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。

研究背景：人因失误频繁成为事件源头，国内外核电机组人因问题形势严峻、三代机组对人机接口提出高要求，新建项目解决人因问题需要全方位创新、对国际先进理念存在吸收转换需求，示范工程更需要自主化体系的建立、安全评审对人因.工程工作提出的关注与要求 意义：三次国际重大核电事故的发生、国内核电项目的重启及稳步推进、AP1000新设计的第三代先进压水堆，需要创造新业绩、树立新形象。

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。

“华龙一号”安全壳钢衬里作为反应堆厂房预应力钢筋混凝土安全壳的重要组成部分，与预应力混凝土结构共同组成核反应堆的第三道安全屏障。其功能主要是在正常运行期间为反应堆堆芯和冷却剂系统提供屏障，控制周围环境对安全壳内部设施的影响,当发生事故时，用于包容气载放射性的释放物，阻止外泄。其分为钢衬里底板部分、筒体部分及穹顶三大部分。钢衬里外观呈圆柱形，直径 46.8m，高 77.93m，由 6mm 厚特制 Q265HR 钢板、外侧加强型钢背肋、锚固钉焊接而成的密封容器结构，且其中又包含 45 个环吊牛腿、194 个贯穿件、3 个大型闸门套筒、1054 个锚固件等附属构件，其制作、安装难度大且精度要求高。钢衬里属于核安全 2 级设备，质保等级 QA1 级，抗震类别Ⅰ类，连接以焊接为主，设计要求采用的钢板弹性性能好，并具备较高的可焊性。整个钢衬里对密封性有严格的要求。特别是焊缝质量要经过目视检测（VT）、渗透检测（PT）、真空盒检漏（LT）、射线检测（RT）的检验。安全壳钢衬里施工位于关键路线上，且与土建交叉施工，管理难度大，前期策划要求高、过程实施工作强度大，通过采用三维模拟信息技术、辅助胎具、制定合理的焊接工艺顺序、变形工装、有限元分析技术、设备改造等技术措施，确保钢衬里制作、安装工作顺利开展，提高工作效率，保证施工安全，确保施工进度。 “华龙一号”钢衬里施工关键技术适应我国自主研发的三代压水堆核电技术建设需求，形成多项专利、施工工法等科技成果，综合考虑了施工进度、质量、安全等方面因素，实践证明在“华龙一号”钢衬里施工关键技术在核电建设施行业具有较高的创新性、先进行和使用性，对“华龙一号”新型压水堆核电技术的推广和应用具有指导意义，福清 5、6 号机组钢衬里施工已充分验证关键技术的实施效果，随着我国核电技术的发展，“华龙一号”钢衬里施工关键技术在核电建设中具有广阔的应用前景。

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。