“华龙一号”反应堆及一回路系统研发与设计 被引量：18

1

作者 刘昌文 李庆 +12 位作者 李兰 钟元章 李海颖 崔怀明 张富源 康志彬 蒲小芬 王华金 焦拥军 冷贵君 卢毅力 曾忠秀 张晓华 《中国核电》 2017年第4期472-477,512,共7页

本文概述了中国核动力研究设计院(以下简称"核动力院")进行"华龙一号"反应堆及一回路系统自主创新的历程,介绍了主要研发内容和设计方案,包括堆芯设计、一回路系统设计、主设备设计、事故预防和缓解措施、安全分析... 本文概述了中国核动力研究设计院(以下简称"核动力院")进行"华龙一号"反应堆及一回路系统自主创新的历程,介绍了主要研发内容和设计方案,包括堆芯设计、一回路系统设计、主设备设计、事故预防和缓解措施、安全分析等,展示了"华龙一号"作为三代核电技术的安全性、经济性和先进性。 展开更多

关键词 华龙一号 反应堆一回路系统 三代核电技术

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华龙一号反应堆堆腔注水冷却系统设计与安全特性研究 被引量：6

2

作者 朱大欢 邓纯锐 +12 位作者 吴清 向清安 刘昌文 冷贵君 张明 侯丼强 张晓华 陈彬 关仲华 武铃珺 邹志强 王小吉 张震 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第A01期32-36,共5页

华龙一号反应堆采用堆腔注水冷却系统作为严重亊故的关键缓解措施,通过压力容器外部冷却实现熔融物压力容器内滞留(IVR)。针对系统的安全特性开展了深入的研究论证,包括严重亊故序列分析、熔融物失效迁移行为研究、临界热流密度(CHF)试... 华龙一号反应堆采用堆腔注水冷却系统作为严重亊故的关键缓解措施,通过压力容器外部冷却实现熔融物压力容器内滞留(IVR)。针对系统的安全特性开展了深入的研究论证,包括严重亊故序列分析、熔融物失效迁移行为研究、临界热流密度(CHF)试验以及基于CISER程序的热工有效性论证。结果表明,华龙一号堆腔注水冷却系统(CIS)具有足够安全裕量,在严重亊故下可保证压力容器的完整性。 展开更多

关键词 熔融物堆内滞留 严重亊故 临界热流密度 华龙一号(hpr1000)反应堆

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首台“华龙一号”反应堆压力容器制造质量监督的研究与应用 被引量：6

3

作者 马培锋 《电焊机》 2019年第8期127-134,共8页

“华龙一号”是“一带一路”倡议中的中国名片,也是核电发展的中流砥柱、战略任务。反应堆压力容器是核电站的心脏,起着固定和包容堆内构件及堆芯的作用,是防止放射性物质外逸的第二道屏障。“华龙一号”反应堆压力容器采用全新堆芯结构... “华龙一号”是“一带一路”倡议中的中国名片,也是核电发展的中流砥柱、战略任务。反应堆压力容器是核电站的心脏,起着固定和包容堆内构件及堆芯的作用,是防止放射性物质外逸的第二道屏障。“华龙一号”反应堆压力容器采用全新堆芯结构,其制造技术标准更高、工艺难度更大、进度压力最大、质量风险最高。对首台“华龙一号”反应堆压力容器制造过程实施了全域、深入、改进的加强版质量监督,八措并举,创造了国内外百万千瓦级核电机组压力容器关键路径零缺陷的“华龙”质量和制造周期世界最短的“华龙”速度。 展开更多

关键词 华龙一号 反应堆压力容器 质量监督 质量 进度

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“华龙一号”反应堆及一回路系统设计优化改进 被引量：5

4

作者 崔怀明 王明利 +3 位作者 王亚曦 周金满 黄代顺 杨敏 《中国核电》 2021年第2期157-167,共11页

本文对福建漳州核电厂1号、2号机组“华龙一号”反应堆及一回路系统与相关系统设计方案相对于“华龙一号”首堆示范工程实施的优化改进及论证分析进行了说明,其主要内容包括:反应堆堆芯设计优化改进、反应堆结构设计优化改进、一回路系... 本文对福建漳州核电厂1号、2号机组“华龙一号”反应堆及一回路系统与相关系统设计方案相对于“华龙一号”首堆示范工程实施的优化改进及论证分析进行了说明,其主要内容包括:反应堆堆芯设计优化改进、反应堆结构设计优化改进、一回路系统及其设备优化改进、相关仪控系统优化改进、相关安全系统优化改进等。通过以上优化改进措施,在确保安全性的前提下,使得福建漳州核电厂1号、2号机组反应堆热功率从“华龙一号”首堆示范工程的3050 MW提升到3180 MW,机组额定电功率从1161 MW提升至1212 MW。结合本工程其他它设计改进,使得“华龙一号”漳州项目建造比投资降低约3%,进一步提升了“华龙一号”的经济性和竞争力。最后,本文提出后续优化的方向和技术路线,为“华龙一号”持续优化提供参考建议。 展开更多

关键词 “华龙一号” 技术融合 反应堆 一回路系统 设计优化改进

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福清核电厂5^(#)、6^(#)机组反应堆保护系统的设计 被引量：1

5

作者 刘宏春 冯威 +4 位作者 李谢晋 贺理 陈鹏 王淼 丁书华 《自动化仪表》 CAS 2023年第6期36-41,47,共7页

反应堆保护系统是核电厂应对预期运行事件或设计基准事故而设置的重要安全级仪控系统。为满足“华龙一号”三代核电高安全性目标的设计要求,需要对反应堆保护系统的功能性能进行提升。以“华龙一号”示范工程福清核电厂5#、6#机组为研... 反应堆保护系统是核电厂应对预期运行事件或设计基准事故而设置的重要安全级仪控系统。为满足“华龙一号”三代核电高安全性目标的设计要求,需要对反应堆保护系统的功能性能进行提升。以“华龙一号”示范工程福清核电厂5#、6#机组为研究对象,通过充分考虑保护系统设计准则要求并基于事故分析结论,提出了更具高可靠性和全面保护功能特征的反应堆保护系统设计方案。详细介绍了系统自动保护功能的设计、系统结构设计以及系统健康管理等内容,并对系统拒动率进行了定量分析。分析结果表明,系统总体拒动率不高于5.0×10^(-7)/指令,达到了国际主流三代核电的可靠性水平。该研究成果可为后续核电厂的反应堆保护系统设计或优化提供借鉴。 展开更多

关键词 核电厂 华龙一号 安全级分布式控制系统 反应堆保护系统 共因故障 可靠性 定期试验

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华龙一号“177堆芯”特点分析 被引量：2

6

作者 李冬生 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2022年第3期28-32,共5页

华龙一号(HPR1000)压水堆核电厂最显著的技术特征是反应堆采用由177个燃料组件构成的堆芯(简称“177堆芯”),具有完全的自主知识产权。为深入分析其特点,本文介绍了“177堆芯”的主要技术特征,并在燃料组件及控制棒组件数目方面与157个... 华龙一号(HPR1000)压水堆核电厂最显著的技术特征是反应堆采用由177个燃料组件构成的堆芯(简称“177堆芯”),具有完全的自主知识产权。为深入分析其特点,本文介绍了“177堆芯”的主要技术特征,并在燃料组件及控制棒组件数目方面与157个燃料组件构成的堆芯(简称“157堆芯”)进行了对比分析;对2种典型反应堆堆芯(“177-A堆芯”与“177-B堆芯”)装载方案的异同进行了叙述和评价。结果表明,与“157堆芯”相比,“177堆芯”在安全性和经济性方面更有优势;2种典型堆芯的首循环装载布置各有所长,在可燃毒物选材上,“177-B堆芯”优于“177-A堆芯”。最后,从取消堆芯中央位置控制棒组件、设置堆芯径向金属反射层、实施无中子源启动、分批装载自主化燃料组件以及优化堆芯活性段长度等5个方面给出了HPR1000反应堆堆芯的优化建议。 展开更多

关键词 华龙一号(hpr1000) 反应堆堆芯 燃料组件 控制棒组件 可燃毒物

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“华龙一号”机组大修期间反应堆厂房多源射线探伤辐射风险控制

7

作者 徐卓群 江致远 田秋鑫 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2023年第S01期44-51,共8页

射线探伤是各核电厂应用广泛的无损检测手段之一,由于使用的放射源活度较高,若探伤操作或管理不当,可能引发辐射事件或辐射事故。基于“华龙一号”机组设计布局与首修实践,秉持反应堆厂房多源探伤分区管控理念,创新设计“三段式”代码,... 射线探伤是各核电厂应用广泛的无损检测手段之一,由于使用的放射源活度较高,若探伤操作或管理不当,可能引发辐射事件或辐射事故。基于“华龙一号”机组设计布局与首修实践,秉持反应堆厂房多源探伤分区管控理念,创新设计“三段式”代码,结合自主研发判定逻辑,保障“华龙一号”机组大修期间反应堆厂房多源探伤安全高效实施,完善国内外辐射防护领域管控体系,为国内外同类型机组提供借鉴与参考。 展开更多

关键词 华龙一号 大修 反应堆厂房 多源射线探伤 辐射安全管理

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基于NASPIC的反应堆保护系统数字化旁通设计研究

8

作者 姜静 何玉鹏 +3 位作者 臧锴钰 贾小东 关朦朦 彭浩 《仪器仪表用户》 2023年第10期17-20,共4页

旁通是对反应堆保护系统进行维修和试验的重要手段,可在反应堆正常运行的情况下,根据实际需求将通道或重要仪表参数退出运行,以支持定期试验、设备维修、仪表校验等应用场景。目前,华龙一号核电厂反应堆保护系统设计为拨动开关发出旁通... 旁通是对反应堆保护系统进行维修和试验的重要手段,可在反应堆正常运行的情况下,根据实际需求将通道或重要仪表参数退出运行,以支持定期试验、设备维修、仪表校验等应用场景。目前,华龙一号核电厂反应堆保护系统设计为拨动开关发出旁通指令的开关量,由硬接线采集后,对应的信号质量位变为坏点,涉及的停堆和专设驱动逻辑退化。由于硬接线旁通信号数量庞大,不仅占据设备安装空间和信号通道,还存在维护不便等诸多问题。基于NASPIC平台的设备特性,充分发挥数字化系统的优势,提出一种全新的数字化旁通设计方案,不仅简化了设计、制造、维护的难度,节约了机柜安装空间,还提高了设备的集成度,对于后续华龙一号核电厂批量建设具有重要的借鉴意义。 展开更多

关键词 华龙一号 反应堆保护系统 数字化 旁通 安全显示单元

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“华龙一号”反应堆压力容器关键焊接技术 被引量：3

9

作者 邹国伟 王伟波 《电焊机》 2020年第12期65-73,I0006,共10页

核反应堆压力容器是核电站唯一不可更换的核心设备,承受高温、高压、强辐射,设计标准规格高、制造工艺难度大、质量控制要求严,而关键焊接技术直接影响设备的质量及制造进度,不仅与核电站建设、运营的经济效益息息相关,更是核安全的基石... 核反应堆压力容器是核电站唯一不可更换的核心设备,承受高温、高压、强辐射,设计标准规格高、制造工艺难度大、质量控制要求严,而关键焊接技术直接影响设备的质量及制造进度,不仅与核电站建设、运营的经济效益息息相关,更是核安全的基石,甚至影响国家安全。通过对“华龙一号”RPV关键焊接技术的特点及典型质量问题的分析,对焊接工艺、技术的研究,优化以及工程实践,显著提升了“华龙一号”RPV的焊接质量,同时大幅缩短制造工期、节约工程成本,对后续“华龙”RPV的制造提供了宝贵的技术积累和工程经验。 展开更多

关键词 华龙一号 反应堆压力容器 焊接技术 工艺优化 质量

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“华龙一号”压力容器的设计改进和优化 被引量：2

10

作者 许利民 《核安全》 2019年第1期58-65,共8页

"华龙一号"是我国自主研发的具有完全自主知识产权的第三代压水堆核电站。"华龙一号"反应堆压力容器在M310基础上进行了更进一步的设计改进和优化,避免发生泄漏导致冷却剂丧失和堆芯裸露的可能性,确保华龙一号压力... "华龙一号"是我国自主研发的具有完全自主知识产权的第三代压水堆核电站。"华龙一号"反应堆压力容器在M310基础上进行了更进一步的设计改进和优化,避免发生泄漏导致冷却剂丧失和堆芯裸露的可能性,确保华龙一号压力容器(RPV)的设计可靠,同时,为后续反应堆压力容器的设计提供宝贵的经验。 展开更多

关键词 华龙一号 压力容器 一体化堆顶 堆芯冷却监测:设计改进和优化

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华龙一号反应堆冷却剂系统抗震设计关键技术 被引量：1

11

作者 熊夫睿 沈平川 +2 位作者 王新军 叶献辉 张毅雄 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2022年第S01期83-91,共9页

华龙一号是满足三代核电技术指标要求的自主化百万千瓦压水堆核电机组,其抗震能力达到0.3g。为达到该抗震指标,对反应堆冷却剂系统在关键设备结构加强及优化、管道破前漏技术应用、抗震载荷分配精细化计算、抗震设计标准化、抗震裕度评... 华龙一号是满足三代核电技术指标要求的自主化百万千瓦压水堆核电机组,其抗震能力达到0.3g。为达到该抗震指标,对反应堆冷却剂系统在关键设备结构加强及优化、管道破前漏技术应用、抗震载荷分配精细化计算、抗震设计标准化、抗震裕度评价等方面开展了关键技术研究,建立了一套抗震能力提升的策略,完成了华龙一号反应堆冷却剂系统抗震优化和评估工作。相关技术已在华龙批量生产堆型中得以应用。 展开更多

关键词 华龙一号 反应堆冷却剂系统 抗震分析 载荷环境

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华龙一号堆内构件流致振动现场实测测点布置论证 被引量：2

12

作者 夏欣 喻丹萍 +4 位作者 罗英 马建中 李燕 李浩 黄宗仁 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第A01期55-58,共4页

为保证华龙一号堆内构件的结构完整性,在华龙一号首堆(福清核电厂5号机组)热态功能试验期间应对堆内构件的流致振动行为迚行现场实堆测量,开且需对现场实堆测量中涉及的实测测点布置迚行论证分析。本文将华龙一号堆内构件与M310堆型堆... 为保证华龙一号堆内构件的结构完整性,在华龙一号首堆(福清核电厂5号机组)热态功能试验期间应对堆内构件的流致振动行为迚行现场实堆测量,开且需对现场实堆测量中涉及的实测测点布置迚行论证分析。本文将华龙一号堆内构件与M310堆型堆内构件的结构和流场迚行了对比,得出需要布置测点的新结构位置以及相同结构的薄弱位置;通过对华龙一号堆内构件比例模型试验结果的分析,找出流致振动相对薄弱的结构,在实堆上重点布点测量薄弱结构,其余位置在实堆上考虑少量测点迚行验证性测量;对于以上提到的薄弱位置以及考虑到实堆感应器测点失校的可能性,适当地考虑测点的冗余。通过与同类核电厂流致振动测量的比较,结果表明,华龙一号确定的测量结构、测点布置合理,开且该测点布置斱案已在福清核电厂5号机组实施。 展开更多

关键词 华龙一号 堆内构件 流致振动 测点布置 论证

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华龙一号反应堆下腔室结构优化设计 被引量：1

13

作者 赵伟 李燕 +4 位作者 杜思佳 余志伟 夏欣 李浩 王尚武 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第2期112-116,共5页

在华龙一号反应堆结构设计中,为提高反应堆结构的安全性,将堆芯测量探测器从反应堆下腔室引出改为从反应堆压力容器顶盖引出,下腔室结构发生改变,影响了堆芯入口流场的均匀性,故需要重新设计下腔室搅混结构以使流场分布均匀。通过对比... 在华龙一号反应堆结构设计中,为提高反应堆结构的安全性,将堆芯测量探测器从反应堆下腔室引出改为从反应堆压力容器顶盖引出,下腔室结构发生改变,影响了堆芯入口流场的均匀性,故需要重新设计下腔室搅混结构以使流场分布均匀。通过对比百万千瓦级国产化二代改进型压水堆(CNP1000)、百万千瓦级先进非能动型压水堆(AP1000)及欧洲先进压水堆(EPR)3种堆型反应堆下腔室结构,结合华龙一号自身下腔室结构特点,借鉴其他堆型以及提出新型结构,共提出了4种结构优化方案,分别对不同方案进行建模幵利用计算流体力学(CFD)分析软件进行计算,从结构、制造、安装及流场分析等方面对4种新型下腔室搅混结构和CNP1000下腔室搅混结构进行对比分析,得出采用流量分配板结构的反应堆下腔室搅混结构为最优方案,其既能均匀搅混下腔室流场,又能使堆芯入口流量分配均匀。 展开更多

关键词 华龙一号 反应堆下腔室 结构优化 设计改进

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华龙一号核电机组主泵联锁逻辑研究 被引量：1

14

作者 徐涛 朱加良 +5 位作者 何鹏 陈学坤 杜茂 陈静 徐思捷 王雪梅 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2018年第A01期37-40,共4页

主泵是核电厂反应堆一回路系统的核心设备,其能否安全稳定运行关系到核电厂的核安全问题。华龙一号作为我国自主研发的第三代核电机组,其对反应堆一回路的安全性有着很高要求。本文针对华龙一号福清核电厂5&6号机组主泵的联锁控制逻... 主泵是核电厂反应堆一回路系统的核心设备,其能否安全稳定运行关系到核电厂的核安全问题。华龙一号作为我国自主研发的第三代核电机组,其对反应堆一回路的安全性有着很高要求。本文针对华龙一号福清核电厂5&6号机组主泵的联锁控制逻辑,结合以往核电厂运行经验,对该联锁控制逻辑是否满足华龙一号安全性设计需求的问题进行了分析研究。其意义在于消化吸收国外先进设计理念,总结经验,从而尽早实现主泵全面国产化目标。 展开更多

关键词 华龙一号 主泵 联锁逻辑 安全性

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华龙一号机组MSLB事故下反应堆安全性仿真分析 被引量：1

15

作者 王建 陈杰 +2 位作者 汤晨瑾 张功庆 谢成龙 《仪器仪表用户》 2021年第7期67-71,共5页

依托第三代核电机组华龙一号机组数据,对华龙一号机组热停堆工况下发生主蒸汽管线破口事故(Main Steam Line Break,MSLB)后的反应堆安全性进行了仿真分析,得到该故障工况下机组关键参数的瞬态特性。仿真结果表明:热停堆工况下,一回路硼... 依托第三代核电机组华龙一号机组数据,对华龙一号机组热停堆工况下发生主蒸汽管线破口事故(Main Steam Line Break,MSLB)后的反应堆安全性进行了仿真分析,得到该故障工况下机组关键参数的瞬态特性。仿真结果表明:热停堆工况下,一回路硼浓度较低时,发生主蒸汽管线破口事故,同时具有最高负反应性的一组控制棒组件卡在完全抽出的位置,堆芯将可能重返临界,通过一系列主要反应堆保护动作及专设安全设施动作后,反应堆最终停堆。 展开更多

关键词 华龙一号 主蒸汽管线破口 反应堆安全性 仿真分析

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第十一届中国核电技术发展高峰论坛

16

作者 《南方能源建设》编辑部 《南方能源建设》 2016年第3期131-137,共7页

为促进核电产业安全高效发展,加快落实中国核电“走出去”战略,由上海市核电办公室和中国能源建设集团广东省电力设计研究院有限公司（简称中国能建广东院）联合主办、中国核能行业协会和中国核工业勘测设计协会协办,诺本集团承办的第... 为促进核电产业安全高效发展,加快落实中国核电“走出去”战略,由上海市核电办公室和中国能源建设集团广东省电力设计研究院有限公司（简称中国能建广东院）联合主办、中国核能行业协会和中国核工业勘测设计协会协办,诺本集团承办的第十一届中国核电技术发展高峰论坛于2016年8月26日在中国能建广东院召开。本次论坛高屋建瓴地探讨了我国核电发展的实践与展望,强调了加强安全监管对助力核电发展的重要性,探索了加强协同创新和技术创新对推动核电产业实现新突破的重要作用,介绍了我国在建的多种堆型核电厂的最新技术特点及工程建设的进展情况,包括具有自主知识产权的三代技术“华龙一号”、我国先进快堆技术、国家科技重大专项高温气冷堆示范工程等,同时就核电装备智能制造应用及通过技术创新提高电站的经济效率等进行了深入地探讨,本次论坛对推动中国核电技术的发展具有重要的意义。 展开更多

关键词 核电高峰论坛 安全监管 华龙一号 AP1000 快堆 高温气冷堆 智能制造 技术创新

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“华龙一号”反应堆冷却剂系统调试研究与设计

17

作者 黄宗仁 赖建永 +2 位作者 刘昌文 赵禹 李海颖 《中国核电》 2020年第3期282-285,共4页

本文介绍了NNSA、IAEA和NRC对反应堆冷却剂系统调试的相关要求,结合NRC对首堆试验的要求和核电厂运行经验反馈,确定了华龙一号反应堆冷却剂系统调试设计的总体思路。接着,介绍了部件试验、系统试验和首堆试验的试验阶段和主要试验内容... 本文介绍了NNSA、IAEA和NRC对反应堆冷却剂系统调试的相关要求,结合NRC对首堆试验的要求和核电厂运行经验反馈,确定了华龙一号反应堆冷却剂系统调试设计的总体思路。接着,介绍了部件试验、系统试验和首堆试验的试验阶段和主要试验内容。通过实施以上试验,可以验证"华龙一号"反应堆冷却剂系统和部件的性能符合设计和安全要求。 展开更多

关键词 华龙一号 反应堆冷却剂系统 调试 研究与设计

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反应堆冷却剂系统流量测量试验研究与设计 被引量：3

18

作者 黄宗仁 王明利 李峰 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2021年第2期193-196,共4页

华龙一号(HPR1000)设置了反应堆冷却剂泵进出口压差表用于测量反应堆冷却剂系统(RCS系统)环路流量,取消了二代改进型核电机组设置的弯管流量计。环路流量测量方式的改变直接影响RCS系统流量测量试验的实施。通过研究主泵的运行特性和系... 华龙一号(HPR1000)设置了反应堆冷却剂泵进出口压差表用于测量反应堆冷却剂系统(RCS系统)环路流量,取消了二代改进型核电机组设置的弯管流量计。环路流量测量方式的改变直接影响RCS系统流量测量试验的实施。通过研究主泵的运行特性和系统的阻力特性,提出了基于主泵电功率测量RCS系统流量的试验方法。结合理论分析结果和工程实践经验,给出了反应堆冷却剂惰走流量试验的试验方法和验收准则。研究表明,主泵电功率法可以测量RCS系统的流量,反应堆冷却剂惰走流量可以通过主泵惰转过程的转速变化进行验证。 展开更多

关键词 华龙一号(hpr1000) 反应堆冷却剂系统(RCS) 流量测量试验 研究与设计

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华龙一号核电厂主管道直接测温技术应用研究 被引量：4

19

作者 朱加良 何正熙 +4 位作者 徐涛 杜茂 陈静 李小芬 陈学坤 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2018年第A01期75-78,共4页

传统核电厂(M310)采用旁路测量方式执行关键安全参数-反应堆冷却剂温度的测量,但该方式由于工艺回路复杂、主管道上接管数量多且维修难度大而不满足三代核电的要求。本文首先分析了热分层原理,然后总结出一种能适用于华龙一号核电厂的... 传统核电厂(M310)采用旁路测量方式执行关键安全参数-反应堆冷却剂温度的测量,但该方式由于工艺回路复杂、主管道上接管数量多且维修难度大而不满足三代核电的要求。本文首先分析了热分层原理,然后总结出一种能适用于华龙一号核电厂的主管道直接测温方案,其次从安全分析的角度对这种测温方案在华龙一号核电厂上的可应用性进行了论证。论证结果表明:主管道直接测温技术经特殊配置后可应用于华龙一号核电厂。 展开更多

关键词 M310 华龙一号核电厂 冷却剂温度测量 测温旁路 主管道直接测温

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华龙一号反应堆及一回路系统研制 被引量：2

20

作者 吴琳 许余 +3 位作者 曹锐 刘昌文 李朋洲 张知竹 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第A01期1-7,共7页

华龙一号反应堆及一回路系统是中国核动力研究设计院在现有压水堆核电厂科研、设计、制造、建设和运行经验的基础上,根据福岛核事故等经验反馈,借鉴国际先迚核电技术设计理念,遵循国际最高安全要求研収的具有完全自主知识产权的国际先... 华龙一号反应堆及一回路系统是中国核动力研究设计院在现有压水堆核电厂科研、设计、制造、建设和运行经验的基础上,根据福岛核事故等经验反馈,借鉴国际先迚核电技术设计理念,遵循国际最高安全要求研収的具有完全自主知识产权的国际先迚的三代百万千瓦压水堆核心系统,是华龙一号三代核电机型的'収动机'。本文概述了中国核动力研究设计院围绕'177堆芯'迚行华龙一号反应堆及一回路系统研制的历程,简要介绍了在反应堆技术方案、一回路系统设备设计和主要实验验证等方面开展的工作,展示了华龙一号'収动机'的先迚性、经济性和安全性。 展开更多

关键词 华龙一号 反应堆及一回路 “177堆芯”

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