CPR1000

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。

本项目围绕CCMS在CPR1000核电站的工程应用开展的一系列创新性研究，包括：事故后物理现象对LVSL测量影响分析，SOPCCMS闽值确定原则和分析方法；“强迫”不水位确定方法、缺省值实现方法、SOPLVSL使用简化方案、主泵自动停运系统、（CCMS装置简化等，填补了国内在此领域的空白。项目成果已应用于岭澳二期、辽宁红沿河、福建宁德、广东阳江、广西防城港等CPR1000核电厂，取得较大的安全效益、缘经济效益和社会效益。

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。

“华龙一号”是由我国自主研发的第三代百万千瓦级压水堆核电技术，已成为中国制造的“新名片”，核电“走出去”离不开中国核电制造装备产业链， 中广核工程公司总结 CPR1000 项目质量国际标杆建设和安全评价的成功经验，深入分析国内核电装备制造业质量管理、核安全文化建设的基础和提升难点，开发了一套核电设备产业链评估机制，持续提升质量管理和核安全文化建设水平，夯实“中国制造”基础，最终实现带动整个产业链“走出去”的战略目标。 质量管理体系在于解决人们应该怎么做的问题，但无法充分解决如何使人们那么做的问题。而核安全文化的核心则是通过使人形成“安全第一、质量第一”的态度和特性，并自发约束和规范个人的行为，解决如何使员工按照规定执行的问题。核电设备产业链评估机制，包括质量管理评估和核安全文化评估两套标准，两者相互补充，充分融合，从体系管理到核安全文化意识，实现对设备产业链供应商的全方位评估和推进提升。 通过建立和实施核电设备产业链评估机制，为工程公司在建核电项目顺利推进提供了保障，自身的质量管理水平得到大幅提升，全面掌握了核电设备产业链整体发展状况，取得了良好的效果。建立了一套设备产业链评估标准，在产业链形成争当标杆的良好学习氛围，为“走出去”

《压水堆核电厂失去厂外电源试验技术导则》是在福岛核事故后，核电厂厂用电源的可靠性以及压水堆核电厂失去厂外电源试验结果越来越受到重视的背景下。根据国家能源局文件“国能科技[2014]298 号”下达的 2014 年核电行业标准编制任务（能源 20140590），由中广核工程有限公司组织编制。主要规定压水堆核电厂失去厂外电源试验方面的内容，本标准适用于指导压水堆核电厂失去厂外电源调试的检查、试验和验收。本标准于 2017-4-1 发布（国家能源局 2017年第 7 号公告），于 2017-10-1 开始实施。 核电厂失去厂外电源试验是核电厂调试启动阶段重大专项试验之一。在本标准颁布之前，核电厂失去厂外电源试验的整体框架体系设置原则还未完全统一，造成试验体系存在差异，存在试验项目设置不完整的风险。为提高调试启动阶段对失去厂外电源事故工况验证的有效性、针对性及高效性，满足行业标准的适应性和深度要求，本标准结合 CPR1000、CNP1000、AP1000、EPR 项目核电工程实践经验和国内其他核电厂及国内电力行业的相关经验，同时考虑国外相关标准要求。结合目前国内现有压水堆核电厂失去厂外电源试验的技术体系，通过整合加提炼的形式框架完整、全面，能涵盖压水堆核电厂失去厂外电源试验的重点验收项目，达到验证设计功能的效用的试验技术导则。有效规范了压水堆核电失去厂外电源的试验整体框架，对指导压水堆核电厂在调试启动阶段相应的失电试验大纲及试验程序的编制具有积极意义。同时，压水堆核电厂失去厂外电源试验调试技术标准的统一，有利于核安全监管单位统一监督标准，进一步提高监督的有效性。此外，本标准在编制之初就已考虑三代技术的失去厂外电源试验的技术特点，使其具有更普遍的实际意义及用途。 本标准统一了核能行业内部失去厂外电源试验的内容，符合福岛后最新安全要求，为核安全监管提供了依据，指导了 CPR1000 以及 AP1000、EPR、华龙等三代核电、高温气冷堆、海洋核动力平台等先进核能技术的电气设计与试验策划实施，在颁布实施后的近 3 年时间里，在红沿河、防城港、阳江、宁德等各核电项目现场得到了有效应用，有效地保证了核电土建施工的工程质量，获得了良好的反响，并成功支撑国内核电技术“走出去”，使 CNPEC 专家赴芬兰提供技术服务，应用前景十分宽阔。

为了满足事故后堆芯冷却状态监测的需要，CPR1000核电站安装有堆芯冷却监测系统CCMS，用以监测堆芯出口冷却剂的过冷度Tsat和压力容器水位L VSL，状态导向法事故处理程序SOP使用这两个参数监测事故后堆芯的冷却状态，并根据堆芯冷却状态的恶化程度导向到不同的事故处理序列。本项目围绕CCMS的工程应用开展了一系列创新性研究：事故后物理现象对L VSL测量影响研究。对直接干扰CCMS测量的物理因素、影响动压损失的物理因素、影响静压损失的物理因素和压力容器顶盖内特殊现象等对L VSL测量的影响进行了量化分析研究。结合SOP事故处理策略，分析这些现象对事故处理进程的影响，确定L VSL阈值选取需要考虑的特定物理因素。SOP中Tsat和L VSL阈值论证。开发专用计算工具，对Tsat和L VSL的测量不确定度进行评定，在此基础上结合SOP的要求从保守的角度给出Tsat和L VSL阈值。建立模型论证Tsat和L VSL的关系，研究当L VSL测量失去根据Tsat参数给出“强迫”L VSL的确定方法。工程应用方面。提出一种新的CCMS主泵状态信号选取方案，解决了在某些特殊状态下因主泵状态与实际不符导致的L VSL计算错误的缺陷。提出一种新的数字化仪控系统缺省值实现方法，使CCMS能够在参数失效时给出“上次有效值”，确保SOP的顺利执行。工程优化方面。提出了根据换料大修后机组数据量化评价对L VSL测量影响的方法，以延长L VSL校验试验周期，提高机组的经济性。分析了未对压头损失系数重新校验的情况下，继续使用压力容器水位测量可能带来主泵延迟停运的风险。制定事故后主泵停运准则，消除主泵延迟停运的风险。提出使用ΔTsat代替主泵运行条件下L VSL参数进而简化SOP的技术方案，以彻底简化CCMS校验试验，节省大修工期。 本项目围绕堆芯冷却监测系统在CPR1000核电站的工程应用开展了一系列创新性研究，解决了一系列重大技术问题，提升了核电机组的安全水平。该项目已获发明专利授权6项，软件著作权1项，发表论文10余篇。本项目成果填补了国内在此领域的空白，项目成果已应用于岭澳二期、辽宁红沿河、福建宁德、广东阳江、广西防城港等CPR1000核电厂，取得较大的经济效益和社会效益。

本项目研究解决了AP1000、CPR1000、EPR、CAP1400及华龙1号等项目汽轮机焊接空心叶片的多项难题，掌握关键核心技术。通过对叶片热压成形多场耦合分析、叶片焊接有限元模拟技术分析、叶片精确成形制备技术研究、装焊精控技术研究、叶片热压模具设计及工艺开发、叶片装焊工装夹具设计及工艺开发等方面进行了大量试验研究，完成了多项技术创新，完全掌握了空心叶片的热压成形、激光立体切边、精密组配与焊接等关键技术，尤其是提出了热压成形自适应回弹补偿机制及应力均布且变形最优的20段分段跳焊法，对空心叶片的制造及质量控制提供了强大的技术支撑。 已完成核电空心叶片制造技术研究涉及的各项工艺试验、技术攻关和技术准备任务，研制了专用成形模具、焊接工装、检测量具等成套装备。