工程2（2016）79研究核能评论HPR 1000：先进的主动和被动安全压水堆Ji Xing*，Daiyong Song，Yuxiang Wu中国核电工程有限公司有限公司、邮编：100840ARt i clEINf oA b s tRAC t文章历史记录：2015年11月6日收到2016年3月4日修订2016年3月7日接受2016年3月31日在线发布保留字：HPR1000先进核动力反应堆HPR 1000是中国核工业集团公司研制的一种先进的核电站，具有主被动安全设计理念的显著特点一方面，它是基于现有压水堆核电厂成熟技术的进化设计;另一方面，它包含了先进的设计特征，包括装载CF 3燃料组件的177个燃料组件堆芯，主动和非主动安全系统，全面的严重事故预防和缓解措施，加强对外部事件的保护，提高应急响应能力。对非能动系统、反应堆堆芯和主要设备的关键创新改进进行了广泛的HPR1000的设计凭借其卓越的安全性和经济性，HPR 1000为国内和国际核电市场提供了一个优秀的实用解决方案© 2016 The Bottoms.由爱思唯尔有限公司代表中国工程院和高等教育出版社有限公司出版这是CCBY-NC-ND下的开放获取文章许可证（http：//creati v ecommons.org/licenses/by-nc-nd/4.0/）。1. 介绍利用核能发电始于20世纪50年代末，在20世纪50年代后半叶经历了几个阶段[1，2]。今天，核能占世界电力的11%核电站的设计按“发电”分类。在原型反应堆第一代轻水反应堆和第二代商用反应堆、第三代轻水反应堆（LWR）在燃料技术、热效率和安全系统方面都有了最新的改进[5，6]。第三代轻水反应堆最广泛接受的标准包含在两个文件中：美国电力研究所（EPRI）发布的先进轻水反应堆公用事业要求文件（URD）[7]和欧洲轻水反应堆核电厂要求。发电厂（欧元）[8]由欧洲公用事业的合作组织发布。URD和EUR为第三代核电厂（或先进核电厂）提供了全面的要求，包括安全设计、性能设计和经济竞争力的要求。第一批第三代核电厂，如AP1000和欧洲加压反应堆（EPR），自21世纪初以来已经部署，并将很快并网。2011年3月11日发生的福岛第一核电站事故引起了全世界对核电站安全性的关注。国际原子能机构（IAEA）、各国政府和核安全当局都发布了关于福岛事故教训的特别报告参考文献[9这些报告的重点是防止外部事件、应急电源和最终散热器的稳健性、乏燃料池的安全性、应急响应等领域。* 通讯作者。电子邮件地址：xingji@cnpe.cc†在某些情况下还提到了第三代+国家淘汰计划的概念（例如，参考文献[5]）;然而，在本文中，这些将不会与第三代区分开来，因为该术语http://dx.doi.org/10.1016/J.ENG.2016.01.0172095-8099/© 2016 THE COVERORS.由爱思唯尔有限公司代表中国工程院和高等教育出版社有限公司出版。这是CC BY-NC-ND许可证下的开放获取文章（http：//creati v ecommons.org/licenses/by-nc-nd/4.0/）。可在ScienceDirect工程杂志主页：www.elsevier.com/locate/eng80J. Xing等/工程2（2016）79多单元事故，以及应急设施的可居住性和可用性[13]。根据福岛的反馈，对现有核电站进行了安全检查或压力测试，参考文献[14此外，还考虑和讨论了新核电厂的安全要求，如西欧核监管协会（WENRA）起草的《新核电厂设计的安全》[17]上述文件中对新建核电厂的改进安全要求通常包括以下方面：修订和加强了纵深防御方法、对超设计基准事故（BDBA）（包括多重故障）的响应能力、实际消除大量放射性释放以缓解场外紧急情况，以及对内部和外部危险的防护此外，在国际核电工业中，还讨论了剩余风险和工厂自主期等概念。先进的核电站技术已被纳入主流，后福岛时代新核电站的核安全标准在这种背景下，中国核工业集团公司（CNNC）开发了进化型先进压水堆（PWR）HPR 1000。该设计充分利用了中国大型压水堆机组设计、调试和运行经验中成熟的技术，并引入了多项先进的设计特点，以满足最新的安全要求，并解决福岛事故的反馈。中国核工业集团公司在过去的20年里一直致力于发展先进的压水堆，其研发计划经历了三个阶段，分别以三个快速发展的型号为代表，称为CNP1000，CP1000和HPR1000。CNP1000的开发始于1999年，自2007年以来，CP1000在CNP1000的基础上进行了22项重大改进。HPR 1000的概念被提出作为第三代压水堆的最终解决方案，关键技术研究计划于2010年 1月启动在福岛核事故后，该项目加快了福岛反馈所引发的补充研究的步伐2013年4月，中国核能协会（CNEA）组织的专家组对HPR 1000的基本设计进行了审查。HPR 1000的首次部署是在福建省福清核电厂的5号和6号机组。2015年5月7日，在初步安全分析报告（PSAR）经过审查并获得NNSA颁发的施工许可证后，开始施工。2. 设计理念核电反应堆应确保的基本安全功能是：控制反应性、从堆芯和乏燃料中排走热量、限制放射性物质和控制操作排放以及限制意外释放。为了实现HPR 1000的这些安全功能，在所有安全相关活动中执行纵深防御概念，以确保它们符合重叠规定。对安全性有重要意义的结构、系统和组件应能够承受已识别的初始事件，并具有足够的鲁棒性;这可通过冗余、多样性和独立性等主被动安全设计是HPR 1000最显著的创新，也是满足多样性标准的典型例子。该设计不仅继承了成熟可靠的主动技术，而且还引入了被动系统作为在交流（AC）电源丢失的情况下主动系统主动和被动特性均用于保证紧急堆芯冷却、余热排出、熔融堆芯容器内滞留（IVR）和安全壳排热等安全功能（图1）。值得指出的是，无源系统的应用并不为降低有源系统的设计要求提供必须首先确保主动系统的可用性，并将被动系统作为备份。由于核电厂固有的安全特性，初始偏差不会造成重大的安全相关影响，也不会使核电厂达到安全状态。以下是几个典型的例子：反应堆堆芯设计为负反应性系数反馈;在断电的情况下，控制棒通过重力插入反应堆;只要保持反应堆冷却剂系统（RCS）的完整性，并且通过蒸汽发生器（SG）的第二侧移除热量，就可以在反应堆冷却剂福岛核事故后，切实消除大量放射性物质泄漏的目标为了将大泄漏频率控制在10 - 7/反应堆年以下为了进一步消除剩余风险，设计包括适当的措施和足够的裕度，以保护工厂免受超出设计基准的外部事件，如地震，洪水和大型商用飞机坠毁。通过提供移动水泵和移动柴油发电机，加强了应急能力。无源系统能够在储存水和专用电池充足的情况下运行72小时，这大大延长了工厂的自主期。由于HPR 1000是福岛事故后推出的新型号，其设计人员从事故中吸取了教训，并采取措施确保工厂HPR 1000的运行性能和经济目标Fig. 1. HPR 1000的主动和被动系统。红线-主动系统;绿线-被动系统; IRWST安全壳内换料储水箱。J. Xing等/工程2（2016）7981符合URD和EUR中的要求，如电厂可用性、设计寿命和换料周期。工厂的大部分先进技术的应用，如先漏后破（LBB）技术和一体化反应堆压力容器顶盖结构，也降低了建造和维护所需的成本和时间。HPR1000的开发是基于自主创新，从而拥有独立的知识产权。例如，堆芯设计为装载177个先进的CF 3燃料组件-这是一项了不起的成就，是通过CNNC多年的研究计划开发的。中国核工业集团公司还开发了核设计、热工水力设计和事故分析、设备和系统设计等创新设计软件。3. 技术特征表1给出了HPR 1000的总体参数，本节简要介绍了其主要技术特点：堆芯和燃料、RCS、工程安全特点、严重事故预防和缓解措施、建筑物和构筑物。3.1. 反应堆堆芯和燃料HPR 1000堆芯的热功率为3050 MW，平均线功率密度为173.8W·cm反应堆堆芯装有177个燃料组件，在增加输出功率的同时确保足够的热裕度。堆芯设计允许18个月的换料周期低泄漏加载模式，与延长换料周期的灵活性。CF3燃料组件由264根燃料棒组成，排列在17 × 17的支撑结构内。燃料棒包含UO2芯块或Gd2O3-UO2芯块.CF3采用了先进的铝合金包壳材料，并结合了格栅、喷管和导管的设计，具有优良的性能，适用于较长的换料周期。堆芯反应性和功率分布控制有三种独立的方法：钆（Gd2O3）毒物可燃吸收体、棒束控制组件（RCCA）和可溶硼吸收体。RCCA由24根控制棒组成，这些控制棒固定在星形接头上。控制棒中使用的吸收体材料为Ag-In-Cd合金或不锈钢。HPR1000的设计具有大于15%的热裕度，以提高安全性和操作性能。3.2. 反应堆冷却剂系统（RCS）HPR 1000的RCS是成熟的三环路设计，在全球范围内积累了丰富的运行经验。三个回路并联连接到反应堆压力容器（RPV），每个回路都包含一个SG和一个反应堆冷却剂泵（图1）。 2）的情况。一个电加热加压器连接到反应堆冷却剂回路之一。RPV、SG和稳压器的尺寸已经增加，以适应更大的功率，并提供更大的瞬变容差，从而降低非计划停堆的可能性。蒸汽发生器二次侧容积的增加也有助于在蒸汽发生器二次侧进水之前缓解蒸汽发生器管破裂（SGTR）事故的宽限时间，并延长了给水完全丧失事故的干化时间。反应堆压力容器的设计寿命延长到60年，控制材料中有害元素的含量，降低母材和焊接材料的零塑性转变起始参考温度（RTNDT），消除芯壳中的焊缝，并提供大的水隙。反应堆压力容器由低合金钢制成，内表面覆盖不锈钢覆层，以耐腐蚀。反应堆压力容器的主要部件由单件锻件加工而成，以减少焊接数量。采用先进的堆芯内仪表，消除了通过反应堆压力容器下封头的贯穿。ZH-65型蒸汽发生器用于HPR 1000，这是一个垂直的，倒U型管蒸汽发生器，在二次侧具有自然循环和整体水分分离装置。管子由耐腐蚀性能优异的Inconel 690合金制成，由管子支撑板（TSP）支撑，管子支撑板上的孔呈三叶形排列。与反应堆冷却剂接触的部件或者由耐腐蚀合金制成，或者由奥氏体不锈钢或铬镍铁合金包覆。稳压器的总自由容积为51m3，以限制负载瞬变期间的压力变化，并将RCS压力保持在设计限值内。过压保护由三个系列的先导式安全阀提供。设计了专用阀门，用于在发生严重事故时对RCS进行降压。RCS存量通过阀门排放到减压罐。每个回路中的反应堆冷却剂泵都是垂直的，单-表1HPR 1000的一般参数参数值反应堆热输出3050 MWth发电厂总输出~1170MWe发电厂净输出~1090MWe发电厂效率，净~36%工作模式基本负载和负载跟随工厂设计寿命60年工厂可用性目标≥ 90%换料周期18个月安全停堆地震（SSE）0.3g（g，重力常数）堆芯损坏频率（CDF）10大释放频率（LRF）10植物自主期72小时图2. 反应堆冷却剂系统（RCS）的三个回路。82J. Xing等/工程2（2016）79多级轴封离心泵，由风冷三相感应电机驱动。该泵安装有静止密封，能够在泵跳闸时保持泵轴的密封性，反应堆冷却剂管道采用整体锻造，并根据LBB概念进行设计。它消除了设计用于适应大型或双端破裂的动态效应的RCS部件、管道和支撑的需要。3.3. 安全专设采用工程安全特性来缓解设计基准事故（DBA），包括安全注入系统、辅助给水系统和安全壳喷淋系统（图3）。工程安全特征由冗余序列组成，以满足单一故障标准。通过将每列列车安排在物理上独立的建筑物中并由每个应急柴油发电机供电来确保独立性安注系统由两个主动子系统--中水头安注（MHSI）子系统和低水头安注（LHSI）子系统--和一个被动子系统--蓄能器注入子系统组成。安全壳内的换料水储存罐（IRWST）被采用作为注入的水源，这提供了对外部事件的保护，并且与将换料水储存罐放置在安全壳外的其他核电厂设计相比，在长期注入阶段无需切换水源MHSI和LHSI泵在冷却剂丧失事故（LOCA）后从IRWST中吸水，并注入含硼水 用于紧急堆芯冷却，以防止堆芯损坏。与现有核电厂相比，其结构的改进包括：①安全注入泵不与其他系统共用，以提高设备的可靠性和独立性;②注入压头降低，以降低SGTR的风险; ③硼注入罐和硼再循环回路被取消以实现系统简化。辅助给水系统向蒸汽发生器的二次侧提供应急给水由两个辅助给水池提供，两个辅助给水池配备2 × 50%电动泵（电动机可由应急柴油发电机驱动）和2 × 50%涡轮泵（涡轮机由蒸汽发生器产生泵的多样性提高了系统的鲁棒性。安全壳喷淋系统用于通过将安全壳压力和温度限制在设计限值内，并在LOCA或主蒸汽管线破裂（MSLB）事故期间对释放到安全壳内的蒸汽通过安全壳喷淋泵从IRWST中抽取喷淋水，并加入化学添加剂，以减少空气中的裂变产物（尤其是碘），并限制结构材料的腐蚀LHSI泵可作为安全壳喷淋泵的备用泵，确保长期喷淋的可靠性。3.4. 严重事故预防和缓解措施在HPR 1000设计中，针对可能发生的严重事故（图4），包括高压熔融堆芯喷射、氢气爆炸、基底熔穿和长期安全壳超压，采取了全面的预防和缓解措施设计还考虑了被视为现有核电厂薄弱点的特定BDBA的适当措施，如电站停电（SBO）。RCS的快速降压系统用于在严重事故期间快速降压RCS，以防止高压熔融堆芯燃料喷射，这将导致直接加热安全壳。该系统由两条冗余的平行排放管线组成，连接到稳压器圆顶上的喷嘴。每条管线都串联安装有一个闸阀和一个截止阀。反应堆压力容器高点放空系统的设计目的是在事故工况下从反应堆压力容器顶盖中排出不凝性气体，以避免不凝性气体对反应堆堆芯传热造成不利影响。腔注冷却系统（CIS）通过向反应堆压力容器壁与绝热层之间的空间注水，对反应堆压力容器下封头外表面进行冷却，以保持其完整性，实现熔融堆芯碎片的IVRCIS由主动子系统和被动子系统组成主动子系统包括两条平行的注入管线，每条管线通过泵从IRWST中取水，或从消防水中取水作为备用水源。非能动子系统依赖于位于安全壳内的高点水箱.在严重事故和主动子系统故障的情况下，隔离阀可以打开，水箱中的水将在重力作用下向下流动，以冷却反应堆压力容器的下封头二次侧非图三. 工程安全特性。MHSI-中水头安全注入; LHSI-低水头安全注入。见图4。超设计基准事故（BDBA）/严重事故预防和缓解措施。J. Xing等/工程2（2016）7983(PRS)在SBO和汽动辅助给水泵故障的情况下投入运行，以便以被动方式向SG的二次侧提供给水。PRS由分别连接到三个SG的三个列车组成。在蒸汽发生器二次侧和浸没在外部安全壳上部换热罐中的换热器之间储罐容量可维持PRS运行72 h。安全壳氢混合系统旨在将安全壳大气中的氢浓度降低至安全限值，以防止DBA期间的氢燃烧或严重事故期间的氢爆炸该系统由安装在安全壳内的33个被动自催化复合器组成，当氢气浓度达到阈值时，将自动非能动安全壳排热系统（PCS）旨在排出安全壳内的热量，以确保安全壳压力和温度在BDBA期间不会超过设计限值。安全壳内蒸汽和气体的高温混合物的热量将通过安装在安全壳内表面高处的热交换器管道中流动的水（或水-蒸汽）转移到安全壳外的热交换罐。安全壳的大气与热交换箱中的水之间的温度差，以及热交换箱与热交换器之间的高度差，是实现自然循环以移除安全壳热量的驱动力。换热罐中的水在达到饱和温度后被加热蒸发，热量最终消散到环境中。储罐存量满足严重事故后安全壳72小时被动排热的要求。安全壳过滤和通风系统是一种选择通过主动和有计划的排气，防止安全壳的压力超过其承载能力通风管道中的过滤设备用于尽可能减少放射性向环境的释放。为了防止预期瞬态无紧急停堆（ATWS）事件，应急硼注入系统设计用于向RCS提供快速硼化，以使反应堆堆芯进入亚临界状态。如果正常硼化系统不可用，则手动启动应急硼注入系统，向RCS注入足够的硼化水。如前所述，引入被动系统并不是降低主动系统可用性要求的借口。HPR 1000仍然提供多样化和可靠的电源，以确保工厂在大多数情况下的安全。在正常情况下，两个独立的厂外电源分别作为主电源和辅助电源。在厂外电源故障的情况下，两台柴油发电机（每个反应堆配备）和一台额外的柴油发电机（为工厂内的所有反应堆配备）将作为现场应急电源投入运行当发生SBO事故时，可依靠两台SBO柴油发电机使电厂进入安全停机状态。即使在上述所有电源都失去时，也可以使用移动柴油发电机作为临时电源。除了交流电源外，HPR 1000还具有不同电压的电池组以提供直流（DC）电源，包括两个独立的72小时电池组，专用于与无源系统相关的阀门、仪表和控制负载3.5. 建筑物HPR 1000 的 总 体 布 置 是 基 于 单 机 组 布 置 ， 可 分 为 核 岛（NI）、常规岛（CI）和电厂平衡（BOP）。 反应堆厂房位于核岛中心，周围是燃料厂房、电气厂房和两个安全厂房。其他建筑物位于外围，如核辅助建筑，入口建筑等（图1）。 5）。每个冗余的工程安全设施列被安排在不同的安全厂房中，两个安全厂房被放置在反应堆厂房的相对两侧，以实现完全的物理分离。这种设置最大限度地减少了由外部事件引起的共因故障的可能性。出于同样的原因，两个应急柴油发电机厂房也是分开的。NI建筑物的设计地震输入水平和垂直方向的峰值地面加速度均为0.3g（g，重力常数）。抗震能力通过建造用于支撑反应堆厂房、燃料厂房、电气厂房和安全厂房的整体基础筏板来提高。 还进行了地震裕度评估，以评估核电厂反应堆厂房、燃料厂房和电气厂房的混凝土屏蔽壳，以及安全厂房的完全物理隔离，实现了对大型商用飞机坠毁的保护结构、系统和组件图五、 核岛（NI）总平面布置图。NB-反应堆厂房; NF-燃料厂房; ND/NE-电气厂房; NL-安全厂房A; NR-安全厂房B; NX-核辅助厂房; NN-连接厂房; NU-应急柴油发电机厂房A; NV-应急柴油发电机厂房B; NA-通道厂房; NC-应急压缩机房; NG-反应堆厂房龙门架; NP-NI消防泵站; NH-SBO柴油发电机厂房。84J. Xing等/工程2（2016）79布置对安全重要的部件，以减少由外部和内部事件引起的火灾和爆炸的后果。NI设计中考虑了所有外部自然事件，包括地震、洪水、风、龙卷风、海啸和与场地相关的外部人为事件还研究了内部危险的可能性，如内部溢流、导弹、管道抖动、喷射或流体泄漏，并在NI设计中纳入了必要的规定核电厂的布置将放射性和非放射性设备分开，并为人员进入这些区域提供单独的通道。此外，这种布置提高了检查、维护和部件更换的便利性和效率，目的是使辐射暴露最小化。HPR 1000反应堆安全壳是位于普通筏上的双壁结构。内部安全壳是一个预应力钢筋混凝土结构（包括圆柱形壁和半球形圆顶） ，带 有防漏钢衬 里，设 计用于承受 事故条件（ 例如，LOCAs），并保留放射性裂变产物。 由于内部安全壳的自由体积较大（~ 87000 m3），因此提供了足够的裕度。对于内部安全壳的密封性要求，在DBA条件下，每24小时的泄漏率小于自由体积中所含气体的0.3%。外部安全壳是一个钢筋混凝土结构（包括圆柱形壁和浅球形圆顶），旨在抵御外部事件，如飞机坠毁，外部爆炸和导弹，以保护内部安全壳和内部结构和设备。外部安全壳也用作被动冷却系统水箱结构的一部分。三个热交换罐位于外表面上的相同高度处，并形成由外部安全壳支撑的环形结构。两个安全壳壁之间的环形空间通过通风系统保持轻微的负压，以收集可能从内部安全壳泄漏的气体，并在将其排放到环境中之前对其进行过滤。4. 实验验证HPR 1000作为先进压水堆的改进设计，是在成熟技术的基础上发展起来的。新的先进功能已通过实验成功评估和验证，以确保它们提高安全性和操作性能。CNNC几年来开展的实验活动非能动系统、反应堆堆芯和主设备的试验：CIS验证试验、PRS验证试验、PCS验证试验、反应堆液压整体试验、反应堆旁路流量试验、控制棒驱动管线（CRDL）抗震试验、反应堆下部压力通风混合试验、流致振动试验和SG设计验证试验。在CIS验证试验中，测量了主动和被动流动子系统的RPV外表面上试验切片为RPV半球下头部的半个切片，具有适当的缩放比例（图6）。安装了12个加热器块，每个加热器块覆盖7.5°角区域。在实验过程中，加热功率逐渐增加，直到沸腾危机发生。通过热电偶连续监测试验段外表面的温度，并通过热电偶信号的突然上升来识别沸腾危机。该测试提供了边界除热能力（即，CHF）作为角位置的函数，用于主动和被动流量子系统。外部冷却能力的特点是因此，获得了CHF，并证明了CIS用于IVR的有效性。PRS验证试验旨在验证PRS的排热能力和设计参数，并测试其自然循环稳定性和长期（72 h）运行能力。 PRS测试设施，称为ESPRIT（图。 7），具有全压和全高，体积为原型的1/62.5。ESPRIT的循环回路由汽水循环回路（包括模拟SG、换热器和补给罐）、安全壳外冷却池和排热系统、蒸汽排放系统以及其他辅助系统组成冷却池中的水被热交换器加热，导致池中的自然循环，最后通过蒸发将热量散发到环境中。在不同压力和功率条件下，对PRS的稳定工作能力进行了测试此外，在SBO事故场景下研究了PRS的瞬态性能。试验证明，无论汽动辅助给水泵是否可用，在SBO事故发生后，PRS都有能力消除衰变热72 h为了支持PCS设计和验证性能在单管试验装置和综合性能试验装置上分别进行了广泛的试验研究。 在见图6。 腔注入和冷却系统（CIS）试验设施。见图7。 二次侧（PRS）试验设施的非能动余热排出系统。J. Xing等/工程2（2016）7985通过单管试验，研究了单管内的传热机理，为换热器的设计提供了准确可靠的依据。在全压和全高设施（图8）上完成了综合性能试验并对关键设备的性能进行了试验结果表明：① PCS的排热能力能够保证，不受事故早期和长期的影响; ②PCS从启动到正常运行，排热能力下降，压力和温度波动较小，不会对系统安全构成威胁;③所研制的内换热器、分离器和排汽装置的性能满足设计要求。反应堆水力综合试验的目的是获得反应堆堆芯入口处的流量分布和反应堆部件的阻力系数，以验证反应堆热工水力设计。试验设备的直径按比例缩小为原型值的四分之一（图9），模拟燃料组件具有与原型相同的水力试验表明：①堆芯内流量分布比较均匀，归一化流量分布系数为见图8。非能动安全壳排热系统（PCS）综合性能试验设施。见图9。 反应堆水力综合试验设施。结果表明，在低泄漏燃料管理策略下，堆芯中心区的流量大于外区的流量，这与堆芯功率分布一致，有利于燃料组件的排热，堆芯各部件的压降测量结果可为堆芯和堆芯冷却剂泵的设计提供参考反应堆旁路流量试验包括控制棒导向管旁路流量试验、反应堆压力容器上封头旁路流量试验、堆芯折流板与筒体之间旁路流量试验以及出口接管泄漏流量试验，目的是研究旁路流量与反应堆压力容器不同内构件的几何形状、布置方式或水力特性之间的关系。试验模型是为上述每项试验设计的，与原型具有合理的比例。试验表明，测量的总旁路流量分数小于反应堆热工水力设计所用的设计限值6.5%CRDL是RCCA提升、插入和下降的通道，其抗震能力对反应堆安全至关重要。测试设备包括CRDL、多点冲击装置和支架。在地震试验中，CRDL的性能，落杆功能，和结构完整性在地震期间和地震后进行了调查。试验证明，CRDL满足抗0.3g输入地震荷载的设计要求。进行了反应堆下腔室混合试验，以获得各种条件下的下腔室混合因子试验设施由反应堆模型、三回路系统和测量系统组成。反应器模型与反应器水力积分试验中使用的模型相同。其中两个回路可以注入氯化钾（KCl）溶液。该测试提供了下部气室的平均混合因子和注入KCl溶液的每个回路的120°区域中的最大混合因子的平均值。流致振动试验旨在获得反应堆容器内构件的固有振动特性和流致振动响应，以验证反应堆容器内构件的结构设计。测试包括空气和静水中的固有振动特性测试，以及流致振动响应测试。根据流固耦合相似原理，采用1：5的缩尺比试验模型，试验工况几乎覆盖了所有可预测工况。试验结果表明，RVI的流激振动较小、稳定、随机。由于流致振动引起的应力远低于疲劳应力极限，因此预期在寿命期间不会发生高周疲劳损坏。在耐久性测试中，RVI在额定流量下连续运行50小时，在部件及其连接处没有发现松动或脱落。压紧弹簧的功能保持不变，岩心筒法兰上没有出现磨损或划痕。蒸汽发生器设计验证试验可分为TSP水力试验、湿气分离装置试验和蒸汽发生器传热管束流激振动试验。TSP液压试验的目的是通过测量流体在不同蒸汽压力、温度和质量流率下流过TSP时的压降来验证TSP的液压特性ZH-65型蒸汽发生器的水分分离装置由一级分离器和二级干燥器组成。该试验研究了干燥器的排水能力，热态下分离器和干燥器的流阻和水汽分离能力。此外，还测量了冲击作用下管的动态特性86J. Xing等/工程2（2016）79并对蒸汽发生器管束在全功率工况下的流激振动响应5. 结论作为中核集团开发的第三代压水堆设计，HPR 1000满足先进轻水堆的国际公用事业要求，以及日益严格的核法规和安全标准。它还考虑到了福岛事故的反馈。设计中采用了许多先进的设计特征，包括装有CF3燃料组件的177燃料组件堆芯、主动和被动安全设计理念、全面的严重事故预防和缓解措施、增强的外部事件防护设想了大型试验设施，并在其上进行了试验，以证明新的设计特征能够实现设计目标和功能，而不会对核电厂安全产生任何对福岛核事故后引起广泛关注和讨论的安全问题，如切实消除大量放射性泄漏、降低剩余风险、延长核电厂自主周期等，也进行了相应的改进。与我国现有的大多数压水堆核电厂相比，HPR1000核电厂在安全目标方面取得了巨大的改进甚至突破，两个重要的概率安全指标CDF和LRF降低了近两个数量级HPR1000符合中国政府在福岛核事故后制定的新核电站安全标准。与世界各地的其他第三代核电厂相比，HPR 1000通常提供等同的安全性和性能;但是，它在安全功能的多样性方面包括额外的实质性创新，这些创新显著提高了所有情况下必要安全功能的稳健性。此外，HPR 1000的经济竞争力、可施工性、可操作性和可维护性都可以得到保证，因为它综合利用了成熟的技术和设备，以及中国成熟的设备供应链。其卓越的安全性和性能设计以及经济竞争力使HPR 1000成为国内和国际市场上新核电厂的完美选择。值得注意的是，在设计经过各自核安全部门的审查和批准后，HPR 1000的国内和国际示范项目分别于2015年5月和8月开工建设。HPR1000的未来部署不仅有助于中国中长期核电发展计划，而且还可以满足国际市场的清洁能源需求。遵守道德操守准则Ji Xing、Daiyong Song和Yuxiang Wu声明他们没有利益冲突或财务冲突需要披露。命名法交流交流电ATWS预期瞬态无紧急停堆BDBA超出设计基准事故电厂BOP平衡堆芯损伤频率CHF临界热流密度CI常规岛CIS腔注入和冷却系统CNEA中国核能协会CNNC中国核工业集团公司CRDL控制棒驱动线DBA设计基准事故直流电EPRI电力研究所EUR欧洲公用事业对轻水堆核电厂的要求IAEA国际原子能机构IRWST安全壳内换料储水箱IVR容器内滞留LBB先漏后断LHSI低水头安全注入LOCA失水事故LRF大释放频率轻水堆MHSI中头安全注入MSLB主蒸汽管线破裂核岛NNSA国家核安全局NPP核电厂PCS非能动安全壳排热系统PRS二次侧非能动余热排出系统PSAR初步安全分析报告压水反应堆棒束控制组件反应堆冷却剂系统RPV反应堆压力容器RVI反应堆容器内部SBO电站停电SG蒸汽发生器SGTR蒸汽发生器管子破裂SSE安全停堆地震TSP管子支撑板先进轻水反应堆实用要求文件WENRA 西欧核管制者引用[1] 国际原子能机构[互联网]。维也纳：核能50年。[2015年8月13日]。可查阅：https ： //www.iaea. 或 g/About/Pol-icy/GC/GC48/Documents/gc48inf-4_ftn3.pdf。[2] 经合组织核能机构。今天的核能2nd ed. 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