压水堆

CGN目前使用法国AREVA公司的堆芯设计软件包SCIENCE进行工程设计和运行技术支持。这套软件在技术上做了很多的限制，带来了一些重大问题，如：1）软件仅允许用于中国境内的民用反应堆设计，限制中国核电在全球核电市场的发展；2）软件核心原理未知，导致工程设计领域的关键技术没有掌握，制约中国在反应堆设计中的突破和创新；3）软件支持的反应堆堆型有限，仅限于某些特定的压水堆堆型的特定运行模式。为解决制约中国核电设计技术发展的瓶颈，追切需要研发自主知识产权的堆芯设计软件，摆脱核电设计领域对国外的依赖。为此，CGN决定开发具有完全自主知识产权的堆芯设计软件包PCM。 PCM软件包完全自主开发，从根本上解决了反应堆堆芯核设计软件的知识产权问题，申请了4个软件著作权，通过了中国核能行业协会的科技成果鉴定，获得了际可强院士等行业内专家的好评，并在以下方面实现了创新：1）在国内首次完成以特征线法为求解器的组件计算（PINE）与使用微观燃耗方法的堆芯计算（COCO）相结合的综合技术研发，可以给出高精度的少群截面并充分考虑堆芯的燃耗历史效应，具有国际领先的技术水平；2）在国内首次自主研发出具有自主知识产权的通量图分析程序MAPLE，并应用于工程实践；3）在国内首个完成核设计软件包系统的不确定度分析，建立不确定度分析方法，相关不确定度因子可应用于反应堆工程设计，达到国际先进水平。 此外，PCM软件包是在如下方面和国际同类专业软件具有类似的先进特征：1）先进组件燃耗处理方法；2）采用粗网有限差分技术和并行加速特征线法输运计算；3）采用解释器方法，方便堆芯计算各个功能实现；4）采用薄板样条函数（TPS）重构技术。

三代先进压水堆核电站采用全新的安全和技术设计理念，主回路管道作为核电站第二道安全屏障，在结构设计和材料加工工艺进行了大量创新，这也对主回路管道的检查提出了极大的挑战。三代主回路管道主要包括主管道（MCL）、主蒸汽管道（VVP）和主给水管道（ARE），这些管道焊缝数量众多，且处于高剂量辐射环境中，部分焊缝位于40°或90°弯头位置，主回路管道内长期容纳着高温、高压、高流速以及放射性介质。上述工况可能会导致焊缝产生应力腐蚀裂纹、碰撞和减薄等管道降质情况对在役检查提出了较高的挑战。

蒸汽发生器（以下简称 SG）是核岛主回路中最重要的设备之一，其工作状态影响着整个核电站的动态特性，对核电站的安全性、经济性都有重大影响。据压水堆核电站事故统计显示，在 SG 破坏的核电站中，有四分之一的核电站其 SG 破坏的主要原因即是因为传热管的流致振动，造成了巨大的经济损失和负面影响。本项目针对 SG 传热管束在二次侧流体的作用下易发生流致振动导致管道破坏，该破坏难以定量分析和预测的难题，研究了 SG 管束流致振动分析方法，开发了国内首款涵盖非线性分析功能的流致振动分析专用软件 FIVA。通过本软件，实现了对 SG 中暴露于湍流且横向流速很高管子的振动破坏风险进行预测性分析，判断由流动引起的管子振动是否可以接受，以及在寿期内是否会出现疲劳、磨损引起的管子损坏。 本项目根据面向对象思想，以类的形式实现不同功能之间的互相调用，预留了多个接口可实现不同输入文件的读取和导入以及增强了可扩展性。本项目遵循软件工程学的方法，采用多种测试手段确保了测试代码的覆盖率达到 100%，同时经过严格的软件 V&V,确保了计算结果的正确性和有效性及 FIVA 软件的可靠性。本项目依托中广核工程有限公司两项科研课题，研发了具有自主知识产权的专用软件，专利受理 2 项，取得软件著作权 1 项，发表核心期刊论文 4 篇，通过了同行业专家评审，经鉴定整体技术达到国内领先、国际先进水平，对形成国内 SG 自主研发设计能力具有重大意义。FIVA 软件可适用于多种型号和结构（现有的 CPR1000、AP1000、EPR 等堆型）的 SG，在华龙一号项目 SG 的自主设计研发以及阳江、宁德、红沿河等多个项目上有成功应用。同时，可进一步推广应用于核电行业其他工程项目，具有广阔的应用前景。

示范快堆核岛四大换热设备包括：中间热交换器、独立热交换器、蒸汽发生器、钠-空气热交换器，分别实现一回路钠-二回路钠、二回路钠-三回路水、二回路钠-空气的热交换；本次申报的成果是钠冷示范快堆蒸汽发生器；该设备与压水堆核电主设备相比，在高温、高热流密度、钠介质等严酷工作环境下长期工作，要求其具有高可靠性；在研发前，主要的技术借鉴来源于中国实验快堆，该实验堆相关设备由俄罗斯进口，该设备在国内核电领域属于首次研发；研发前技术成熟度为4级，研发后技术成熟度达到9级，总体技术水平达国内领先、国际先进水平，是国家核能战略“三步走”的关键环节，对核能可持续发展有重大意义。

IAEA于2004年6月启动中小型反应堆的开发计划，成立“革新型核反应堆”协作项目，国际小型反应堆市场处于刚刚兴起阶段。为契合“核电走出去”国家战略以及大气污染防治新需求，形成具有自主知识产权的具备国际竞争力的小型反应堆产品，中国核工业集团公司于2012年4月发文《关于调整下达集团公司重点科技专项“模块式多用途小型压水堆技术”研究任务书的通知》(中核科发[2012]194 号)，布局模块式多用途小堆的研究。模块式多用途小堆采用了截短型的堆芯方案，需要对其燃料组件进行全新设计。燃料热工性能是核动力反应堆燃料的关键性能之一，燃料棒束结构内子通道之间的横向流动和湍流脉动等交混现象直接影响了燃料组件的热工性能。本项目针对棒束燃料组件内交混现象进行实验和理论研究，能够更深入地掌握交混机制和机理，并通过以热工机理实验为基础、计算流体力学为驱动、小堆燃料的热工性能为载体，开发了“实验-设计-优化”CFD平台工具，以提升小堆的热工性能，使燃料组件交混分析能力和流场测量能力达到国际先进水平。 本项目4项发明专利已受理，拥有2项计算机软件著作权，具有完全自主知识产权。本项目基于远心光学原理、折射率补偿技术和示踪粒子的跟踪特性，开发了高空间分辨的燃料组件流场可视化测量技术，燃料组件三维流场实验数据辨率达100微米量级，横向速度的测量不确定度小于0.5%,子通道间横向压差测量精度为1Pa量级，达到国际先进水平。本项目是中国核工业集团重点科技专项“模块式多用途小型压水堆技术”的重要组成部分，所研究的棒束燃料组件内流场和湍流脉动演化特性有力的支持了模块式小堆燃料组件设计方案定型和优化，提升了模块式小堆的热工与安全性能。目前国家能源局已对海南昌江5号机组作为小型堆科技示范工程进行复函批复。此外，本项目应用于先进三代压水堆华龙一号配套燃料组件CF系列燃料的研制和热工水力分析，CF系列已经配套华龙一号核电厂使用，还将用于二代压水堆的燃料更换，具有巨大的市场前景。本项目还将应用于超大型反应堆的燃料研发和热工水力设计，具有广阔的应用前景，具有显著的社会效益和经济效益。

大型先进压水堆及高温气冷堆核电站重大专项是国家16项重大专项之一，CAP1400核电型号作为该重大专项的主要研发内容，是我国在多年核电研发设计、建设运行经验基础上，基于AP1000技术引进和自主创新，开发的具有自主知识产权的先进技术，其功率更大，安全性、经济性和相容性都达到三代核电先进水平。 CAP1400采用非能动安全系统应对设计基准事故，同时，设置了完善的严重事故缓解措施以缓解严重事故。在堆芯失去冷却情况下，堆芯逐渐熔化，熔融物下落至下封头，利用安全壳内高位水箱海没堆腔，通过压力容器外壁冷却下封头中的熔融物，带出衰变热，使得堆芯熔融物带留在压力容器内，避免熔融物进入安全壳带来的各种挑战。熔融物堆内带留（IVR）是CAP1400最关键的严重事故缓解措施。然而，IVR所涉及的物理现象是极其复杂的，这包括：堆芯熔化、熔融池在堆芯中形成、熔融物下落、熔融物与冷却水相互作用（可能的蒸汽爆炸）、高温熔融物相互作用（二氧化轴、二氧化错、钻金属、铁金属熔融物相互作用可能会产生轴错铁共晶熔融物）和重力分层、下封头熔融池对压力容器的传热、压力容器下封头外壁临界热通量、压力容器下封头在压差、重力和温差作用下的结构完整性，另外CAP1400由于堆芯功率的提高，对IVR的有效性带来了更大的挑战。