化学控制工作的梳理,对常见的异常进行总结和经验反馈,提出改进建议,优化一回路水质控制,为压水堆一回路启停化学控制提供参考。     

华龙一号核电机组主泵联锁逻辑研究

主泵是核电厂反应堆一回路系统的核心设备,其能否安全稳定运行关系到核电厂的核安全问题。华龙一号作为我国自主研发的第三代核电机组,其对反应堆一回路的安全性有着很高要求。本文针对华龙一号福清核电厂56号机组主泵的联锁控制逻辑,结合以往核电厂运行经验,对该联锁控制逻辑是否满足华龙一号安全性设计需求的问题进行了分析研究。其意义在于消化吸收国外先进设计理念,总结经验,从而尽早实现主泵全面国产化目标。     

采用化学方法分析和计算压水堆核电厂调试阶段蒸汽发生器的泄漏量

压水堆核电厂蒸汽发生器作为反应堆冷却剂系统的关键设备,能够将一回路冷却剂的热量传递给二回路给水并产生饱和蒸汽供汽轮机做功,同时它也是构成第二道安全屏障的重要设备之一。在核电机组调试阶段,堆芯未装载核燃料的热态功能试验期间,将一回路压力升压并维持在设计的最高值,通过检测分析蒸汽发生器二次侧的硼浓度并计算一次侧向二次侧泄漏量的化学方法,能有效验证蒸汽发生器一、二次侧之间的密封性,从而确保核电厂在正常运行期间的放射性外泄剂量控制在可接受的范围内。     

先进核能技术研究新进展

回顾了核能发电技术的发展历程，介绍了第三代商用核电机组的发展目标和第四代核能利用系统的研发进展，以及可控热核聚变反应堆的发展前景。     

二次中子源破损诊断方法研究与验证

压水堆核电机组使用的二次中子源存在破损风险,反应堆功率运行工况下无法对二次中子源的状态进行物理检查。根据二次中子源的活化特性将¹²²Sb和¹²⁴Sb作为诊断二次中子源破损的特征核素,对使用一回路冷却剂的γ放射性在线监测数据、一回路冷却剂中¹²²Sb和¹²⁴Sb的比活度诊断二次中子源破损的方法可行性进行了分析,设计了二次中子源破损诊断流程,并使用上述诊断方法对二代改进型1000 MW级压水堆核电机组二次中子源破损问题进行了诊断。验证结果表明,二次中子源破损后一回路冷却剂取样分析得出的¹²²Sb和¹²⁴Sb比活度变化趋势与核辐射监测设备监测到的一回路冷却剂γ放射性变化趋势在总体上吻合。因此,本研究提出的二次中子源破损诊断方法是有效的。     

燃料破损在线探测系统在核电厂的应用与分析

国内两台核电机组分别安装了1套由中国原子能科学研究院研制的燃料破损在线探测系统（FDDS）。通过FDDS对两台核电机组发生燃料破损时的连续监测和分析,表明FDDS在核电厂一回路放射性核素活度浓度在线测量及燃料破损监测中发挥了良好的作用,弥补了化学取样分析方法的不足。