红沿河核电厂反应堆保护系统定期试验方案设计

红沿河核电厂反应堆保护系统采用三菱的MELTAC安全级数字化仪控平台。在简介红沿河核电厂反应堆保护系统定期试验范围和原理的基础上,详细描述核电厂反应堆保护系统定期试验中的测量仪表通道试验、保护逻辑试验和输出信号及相关驱动器试验的设计方案,并对其特点进行分析。结果表明,红沿河核电厂反应堆保护系统定期试验实施方案充分利用了自动试验装置所带来的优势,扩大检测范围,在有效性、灵活性及便利性方面均有显著提高。     

二维三氧化钨纳米结构的合成及其在光电探测器中的应用

三氧化钨（WO₃）是制造晶体管和光电探测器的理想材料,虽然在WO₃纳米结构的生长方面已经完成了一些工作,但是制造足够长的理想型纳米线仍然是一个挑战。在众多的合成方法中,作者选择了化学气相沉积（CVD）方法合成WO₃纳米线,并对其在光电传感器中的应用进行了研究。影响WO₃纳米线成品率的主要因素是前体材料温度、基片位置、载气流速和生长持续时间。在合适的生长条件下生长的纳米线长度最长约为100 μm。这些WO₃纳米线可用来制造高性能的光电探测器,WO₃光电探测器具有灵敏度高、响应速度快、模块微型化等优良的器件性能,表明二维WO₃纳米线在光电探测器的制造中具有很大的优势。      

基于SCADE的反应堆中子倍增时间算法设计与验证

为实现反应堆装料至升功率期间对核裂变反应速率的密切监视,需对反应堆中子倍增时间进行正确稳定的测量。本文基于对中子注量率测量的统计特性分析,设计了一种适用于压水堆核仪表系统的倍增时间算法,并利用SCADE软件对实现了算法,同时在方家山核电工程2号机组上进行了堆上试验,试验验证了该算法的稳定性、及时性和有效性。因此,本研究设计的反应堆中子倍增时间算法能够应用于压水堆核仪表系统中子注量率测量信号的处理。      

智能化反应堆物理启动装置的数据采集板的设计

介绍了智能化反应堆启动装置的关键组成部分数据采集板的研制。重点是以μPSD3234A为核心器件的硬件设计，以及以USB通讯接口为核心的固件设计。     

“华龙一号”核仪表系统设备自主设计研究

“华龙一号”是我国自主设计的第三代核电技术。其核仪表系统设备中的二次仪表主要使用进口产品。为替代进口产品,以“华龙一号”为对象,开展了自主数字化核仪表系统设备设计。在设备设计中,围绕核仪表系统设备微弱信号测量的特点,运用电压频率转换、电流频率转换等测量技术,实现全光隔离的硬件架构,提高了数字化核仪表自身的抗电磁干扰能力。吸取国内外同类设备在设计和使用中的经验,集成了核电厂常用的反应性计算和反应堆失水事故计算功能,并研发了具备自动测试功能的移动服务单元。通过核安全级设备要求的基准试验、电磁兼容性试验、环境试验和地震试验,证明了该设备满足“华龙一号”核仪表系统设备的要求。该设备的研制可支撑我国核仪表系统设备的自主供货。     

皂市水库生态友好型优化调度

以水电站年发电量最大为优化目标,以满足由逐月频率法计算的水库下游适宜生态流量下限为约束条件,构建皂市水库生态友好型优化调度模型,并利用该模型选取典型年,采用动态规划法进行皂市水库常规调度与优化调度的发电效益对比以及优化调度与生态优化调度的发电效益对比研究。结果表明,总体平均而言,皂市水库优化调度比常规调度年发电量可增加1.8%,基于保障下游河段生态径流过程的皂市水库生态优化调度比优化调度年发电量减少0.95%。     

数字化核仪表系统样机堆上试验及验证

针对目前国内核电厂核仪表系统设备主要依赖进口的现状,设计研发了一套数字化核仪表系统样机,系统样机主要包括中子探测器组件、信号调理和处理样机以及信号监控设备。通过介绍样机在商用堆上的安装和试验情况,详细分析了反应堆启堆、升功率、满功率及降功率运行期间的试验数据。试验结果表明,中子探测器与信号调理和处理样机配合良好,整套系统样机运行稳定可靠。      

核电厂数字化仪控系统质量位设计原则研究

近年来核电厂因数字化仪控系统质量位设计问题导致多起核电厂误停堆、停机事件,严重影响核电厂的安全性和经济性.目前数字化仪控系统质量位设计并未形成统一的设计原则,电厂、机组、系统间的相关设计准则没有采用统一的准则,导致电厂技术人员对质量位设计的认识不足,对质量位变更改造工作也未能形成有效的设计指导,同时给机组的隐患排查带来诸多困难.针对该问题,首先提出了质量位的定义,介绍了数字化仪控系统质量位参与形式,然后阐述了核电厂数字化质量位设计的原则,最后通过福清核电现场工程应用实例验证提出设计原则的正确性。     

核电厂无源启动中子探测器选型与试验研究

为监测核电厂首循环装料、停堆以及启动过程中的堆芯状态,国内外核电厂一般在堆芯引入2个一次中子源组件,但一次中子源均为国外进口,存在进口受限的问题。为解决此问题,研究首循环取消一次中子源组件,采用燃料组件自发裂变产生的中子作为启动用中子源。燃料组件自发裂变产生的中子强度远低于一次中子源。针对以上情况,需在堆外采用更高灵敏度的探测器进行中子注量率的监测。本文在分析各种高灵敏度探测器基本原理的基础上,给出高灵敏度中子探测器的选型建议,并对其性能进行了试验验证,试验结果表明:3He正比计数管即使在γ剂量率大于0.1 Gy/h时,设置合适的甄别电压,也可以有效甄别γ噪声,试验验证的最大γ剂量率为1.0 Gy/h。