核反应堆

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。

“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。

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。

项目属于核反应堆系统设计及安全研究领域，主要应用于模块式小型堆，可推广应用于其他核反应堆系统。 本项目将一体化布置和非能动安全理念相结合，消除了大破口失水事故。专设安全系统设计简单可靠，降低了对能动设备和电源的依赖，具备事故工况下至少7天的非能动余热导出能力，实现堆芯损坏频率降至10-7/堆·年的国际领先水平。采用OTSG二次侧全压设计，增设安全壳内隔离阀，消除SGTR事故放射性物质旁通安全壳的途径，从设计上实现“实际消除大量放射性物质释放的可能性”，极大提升了模块式小堆核电厂的安全性能。建立了分离效应和整体性能集成的多系统耦合验证平台，解决了模块式小堆事故应对措施有效性评价的核心问题，构建了模块式小堆安全评价及验证方法体系。

本成果工作内容来源于重大专项“CAP1400 反应堆结构水力模拟试验研究”(ZB06)课题，是重大专项示范电站核岛关键设备的设计改进与创新的重要组成部分。本课题主要研究了大型先进压水堆核电厂反应堆水力性能关键技术研究及创新设计。CAP1400 反应堆为我国自主开发的第三代非能动核反应堆，是国内首次开发“四进两出”的 AP/CAP 系列反应堆。对于该类堆型，其反应堆的水力学特性在国内尚无研究经验，本项目为国内首次针对该类型反应堆开展水力学研究。 由于 CAP1400 反应堆在 AP1000 基础上大大提高，其需提供的系统流量大幅提高，同时造成系统阻力，尤其是反应堆阻力大幅提高，这使得主泵的扬程和流量参数也大大提高，从国内目前主泵设计和制造能力来看几乎无法满足如此大流量高扬程的设计要求，这是 CAP1400 项目开展之初的重大技术难点之一。同时，由于 CAP1400 反应堆的功率提高，燃料组件数量和堆芯布置也发生重大变化，这导致堆芯入口流量分配特性也发生显著变化，该水力学特性是确保堆芯安全的关键因素之一。 为了解决这两大影响 CAP1400 反应堆开发的重大技术难题，本成果从反应堆整体水力模拟试验和理论分析两个角度详细研究了 CAP1400 反应堆本体的水力学特性，并开发了 CAP1400 反应堆创新结构，使得 CAP1400 反应堆在水力学性能方法达到国内领先水平，并在堆芯入口流量分配特性方面达到国际领先水平。

本项目属于核反应堆系统设计及安全研究领域。本项目在现有安全壳设计技术基础上，通过理论研究、设计论证、实验验证，突破小型浸没式钢制安全壳的超压失效预防、长期热量导出和氢气燃爆预防等热工关键技术，实现模块式小堆的安全壳小型化目标。采用抑压水池技术实现全非能动安全壳压力控制，有效预防安全壳短期超压失效，将安全壳内部所需自由空间降低一个数量级，完成安全壳小型化设计。基于钢制安全壳结构，提出功能和结构融合的非能动安全壳冷却技术，实现事故工况下7天以上的非能动安全壳热量持续导出，长期保障钢制安全壳压力边界完整；创造性提出狭小空间内氟利昂阻燃防爆技术，建立预惰化、氢气复合器、阻燃剂相结合的氢气风险缓解措施，预防小型空间氢气燃爆风险。 本项目研究成果可满足模块式小堆对小型钢制安全壳的各项技术指标要求，实现安全壳设计小型化，解决浮动式核电站工程应用的关键技术瓶颈。为小型浸没式钢制安全壳技术的推广应用奠定了坚实的基础，有力推动了国内小型堆技术的研制和工程应用。 本项目研究成果已应用于中核烟台浮动式核能示范项目的设计及建设。减小了安全壳的尺寸和重量，降低了浮动式核电站的建造成本。本项目的研究成果还可推广应用于陆基、海底、浮动式、热电联供等一系列小型堆设计，具有良好的应用前景。所研制的自主化软件和新技术可广泛用于其他类型核电厂的安全壳设计中，具有显著的社会效益和经济效益。

4月21日1时13分，红沿河核电站6号机组核反应堆首次达到临界状态，标志着机组正式进入带功率运行状态，为机组后续冲转、并网、商运打下了坚实基础。

目前，法国56座核反应堆中，有半数因为内部存在隐患或设备维护原因而被关闭或暂停，法国核电站的发电总量降至10多年来最低水平。据了解，法国是欧洲主要电力出口国之一，全国用电需求中超过三分之二依靠核电。受核反应堆关闭或暂停影响，法国的日常电价已激增至去年同期的4倍，相比主要依靠天然气和煤炭发电的德国，平均价格高出30%左右。