脉冲堆控制保护系统设计

脉冲堆有手动、自动、方波和脉冲4种运行方式。对应每种运行方式,提供相应的测量通道并对重要参数进行指示和记录,使操纵员获得必要的信息。保护系统和联锁为反应堆安全运行提供保证。保护系统监测少数几种参数并对测量值进行处理和逻辑选通,以确保反应堆在事故工况时的安全。功率调节系统能实现:以恒定周期升功率和恒速降棒降功率。这样,在启堆或变功率运行时,操纵员只需板动定值开关,堆功率即能自动跟踪定值功率。     

“中国示范快堆项目”介绍

结合目前＂快堆＂升温的情况,简要介绍了＂中国示范快堆项目＂的拟选厂址情况,包括位置、气象和地质等。以期引起大家对快堆的商用进展情况的关注。     

示范快堆压力管设计与试验验证进展

<正>压力管由三通、支管和密封组件等组成,用于连接一回路钠泵出口与反应堆大栅板联箱,为冷钠提供流道。堆容器研发团队根据CFR600示范快堆整堆的功能、指标和工况,分解出压力管部件的功能、指标和工况,初步设计压力管方案图;根据压力管所受温度、载荷、介质、辐照等条件,选定材料开展压力管失效模式分析。开展压力管管路、密封组件设计,初定压力管三维模     

中国实验快堆保护系统可靠性评价

核电安全性始终是世界公众关注的焦点。目前概率安全评价已成为核电厂安全评价的标准方法之一,用概率论的方法对核电厂各个系统进行可靠性评价也已成为必不可少的分析手段。中国实验快堆是我国第一座池式钠冷快中子反应堆,其概率安全评价和可靠性评价对其安全运行具有重要意义。本文建立了中国实验快堆保护系统的故障树,并进行了定性和定量分析,计算得出了系统的不可用度,并进行重要度、敏感度和不确定度分析,对典型位置的部件进行共因评价。分析结果表明:由于多个冗余通道的设计,系统最小割集的发生概率分布比较均匀,该系统的设计是平衡的,不存在明显的薄弱环节,能够满足反应堆发生异常事件时的停堆要求。     

中国实验快堆换料系统的验证试验

介绍了中国实验快堆换料系统的验证试验。该试验以检查设备的性能、验证系统的工艺要求和验证换料监控系统为目的,为此建立了综合试验台架,并在台架上首次模拟实现了快堆换料系统的全自动换料操作,为即将开始的中国实验快堆的安装调试奠定了坚实的基础。     

快堆换料监控系统数据库功能的分析及实现

使用计算机对核反应堆换料过程进行监测,有利于增强换料运行的安全性和可靠性.核反应堆换料监控系统采用组态软件进行开发.由于系统较为复杂,需要记录大量数据,所以需要强大的数据库支持.本文对该系统需记录的数据进行了分析并给出了数据时时记录的解决方案.     

示范快堆核电站区域辐射监测系统设计方案分析

介绍了我国首座自主研发的示范快堆核电站区域辐射监测系统的初步设计,并与中国实验快堆及典型压水堆核电站区域辐射监测系统设计进行了对比,为施工设计提供理论依据。        

绵阳研究堆数字化保护系统的研制

采用3个监测通道、局部符合逻辑、2级三取二表决、现场可编程门阵列和微处理器2种并行技术研制了绵阳研究堆全数字化保护系统。对该系统的可靠性分析结果表明,任何单一故障的出现,都不会妨碍其执行安全保护功能,拒动概率小于10-5。经过4年多的运行证明该系统满足绵阳研究堆的使用要求。     

快堆燃料破损在线计算机监控系统的安装及调试

中国实验快堆燃料破损在线监测系统的计算机监控系统是快堆控制系统的组成部分,系统通过监测反应堆气腔内裂变产物比活度的变化,来判断在反应堆活性区是否存在燃料棒包壳破损,并按给定的报警阂值在控制室发出声光报警信号。整套系统包括：缓发中子数据采集及处理;堆芯覆盖气体γ放射性测控;堆芯覆盖气体放射性核素γ谱测量,谱数据和分析结果传输。共用1台上位工控机,I／O独立。系统的全部探测设备、控制计算机及其外设在328／3房间,通过屏蔽双绞线RS--485总线连接。     

RELAP5铅铋快堆模型拓展及验证

为研究铅铋快堆瞬态热工水力特性,对RELAP5程序进行二次开发,添加铅铋合金（LBE）物性模型和液态金属流动换热模型,并与NACIE-UP和CIRCE-ICE台架的实验结果进行对比。计算结果表明：NACIE-UP台架稳态流量和温度相对误差在2%以内,瞬态相对误差不超过5%,与其他系统程序CATHARE、ATHLET、RELAP5-3D、RELAP5/MOD3.3(modified)相比,本文程序的相对偏差不超过10%;CIRCE-ICE台架稳态流量和温度相对误差在2%以内,瞬态相对误差不超过10%。本文程序满足反应堆系统热工水力分析程序精度要求,可作为铅铋快堆安全分析的有效工具。     

六性协同设计方法在快堆蒸汽发生器事故保护系统中的应用探讨

本文以快堆CFR600蒸汽发生器事故保护系统为设计研究对象,将保护系统功能需求及设计实现与"六性"协同设计理念相结合,探讨了快堆蒸汽发生器事故保护系统联合设计思路,并提出了提高保护系统及配套设施可用性的关键措施等。在参考国内外快堆蒸汽发生器事故保护设施设计方案和国内快堆经验基础上,根据六性要求给出了CFR600蒸汽发生器事故保护系统及配套各功能模块系统功能需求和设计方案。研究表明:在复杂系统设计中采用六性与系统功能需求相融合的设计方法,可以规范系统设计程序和流程,明确系统功能模块之间的接口关系,降低系统设计风险,提高系统及相关配套设备部件的可追溯性,进而有助于提升系统与设备的可靠性、维修性、保障性、测试性、安全性及环境适应性。本文提出的方法论对于复杂系统工程各个单元功能模块设计具有借鉴指导意义。     

某快堆工程反应堆保护系统多样性改造分析

核安全法规HAF102要求,反应堆停堆手段必须由至少两个多样化且独立的系统组成。由于钠冷快堆的特殊性,在反应性控制方面只有控制棒控制这一种手段。针对此要求并综合考虑经济性、工程可行性等方面因素,某快堆工程反应堆保护系统设置了2套停堆保护系统以及1套非能动棒停堆装置。本文针对该保护系统的架构特点,考虑传感器多样性、停堆保护控制系统多样性、停堆断路器多样性三个方面,从必要性和可行性及经济性的角度分析,提出反应堆保护系统的多样性改造方向。     

中国实验快堆(CEFR)清洗系统的计算机监控系统

核技术应用研究所与中国实验快堆工程部合作的《中国实验快堆(CEFR)清洗系统的计算机监控系统》设计项目,现已完成控制系统的总体设计、硬件设计和软件框架设计、机械设计等,出版了《清洗系统的计算机监控系统硬件手册和配置说明书》、《控制系统设备材料清单》,并完成了与其他系统的接口设计,满足硬件采购要求。该项目的测控点达400多个信息点,包括热电偶、热电阻信号,4～20mA压力、流量信号,电动阀、调节阀的控制等。系统的工况界面、控制的实时性等设计良好。该系统的应用使我院的虚拟仪器技术在核测控领域得到很好的发展。中国实验快…     

铅基快堆RBEC-M燃耗库制作方法研究及验证

      提出了一套新的方法流程,用来处理和生成燃耗计算所需的数据。利用核数据处理程序NJOY处理评价数据库ENDF-B-Ⅶ.1生成33群的MATXS格式库,再根据具体问题中的材料信息,经截面处理程序MGGC处理得到相关核素的微观、宏观截面,经自编写的处理模块Triso对其进行格式转化、合并,最终得到提供给燃耗计算程序使用的ISOTXS库文件,其中一般核素以微观截面的形式表示,裂变产物以类似宏观截面的伪裂变产物形式表示。对铅冷快堆基准题900 MW RBEC-M进行了计算,采用REBUS-3进行燃耗计算,对比了结果中的有效增殖系数k_eff随燃耗的变化趋势、功率分布以及中子能谱,最终结果与参考报告较为符合,初步验证了这一系列燃耗库制作流程的可行性。      

熔盐快堆稳态核热耦合程序开发及验证

无慢化罐式堆芯结构的熔盐快堆(Molten Salt Fast Reactor,MSFR)中存在中子物理与热工水力的强耦合。应用耦合蒙特卡罗粒子输运程序OpenMC与计算流体力学软件OpenFOAM,建立了一套适用于熔盐快堆的三维稳态核热耦合计算程序。该程序基于python编程语言实现了OpenMC和OpenFOAM二者间的功率、燃料盐温度和密度分布等数据交互,可以获得堆芯内三维功率分布、中子通量密度分布、三维速度场和温度场分布。采用该耦合程序,建立了熔盐快堆的基准模型,研究了中子学区域划分数目和初始条件对keff、燃料盐速度和温度分布的影响。根据研究结果,推荐了一套合理的中子学区域划分方法与数目,表明了耦合程序设定的不同初始条件对keff结果无影响。最后,通过与熔盐快堆基准结果的对比验证了耦合程序的正确性,表明该程序适用于熔盐快堆的稳态核热耦合分析。     

5MW低功率堆控制保护系统

5MW低功率堆(5MW LPR)控制保护系统包括:反应堆核测量系统、反应堆保护系统,反应堆控制系统和主控制室等。本堆采用了国际或国内的标准结构形式,元器件和线路的选取注重可靠性和先进性,主要系统靠近标准化,在满足安全的条件下考虑了经济性和可用性。主控制室设计考虑了人因工程的要求,保证了反应堆运行环境等要求。     

HTR-10数字化保护系统的验证与确认

10MW高温气冷实验堆(HTR-10)验证与确认(VerificationandValidation,简称V&V)过程的特点是:和开发过程紧密配合,特别重视设计说明书的V&V、安全软件的V&V、系统功能的完整测试等环节。从而使数字化保护系统成功地通过安全审查并被批准应用于HTR-10上。