反应堆

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。

核岛辅助安全阀主要用于反应堆冷却剂系统（RCP）、化学和容积控制系统（RCV）、设备冷却水系统（RRI）、应急硼化系统（RBS）、核岛排气和输水系统（RPE）、冷却剂贮存和处理系统（TEP）等重要系统，承担保护系统，避免超压的功能，对核电站安全稳定运行起到关键作用。其中最高设计压力达到25MPa，最高温度达到343℃，承担着核电站反应性控制、余热排出等重要安全功能，对核电站安全运行起到重要作用。辅助系统安全阀样机经过循环寿命试验及排量试验、振动老化试验、地震性能试验和端部加载试验后，各项性能指标满足性能要求。本项目掌握了核岛辅助安全阀的设计、制造技术和核级产品鉴定方法，研发出了达到同类产品的国际先进水平，填补了国内空白，对保障在建核电机组顺利建设和在役核电机组安全运行具有重要的意义，具有良好的经济效益、社会效益和推广应用前景。

近日，全球目前规模最大的核聚变反应堆——欧洲联合环状反应堆（JET）的科研团队宣布，取得了核聚变技术的突破性进展，该反应堆在连续5秒的时间内产生了59兆焦耳的能量，有测算称，这相当于11兆瓦电力，大约能够为一个普通家庭提供一天的电力。据了解，这打破了该装置在1997年创下的22兆焦耳核聚变能量的纪录，同时也创造了新的世界纪录。

中广核集团自主研发的CPR1000堆芯微型裂变室中子探测器及信号处理系统，用于测量CPR1000堆型核反应堆的堆芯中子注量率，并对探测器信号进行处理，用以监测反应堆功率运行状态是否正常，是堆芯测量系统的关键设备。中子探测器特点是体积小，结构精密，耐高温，绝缘高。CPR1000堆芯微型裂变室中子探测器及信号处理系统工程样机，已经通过了型式试验验证与中国绵阳研究堆核性能试验的验证，并通过了仪器仪表学会组织的专家评审，研制成果达到国际先进水平，打破了国外长久以来的技术垄断。

ADRC (Advanced Digital Reactivity Computer)反应性仪是由West inghouse公司开发的一款用于核电站测量反应堆堆芯反应性的一种仪器。基于ADRC仪器，核电站在换料后，通过零功率物理试验来实施达临界操作，等温温度系数，以及控制棒价值的测量。DRM (DynamicRod Worth Measurement) 动态刻棒技术是基于ADRC仪器上实现的一种测量控制棒价值的技术方法。与在ADRC上实施传统的测量控制棒价值方法相比，DRWM技术拥有测量时间短，测量精度高，实施操作简单，减少废水等优点。基于ADRC用于DRMI试验的机械开关装置，本实用新型公开了一种机械开关装置。机械开关装置能保证在核电站的DRWM技术测量试验中，ADRC的反应堆堆芯反应性的数据采集与试验同步进行。确保核电站基于ADRC的DRTMI技术测量试验顺利实施。基于ADRC用于DRM试验的远距离终端图像显示装置，本实用新型公开了一种远距离终端的图像显示装置。远距离终端的图像显示装置能保证在核电站的DRIM技术测量试验中，ADRC.上用于DRIM技术试验的图像数据能在主控室显示器显示。确保核电站基于ADRC的DRWM技术测量试验顺利实施。

电力网：电力系统中各种电压的变电所及输配电线路组成的统一体。 电力系统：由发电厂中的电气部分、各类变电所及输电、配电线路及各种类型的用电设备组成的统一体，称为电力系统。具体组成如下： 发电厂：生产电能。 电力网：变换电压、传送电能。由变电所和电力线路组成。 一配电系统：将系统的电能传输给电力用户。 电力用户：高压用户额定电压在1k以上，低压用户额定电压在1kV以下。 用电设备：消耗电能。 动力系统：在电力系统的基础上，把发电厂的动力部分（例如火力发电厂的锅炉、汽轮机和水力发电厂的水库、水轮机以及核动力发电厂的反应堆等） 包含在内的系统。 通常，将发电厂电能送到负荷中心的线路叫输电线路。负荷中心至各用户的线路叫配电线路。负荷中心一般设变电站。

核电站数字化控制系统经常面临应用软件也称为“组态”需要修改的需求。如果在新组态修改和生效过程中，无需中断系统的运行并且未修改的部分逻辑不受新组态影响，则这个系统支持“无扰下装”功能。系统支持无扰下装功能可有效减少人因失误、缩短组态修改工期，因此系统使用者对这一功能需求强烈。但由于在线下装功能涉及产品范围广泛性、实现的复杂性、对安全功能影响的难以评估性，在核安全级数字化仪控领域，已存在的绝大多数安全级数字化仪控系统平台也不支持这项功能。和睦系统(FirmSys)是我国首个研发和获得应用的核安全级数字化控制保护系统平台，本项目通过对和睦系统无扰下装功能进行需求分析，研制了基于“先从后主，分时下装”的无扰下装产品。 “无扰下装”研制和实施意义重大，可实现电站安全运行及经济性的重大提升，在核电站反应堆装料后进行安全级应用软件改造时，通过无扰下装功能的应用可实现： a)无需将机组状态后撤至反应堆完全卸料模式，可避免由于机组后撤造成的经济损失及设备风险；b)可将设备隔离工作量减少90%，从而大大降低改造实施中的人因失误风险；c)提升工程调试过程中安全级软件改造实施的便利性，避免对工程建设主线进度的影响。无扰下装的研制和应用对电站的安全性和经济性都将产生巨大的贡献。 因涉及技术复杂、对安全影响评估困难，国外核级DCS产品Spinline-3(法国)、HFC-6000(韩国)、Radiy(乌克兰) 、TXS(法国)等均不支持“无扰下装”功能，日本三菱Meltec-N平台虽实现了此功能，但对中国进行了技术封锁，导致满足核级标准要求的无扰下装研制技术难度大幅增加。 和睦系统无扰下装，100%自主研发，突破了存储碎片管理与回收、智能多元组态数据比对、组态防篡改安全防范设计、任意版本增量编译、全网地址安全管理、主从机大数据量高性通讯、时序数据同步等十余项重大关键技术，涉及和睦系统11种软件工具以及6种硬件产品，新设计代码7.5万行，整体技术达到国际领先水平。 和睦系统无扰下装已经在阳江56号机组、红沿河56号机组、田湾56号机组、防城港3、4号机组8台核电机组得到大规模应用，取得良好应用效果。

反应堆衰变热在反应堆运行阶段和事故处置阶段应用广泛，是关乎机组安全和提升机组运行灵活性的关键参数。机组正常运行阶段，精准的燃料组件衰变热帮助改善机组运行策略，例如应用反应堆自身余热作为动能，停堆期间保持关键系统的正常运行，从而大幅度减少停堆关键路径。发生核安全事故时，对指导事故处置，监督事故进程，缓解事故后果有着至关重要的作用。在经历国内外调研后发现，海阳核电与传统电厂使用的燃料组件相比，存在燃料组件中包含不同富集度的铀元素等诸多差异，当前没有适用于三代核电机组的反应堆衰变热分析方法。

“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。