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AP1000与CPR1000堆外核测系统对比分析

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上海交通大学学报 2018年第S1期52卷 41-45页

作者：徐世豪谢维波徐海燕彭浩吴志强中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室

堆外核仪表系统是压水堆核电站唯一可以直接测量核功率的系统,对于核电站的安全运行有着重要作用.AP1000是我国引进的第三代核电技术,CPR1000是我国目前在运的核电技术之一,两者在堆外核仪表系统的设计上有一定相似性,但在系统结构、探... 详细信息

堆外核仪表系统是压水堆核电站唯一可以直接测量核功率的系统,对于核电站的安全运行有着重要作用.AP1000是我国引进的第三代核电技术,CPR1000是我国目前在运的核电技术之一,两者在堆外核仪表系统的设计上有一定相似性,但在系统结构、探测器类型、信号处理以及安装方式上有较大的区别.目前,AP1000机组在国内缺少可借鉴的运行经验,其堆外核仪表系统及其所使用的探测器在国内也无运行经验反馈.通过分析两种堆外核测系统的相同点和不同点,结合以往电站的运行和维修经验,对比分析两者的优缺点以及可能存在的问题,为两种堆外核测系统的优化和改进及后续核电项目中堆外核测系统的设计给出建议.

关键词： AP1000 CPR1000 核仪表分布式控制系统

CPR1000核电机组换料后再启动升功率策略优化研究

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核动力工程 2019年第5期40卷 74-78页

作者：李长征林少芳刘维超蔡智毅聂立红邓勇军中广核研究院有限公司

根据大量核电厂运行经验反馈和模拟计算分析,中国改进型三环路压水堆(CPR1000)核电机组采用的升功率技术限值仍有较大优化空间。本文从升功率速率和阈值功率水平2个角度对换料后反应堆再启动以及达到满功率后运行模式进行模拟,升功率过... 详细信息

根据大量核电厂运行经验反馈和模拟计算分析,中国改进型三环路压水堆(CPR1000)核电机组采用的升功率技术限值仍有较大优化空间。本文从升功率速率和阈值功率水平2个角度对换料后反应堆再启动以及达到满功率后运行模式进行模拟,升功率过程至达到满功率后一般经历几十个小时后燃料棒就能达到参考状态,采用优化升功率速率可以将能力因子提升0.1%左右。

关键词： CPR1000 再启动应力升功率速率

CPR1000核电厂LBLOCA裕量提升研究

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原子能科学技术 2017年第4期51卷 647-651页

作者：王婷庄程军杨江卢向晖吕逸君中广核研究院有限公司广东深圳518000

为进一步提升核电厂安全性,核电厂用户提出了15%安全裕量的要求。为提升CPR1000核电厂大破口失水事故(LBLOCA)安全裕量,从改动最小、收益最大的角度出发,提出了两种改进措施:增加安注箱水体积和采用热棒统计分析方法(HRSM)。利用CATHAR... 详细信息

为进一步提升核电厂安全性,核电厂用户提出了15%安全裕量的要求。为提升CPR1000核电厂大破口失水事故(LBLOCA)安全裕量,从改动最小、收益最大的角度出发,提出了两种改进措施:增加安注箱水体积和采用热棒统计分析方法(HRSM)。利用CATHARE程序,对安注箱水体积增加进行敏感性计算,以得到水体积增加量的最优值;热棒统计法中,对3个很大程度上影响计算结果的输入参数进行了抽样,并对计算结果进行统计分析,得到95%95%值(95%置信度下95%概率值)。结果表明,在采用上述两种改进措施后,CPR1000核电厂的LBLOCA安全裕量提升了6.5%。

关键词： CPR1000 LBLOCA 安全裕量提升

CPR1000 RPV役前检查缺陷显示问题分析

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核动力工程 2017年第1期38卷 99-103页

作者：张进万志坚李家康董义令邓小云刘攀中广核工程有限公司广东深圳518172

针对某中国改进型三环路压水堆(CPR1000)反应堆压力容器(RPV)出口接管与法兰接管段筒体焊接接头在制造阶段超声检验(UT)合格,而役前检查(PSI)阶段UT发现"超标"缺陷显示的问题,对制造阶段和PSI阶段UT技术要求进行对比分析。结果表明:将... 详细信息

针对某中国改进型三环路压水堆(CPR1000)反应堆压力容器(RPV)出口接管与法兰接管段筒体焊接接头在制造阶段超声检验(UT)合格,而役前检查(PSI)阶段UT发现"超标"缺陷显示的问题,对制造阶段和PSI阶段UT技术要求进行对比分析。结果表明:将制造阶段采用的RCC-M规范验收标准应用于PSI阶段UT技术方法是导致问题产生的直接原因,而PSI阶段与制造阶段的UT缺陷尺寸测量方法和缺陷显示累计要求存在差异是导致问题产生的根本原因。基于PSI的目的是建立在役检查的"零点",提出如下观点:PSI阶段发现的"超标"缺陷显示,如可行,应考虑采用制造阶段的检验方法和验收标准进行复检和验收。

关键词： CPR1000 反应堆压力容器焊接接头(RPV) 役前检查缺陷显示

CPR1000压水堆本体结构热工水力特性CFD模拟研究

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原子能科学技术 2014年第S1期48卷 280-286页

作者：晁嫣萌杨立新张明乾北京交通大学北京100044 中科华核电技术研究院有限公司广东深圳518026

为在有限计算资源和时间下得到反应堆本体的流场分布和各组件的受力等热工水力特性,采用等流通截面积方法简化了控制棒导向筒内部几何结构,通过多孔介质模型对堆芯燃料组件结构进行了简化,在此基础上建立了CPR1000压水堆本体结构的整体... 详细信息

为在有限计算资源和时间下得到反应堆本体的流场分布和各组件的受力等热工水力特性,采用等流通截面积方法简化了控制棒导向筒内部几何结构,通过多孔介质模型对堆芯燃料组件结构进行了简化,在此基础上建立了CPR1000压水堆本体结构的整体CFD分析模型,得到反应堆内流场特性和各组件的受力等热工水力特性。计算结果表明,堆内流场不具备对称性,进行整体CFD模型建立和分析是非常必要,所建立的CPR1000整体CFD模型计算得到的热工水力特性合理,可为CPR1000压水堆安全运行提供有效的参考数据。

关键词：压水堆 CFD 热工水力 CPR1000

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CPR1000保护系统设计研究

核动力工程 2012年第6期33卷 21-26页

作者：郑伟智李相建北京广利核系统工程有限公司北京100094

为了优化和改进当前CPR1000核电厂的保护系统架构,对代表性电厂——岭澳核电站二期和红沿河核电厂的保护系统(RPS)开展研究,并分析二者的优点和不足。结合二者的优点进一步增强系统的可靠性,设计出一个新的保护系统架构。该架构与岭澳... 详细信息

为了优化和改进当前CPR1000核电厂的保护系统架构,对代表性电厂——岭澳核电站二期和红沿河核电厂的保护系统(RPS)开展研究,并分析二者的优点和不足。结合二者的优点进一步增强系统的可靠性,设计出一个新的保护系统架构。该架构与岭澳核电厂二期和红沿河核电厂架构相比,有安全级设备操作与非安全级系统完全分离,专设安全设施系统的自动控制站与手动控制站相独立,且能有效地应对数字化控制系统(DCS)共因故障等优点。

关键词： CPR1000 保护系统 TXS MELTAC 共因故障

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CPR1000项目仪表管道布置设计浅析

原子能科学技术 2014年第B11期48卷 913-916页

作者：杨浩杨震夏祖国柴仲明钟斌王萍深圳中广核工程设计有限公司广东深圳518045 中珐国际核能工程有限公司四川成都610041

本文介绍了仪表管道布置图设计所需的基本资料及设计的一般规则和要求，并结合CPR1000项目工程实践及设计工作经验，总结了设计过程中的注意事项，为仪表管道布置图的设计提供参考。

关键词： CPR1000 仪表仪表管道布置设计

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CPR1000核电厂DCS机柜失电分析

原子能科学技术 2014年第B11期48卷 877-881页

作者：周亮赵岩峰孙永滨深圳中广核工程设计有限公司广东深圳518045 北京广利核系统工程有限公司北京100094

介绍了CPR1000核电厂数字化控制系统（DCS）的总体结构，以反应堆保护机柜（RPC）为基础，分析RPC的信号接口特性和信号关键路径节点的信号处理机制。结合RPC Ⅳ保护通道失电造成未能停堆的预期瞬变（ATWS）系统误发停堆信号的原因进行... 详细信息

介绍了CPR1000核电厂数字化控制系统（DCS）的总体结构，以反应堆保护机柜（RPC）为基础，分析RPC的信号接口特性和信号关键路径节点的信号处理机制。结合RPC Ⅳ保护通道失电造成未能停堆的预期瞬变（ATWS）系统误发停堆信号的原因进行分析及优化，结果表明：对DCS机柜失电分析的研究是必要的，通过对RPC Ⅳ的给水流量信息进行优化和合理分配，可避免误发停堆信号。失电分析可优化仪控的设计，提高核电厂的可靠性。

关键词： CPR1000 DCS 失电分析缺省值未能停堆的预期瞬变

CPR1000核电厂SEC系统改进项的T3试验方案分析与应用

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原子能科学技术 2014年第B11期48卷 873-876页

作者：钟斌刘肇阳何大宇杨阳中珐国际核能工程有限公司四川成都610041 深圳中广核工程设计有限公司广东深圳518045

结合某核电厂重要厂用水（SEC）系统设计改进的工程应用情况，从工艺系统的角度，介绍了系统T3定期试验的定义、分类、试验内容和试验方案，对CPR1000核电厂SEC系统设计改进和系统T3定期试验方案的制定有指导意义。

关键词： CPR1000 SEC T3定期试验