机械补偿模式下堆外核测测量结果修正

AP1000采用机械补偿模式在负荷跟踪过程中对堆芯反应性和功率分布进行控制，在机械补偿模式下，由于机械补偿控制棒的移动，堆芯中子注量率分布发生变化，从而改变了堆芯功率及其分布，作为反应堆保护重要参数的堆外核测测量结果无法满足停堆保护的要求。本文主要介绍了堆外核测堆芯轴向功率偏差的测量方法及其在确定反应堆超温和超功率停堆保护整定值中的作用，分析了采用堆外核测功率量程探测器测量轴向功率偏差在机械补偿模式下受到的影响，提出一种修正测量结果的方法。     

池式钠冷快堆核测量保护参数的研究

反应堆保护系统中,核测量保护参数是至关重要的保护参数之一,选用不同的核测量保护参数有着较为不同的保护效果和堆的安全特性。为了研究示范快堆核测量保护参数的设置方案,本文对若干压水堆和现有快堆的核测量保护参数进行了调研分析,同时,基于matlab软件平台对池式钠冷快堆的堆芯进行了仿真建模,并对几种典型的反应性引入事故工况进行了安全分析。依据分析结果,针对池式钠冷快堆提出了采用全量程通量高保护以及低功率下,反应堆短周期报警的保护方案。最终结论可以为池式钠冷快堆保护系统的设计和保护方案的设置提供一定的参考。     

某研究性反应堆堆外核测量系统改造设计

某研究性反应堆是以中国原子能科学研究院101研究堆为原型设计的重水反应堆,其堆外核测量系统是反应堆仪表控制系统的重要组成部分,该系统可实时监测反应堆堆芯外中子注量率并向功率调节系统、保护系统等提供必要的反应性信号。本文针对MHWRR运行特性和方式,阐述该反应堆堆外核测量系统的改造设计,详细介绍其系统组成与功能、系统设计、可靠性要求和设备改造及布置等内容。     

CEFR保护系统蒸汽发生器给水保护参数的研究

为了解决中国实验快堆在运行中遇到的由于蒸汽发生器给水流量或者压力波动导致反应堆误停堆的问题,本文通过建模、数学计算、实际数据分析比较等方法,对中国实验快堆保护系统在不同工况下蒸汽发生器给水保护的功能进行分析研究。在正常运行工况下,分析蒸汽发生器给水流量和压力的变化;在事故工况下,分析反应堆和蒸汽发生器的温度变化。结果显示,在工况变化时,保护系统的蒸汽发生器给水流量和压力保护参数比较容易发生波动而引起误停堆,在低功率时,即使蒸汽发生器给水保护失效也不会影响反应堆的安全,此时这两个保护参数可以加以运行旁通,保证了堆的可靠性,也不影响堆的安全,同时也为示范快堆保护参数选取提供参考。     

AP1000功率量程核测仪表冷却剂密度补偿算法研究

AP1000功率量程核测仪表基于堆芯外泄中子测量堆芯功率运行时的堆芯功率,堆外功率量程中子探测器由反应堆压力容器、堆内构件和下降段冷却剂进行屏蔽,在反应堆压力容器内外结构固定的情况下,功率量程探测器中子通量信号与下降段冷却剂密度相关,给测量结果带来偏差。给出一种密度补偿算法,对功率量程探测器中子通量信号因下降段冷却剂密度变化而引起的偏差进行补偿,以减少由其引起的测量误差。     

快堆DAS系统设置分析

反应堆中,多样性驱动系统DAS(Diverse Actuation System)的设计目的是减小设计中的"未能紧急停堆的预期瞬态"和共模故障可能引起的严重事故的概率。为了确定快堆DAS系统设置的必要性,对若干压水堆的典型DAS系统的结构和设计进行了调研,并对其功能和技术特点进行了归纳和对比。根据调研结果,同时分析了相关安全法规的要求,结合快堆自身的特点,得出的结论是:从应对软件共模故障的角度,快堆应设置DAS系统。对此,结合DAS系统的目的、范围和功能要求,得出快堆DAS系统的设计方案,包括DAS系统原理结构框图和建议的DAS系统保护参数,进而为示范快堆DAS系统设计提供参考。     

压水堆核电站RPR系统故障处理及缺陷分析

本文在阐述反应堆保护系统的功能、设备组成、功能结构的基础上,对秦山二期的反应堆保护系统的常规故障处理进行总结,对秦山地区反应堆保护系统停堆断路器的设计部分目前存在的风险点进行阐述,并针对该缺陷提出解决方案。     

安全级DCS与RPN源量程接口信号的改进及应用

随着核电厂数字化的发展,核仪表系统(Ex-core Nuclear Instrumentation System,简称RPN)[1,2]的控制和保护功能已在安全级分布式控制系统(SafetyDigitalControlSystem,简称安全级DCS)平台内实现。为了保证核仪表系统能够连续稳定地监视反应堆核功率,某核电厂调试期间,通过对安全级DCS与RPN系统接口的试验信号进行改进优化,避免了安全级DCS试验时误切除RPN系统源量程,消除了源量程探测器误触发非预期停堆保护信号的风险,保证了核电厂商运后的安全稳定运行。同时作为经验反馈,对RPN源量程投运和退出信号逻辑的原理进行了详细分析,为在运核电厂的数字化改造及三代核电技术的设计研究提供借鉴和思考。     

压水堆核电站核仪表系统典型故障分析与改进

本文对国内新建压水堆核电厂调试阶段核仪表系统(RPN)遇到的几个典型问题,包括引发反应堆非计划停堆的事件和试验不合格的事件进行了分析阐述;分析了核仪表系统引发非计划停堆以及设计接口不匹配的根本原因,并提出了相应的改进方案,对同类型的电厂具有一定的借鉴价值。     

核仪表系统源量程通道投入滞后问题分析

方家山核电1号机组104大修停堆过程中,当反应堆功率下降至热停堆状态后,由于中间量程通道电流较大,在进行硼化干预后共用了10小时40分钟P6信号才消失。相比以往核电站大修,P6信号消失滞后,导致源量程通道投入滞后。对反应堆运行而言,在低功率状态下,源量程通道计数率更能准确地反映核反应堆的状态,源量程通道投入滞后对监视反应堆状态是不利的。通过分析反应堆停堆及启堆前期堆芯物理状态变化、泄漏中子和γ变化、中间量程通道电流变化、P6信号出现或者消失时机变化以及引起源量程切除或者投入时机变化,最终得出中间量程补偿电压的不合理设置是导致源量程投入滞后问题的根本原因,并给出了两种调整中间量程探测器补偿电压的实施方案。     

AP1000反应堆冷却剂泵“3s供电”问题分析

针对AP1000核电技术中反应堆冷却剂泵因所采用的屏蔽泵转动惯量小、泵的惰走时间短,在汽轮机跳机后,如何保持反应堆冷却剂泵电机3s供电时间的问题,结合AP1000核电厂系统固有特点,分析了“孤岛运行”、“机组满功率运行”、“机组满功率运行＋ 500 kV外电网失去”、“机组满功率运行＋外电网失去”4种极限工况特点.根据电网稳定性和堆芯偏离核态沸腾仿真结果,分析了汽轮机跳机后的电气系统响应和反应堆冷却剂系统响应.研究结果表明,在汽轮机跳机后系统能满足反应堆冷却剂泵3s供电时间要求,以增加冷却剂强迫循环时间,实现安全停堆.     

核电厂控制棒驱动机构工作线圈温度场分析

控制棒驱动机构是核电厂反应堆的重要动作部件。根据反应堆控制棒控制系统的指令信号,对控制棒组件进行抽插或保持来实现反应堆启动、功率运行和停堆。通过控制棒驱动机构工作线圈有限元分析,提高浇注料平均导热系数,使得线圈传热得到明显改善,从而提高其安全可靠性,为控制棒驱动机构设计提供指导。     

浅析EOP规程在快堆事故规程体系的应用

事故规程作为核电厂规程体系的一部分,指导核电厂在事故工况下的工作,是将反应堆从事故状态引入安全状态的指导文件。本文介绍了目前核电厂常用的事故规程体系,论述了钠冷快堆事故规程体系的选取和完善方法。     

压水堆核电站循环冷却水泵齿轮箱传动设计研究

基于压水堆核电站,介绍了循环水泵用齿轮箱减速器的基本特点、国产化难点及国内发展概况.讨论了核电用齿轮箱的传动方案设计,涉及基本参数的确定、均载机构的设计、主要零件的选材与热处理等.最后展望核电用齿轮箱的发展前景.     

Application of the leak before break (LBB) concept to a heat exchanger in a nuclear power plant

The leak before break (LBB) concept is difficult to apply to a structure with a thin tube that is immersed in a water environment. A heat exchanger in a nuclear power plant is such a structure. The present paper addresses an application of the LBB concept to a heat exchanger in a nuclear power plant. The minimum leaked coolant amount (approximately 37.9liters) containing the radioactive material which can activate the radiation detector device installed in near the heat exchanger is assumed. A postulated initial flaw size that can not grow to a critical flaw size within the time period to activate the radiation detector is justified. In this case, the radiation detector can activate the warning signal caused by coolant leakage from initially postulated flaws of the heat exchanger. The nuclear plant can safely shutdown when this occurs. Since the postulated initial flaw size can not grow to the critical flaw size, the structural integrity of the heat exchanger is not impeded. Particularly the informational scenario presented in this paper discusses an actual nuclear plant.     

微弱光电信号检测电路设计

光电信号检测与采集电路的性能优劣,直接关系到粉尘浓度测量系统的准确度和精确度。在分析研究了光电检测基本原理和微弱信号检测影响因素的基础上,针对粉尘浓度测量系统中光信号的特点,通过采用差分式测量结构,提高光电探测器供电电源的稳定度,选用低噪声、响应快的运算放大器等措施,设计了一种噪声低、反应快、简单实用的微弱光信号检测电路,成功应用到了某粉尘浓度测量系统上。     

New measurement system for on line in core high-energy neutron flux monitoring in materials testing reactor conditions

Flux monitoring is of great interest for experimental studies in material testing reactors. Nowadays, only the thermal neutron flux can be monitored on line, e.g., using fission chambers or self-powered neutron detectors. In the framework of the Joint Instrumentation Laboratory between SCK-CEN and CEA, we have developed a fast neutron detector system (FNDS) capable of measuring on line the local high-energy neutron flux in fission reactor core and reflector locations. FNDS is based on fission chambers measurements in Campbelling mode. The system consists of two detectors, one detector being mainly sensitive to fast neutrons and the other one to thermal neutrons. On line data processing uses the CEA depletion code DARWIN in order to disentangle fast and thermal neutrons components, taking into account the isotopic evolution of the fissile deposit. The first results of FNDS experimental test in the BR2 reactor are presented in this paper. Several fission chambers have been irradiated up to a fluence of about 7 × 10(20) n∕cm(2). A good agreement (less than 10% discrepancy) was observed between FNDS fast flux estimation and reference flux measurement.     

Tribological problems in sodium-cooled nuclear power plants

Owing to a possible future shortage of uranium sodium-cooled fast breeder reactors are becoming important. Tribological processes in these facilities, especially in their nuclear components, are of special interest to reactor designers. However, reactor-specific operating conditions do not provide any parameters suitable for establishing reliable working tribosystems between the mating interfaces of contacting components. The friction and wear behaviour of materials has been extensively investigated under special reactor conditions. Work is being carried out on the equipment criteria characteristics of the frictional systems, the surface macroroughness and the chemical reactivity of liquid sodium. The current state of knowledge concerning the selection of materials, the interpretation of test data and engineering design is surveyed.     

A neural-network classifier of flaws for multifrequency Eddy-current tests of heat-exchange pipes

A neural-network classifier has been developed that evaluates the geometric characteristics of a detected flaw on the basis of the parameters of the corresponding multifrequency signals obtained via scheduled eddy-current tests conducted with a through-type probe. The classifier is intended for testing heat-exchange pipes in steam generators of a nuclear power plant with a water-moderated water-cooled power reactor. The representative library of signals required for the design was formed on the basis of theoretical and experimental data. The theoretical data were obtained in a numerical physical and mathematical model of the electromagnetic testing procedure implemented with the MagNum3D program for finite-element analysis. The experimental data were obtained through measurement of multifrequency eddy-current signals from test specimens with artificial flaws.     

反应堆空调冷冻水系统运行可靠性研究

为保证反应堆逆变电源的可靠运行，从优化设计的角度出发，通过对空调冷冻水系统制冷机组的异常停运现象进行分析，对空调冷冻水系统进行优化改进与运行试验验证，实现空调冷冻水系统制冷机组的稳定安全运行，并优化改进了空调冷冻水系统的运行可靠性，为反应堆逆变电源的安全可靠运行提供了保证。