核电厂压水堆超温保护定值ΔT干扰探析

核电厂压水堆超温保护定值ΔT主要功能为防止发生偏离泡核沸腾,实现燃料包壳保护。本文描述核电厂ΔT定值信号波动大的故障,并通过对超温保护定值各个因变量的敏感度分析和仿真,对干扰源和被干扰对象进行定位。同时对波动现象及其原因采用排除分析法,确定电缆布局的设计缺陷为故障原因。之后给出了解决方案,并通过现场工程实施进行了验证,证明本方法的有效性和可行性。     

超温ΔT紧急停堆整定值优化研究

对超温ΔT停堆信号中的关键参数进行优化,通过功率运行控制棒组(RCCA)失控抽出事故分析对优化后的超温ΔT停堆信号进行验证研究,采用热工水力子通道分析程序和瞬态分析程序对超温ΔT整定值设定进行分析,新的整定值将对停堆时间、最小偏离泡核沸腾比(DNBR)和反应性引入速率限值方面产生影响.分析结果表明,优化后的整定值在保证反应堆安全裕量的前提下增加了运行裕量,提高了反应堆经济性并能满足反应堆安全运行的要求.     

CPR1000超温超功率保护通道精度计算及软件实现

确定反应堆保护系统参数整定值时,需考虑参数测量和处理的精确度。本文首先结合超温超功率ΔT保护计算原理及保护通道精度计算方法,对超温和超功率保护通道误差进行分析,给出系统功能设计和类结构设计,最后通过C＋＋进行软件实现精度计算的界面化操作。计算方法和软件已应用于CPR1000及相关改进项目中。     

用于核电厂数字化仪表控制系统优化设计的CATIA 2程序的改进

对压水堆核电厂瞬态仿真程序CATIA 2程序进行了改进,以满足核电厂数字化仪表控制系统优化设计工作的需要.主要的改进是在CATIA 2程序中,对ΔT保护通道引入了数字化采样模块模型及数字化处理时间步长,以及对ΔT保护通道所用的输入变量引入了采样时间步长,并针对数字化技术提出了一种新的超温ΔT定值方程模型.通过分析比较数值仿真的结果,表明所做的改进是合理和可行的.     

大亚湾核电站改进燃料管理中的超温和超功率ΔT紧急停堆整定值初步研究

加深燃耗和延长换料周期是提高核电站经济效益的手段之一。但燃耗加深后,偏离泡核沸腾比ＤＮＢＲ限制值将增大;长燃耗的堆芯装载布置使径向功率峰因子Ｆｘｙ上升、额定工况和事故工况下的最小ＤＮＢＲ大幅度下降。在大亚湾核电站改进燃料管理初步可行性研究中分析那些ＤＮＢＲ裕量较小的事故时,如沿用《广东核电站最终安全分析报告》ＦＳＡＲ中给出的超温和超功率保护定值进行计算,其计算结果不能满足ＤＮＢＲ安全限制准则。分析其原因,是由于ＤＮＢＲ准则值和Ｆｘｙ的改变,超温和超功率保护图也将随之变化,使原整定值不能满足安全要求。因此,需重新确定超温和超功率ΔＴ保护整定值。采用ＦＬＩＣＡⅢ程序和ＤＥＬＴＡＴ程序,对长燃耗条件下的超温和超功率ΔＴ整定值进行了初步研究,并将其结果应用于提棒事故分析,使该事故满足了ＤＮＢＲ安全准则。     

超温/超功率ΔT停堆响应时间测试分析

超温/超功率ΔT保护是压水堆电厂的重要保护功能,初步安全分析报告(Preliminary Safety Analysis Report,PSAR)技术规格书一章对其响应时间的测试有强制要求。基于IEEE388对保护系统响应时间测试的要求,根据超温/超功率ΔT保护的算法及标准设计方案,提出了AP1000超温/超功率ΔT保护响应时间的推荐测试参数,并重点分析了保护系统动态补偿对于响应时间测试的影响。分析发现动态补偿对于测量响应时间有一定的影响,为得到可信的、保守的测量结果,在进行超温/超功率ΔT停堆保护响应时间测试时,应该保留动态补偿环节。     

秦山核电二期工程反应堆超温△T和超功率△T保护定值设计

△T保护是反应堆上唯一的由多个测量量组成的多元函数保护定值通道.本文用FLLCA-Ⅲ、DELTAT、RETRAN-02及THEMIS程序对其进行了计算分析.分析中采用了对DNB偏于保守的初始条件,通过分析计算,确定了△T紧急停堆的最大整定值、现场整定值和补偿函数,最后进行了保护有效性验证.     

冷却剂流量降低停堆保护系统整定值分析

在确保反应堆安全的基础上 ,尽量扩大电厂的运行区域是反应堆停堆保护系统设计以及整定值确定的原则。本文通过对电网运行要求的分析 ,得到了恰希玛核电厂主泵低转速和一回路低流量停堆整定值 ,随后的安全验证表明了其对冷却剂流量降低事故保护的有效性     

核电厂运行规程整定值研究

核电厂运行规程与核电厂的安全运行密切相关,整定值内容作为运行规程的重要组成部分,其确定过程是运行规程开发技术的难点。针对示范工程非能动核电厂运行规程,对规程文件体系和整定值内容进行分析,结合核安全法规要求对规程整定值信息的功能、整定值结构进行研究,提出了确定运行规程整定值的系统性方法和总体流程。     

秦山第二核电厂蒸汽发生器液位控制系统PID参数整定

基于核电厂SimPort仿真平台构建了秦山第二核电厂I号机组蒸汽发生器液位控制系统仿真模型,在该仿真模型上进行了各种工况下的瞬态仿真实验和研究,获得了液位控制系统PID参数的整定值,其中液位控制器的Kp=4．25,T1=425s,TD=10s;流量控制器的KP=1．0,T1=13s。这些参数整定值与实际值基本一致,可供工程技术人员参考。     

大亚湾核电站18个月换料堆芯热工水力设计

大亚湾核电站从第九循环开始由年换料向18个月换料转换，使得原堆芯热工水力设计不再适用18个月换料的热工水力设计采用法马通新开发的临界热流密度（CHF）关系式－－FC关系式，并用全统计法代替原来的确定论方法确定DNBR设计限值。由于在过渡循环中AFA 2G和AFA 3G燃料组件混装，使混合堆芯的最小DNBR小于均匀堆芯的最小DNBR。本文确定了一个包络的混合堆芯DNBR亏损规律。并在此基础上得到了过渡循环和平衡循环的堆芯物理限值线。以及新的超温ΔT超功率ΔT保护定值。     

核电厂中间量程保护定值标定方法改进

基于目前中国改进型三环路压水堆（CPR1000）部分机组存在因中间量程电流饱和导致无法在48%额定功率（Pn）完成定值标定及核电厂大修经济性考虑，采用MCNP程序及核设计软件包SCIENCE，研究分析中间量程保护定值标定的新方法。分析结果表明，中间量程保护定值标定调整至30%Pn功率平台实施，采用改进方法标定的保护定值更接近于设计值。      

核电机组主变压器分侧差动保护误动缺陷原因分析及对策

通过对核电厂一起主变压器分侧差动保护误动缺陷的描述,阐述了主变压器分侧差动的原理,详细分析了故障原因,并针对故障原因在电流互感器选型、保护定值整定等方面提出了相应对策,为相关技术人员提供了类似缺陷的处理经验。     

AP1000△T超温/超功率保护的应用分析

本文通过研究AP1000基于数字技术的△T超温/超功率保护功能的实现方式,分析了该实现方式相对于其他△T超温/超功率保护功能的实现方式的主要改进,说明了这种保护功能具有简单、有效和能够扩大运行范围的优点,指出了需进一步研究的内容.     

钠冷快堆反应性意外引入事故时停堆保护研究

在反应堆系统中，当反应堆处于异常工况时，如果运行参数超出保护限值，则由保护系统触发相关保护动作，以保证反应堆的状态符合事故验收准则的要求。本文将通过Simulink建立钠冷快堆主要系统模型，在发生反应性意外引入事故时，借鉴快堆事故分析中预期瞬态无停堆保护（ATWS）的分析方法，基于相应保护参数的测量误差和数据处理过程对反应堆一回路的保护参数及其整定值进行研究,并确保钠冷快堆的状态在整个反应性引入事故过程中符合钠冷快堆的事故验收准则。仿真结果表明，当发生补偿棒失控提升5 s和10 s时，目前的堆芯出口钠温、功率、功率流量比等保护参数的整定值、信号测量延迟及落棒时间可取其他值。当补偿棒失控提升15 s时，只要保证保护参数整定值、相应参数的信号测量延迟及落棒时间能使反应堆在36.45 s前进入深度次临界都是可以的。     

钠冷快堆反应性意外引入事故时停堆保护研究

在反应堆系统中,当反应堆处于异常工况时,如果运行参数超出保护限值,则由保护系统触发相关保护动作,以保证反应堆的状态符合事故验收准则的要求。本文将通过Simulink建立钠冷快堆主要系统模型,在发生反应性意外引入事故时,借鉴快堆事故分析中预期瞬态无停堆保护(ATWS)的分析方法,基于相应保护参数的测量误差和数据处理过程对反应堆一回路的保护参数及其整定值进行研究,并确保钠冷快堆的状态在整个反应性引入事故过程中符合钠冷快堆的事故验收准则。仿真结果表明,当发生补偿棒失控提升5 s和10 s时,目前的堆芯出口钠温、功率、功率流量比等保护参数的整定值、信号测量延迟及落棒时间可取其他值。当补偿棒失控提升15 s时,只要保证保护参数整定值、相应参数的信号测量延迟及落棒时间能使反应堆在36.45 s前进入深度次临界都是可以的。     

田湾核电厂自动功率控制器(APC)功能分析

介绍了田湾核电厂自动功率控制器(APC)软硬件设计的主要特点,并对系统的原理和功能实现进行了详细分析,结果证明了田湾核电厂自动功率控制器(APC)系统工作的有效性和可靠性.为数字化自动功率控制器的国产化提供了思路.     

反应堆轴向功率分布控制和功率能力分析

介绍了采用低维等效原理和综合技术,研制成功的反应堆轴向功率分布控制和功率能力分析的计算程序。程序的计算精度满足工程设计要求。在秦山二期2×600MWe核电厂反应堆核设计中,用该程序完成了该反应堆负荷跟踪计算和各种典型的运行功率瞬态分析,确定了该反应堆的运行控制模式和轴向功率偏移的安全保护定值。     

停棒子系统与控制棒组操作范围监测试验

本文叙述了反应堆保护系统停棒与汽轮机降功率子系统的系统功能、保护参数和秦山核电站控制棒组插入监测器的设计与参数选择,确定了控制棒提升上极限值和在不同工况下棒插入低位、低-低位整定值,并在热态零功率条件下加以验证。试验证明参数选择是合理的,为功率运行阶段提供了数据。     

核电工程变压器过励磁能力研究

由于出口核电工程用变压器运行环境的特殊性(低频率、电压不稳定),目前国家标准中的过励磁曲线无法满足发电机变压器组保护整定值计算的需要,对发电机、变压器乃至核电厂的安全运行都有极大的隐患。文章进行变压器过励磁能力的计算分析,开展了硅钢片材料在频率变化时的性能测试,对比了过电压、降频率两种方式或两种条件同时变化的过励磁,得出了设计此类变压器和二次整定保护的一些建议。