核仪表系统中间量程闪发尖峰电流问题分析与处理

红沿河核电厂1号机组首次启动过程中,核仪表系统(RPN)中间量程通道闪发异常电流导致反应堆停堆。通过对中间量程通道工作原理分析和现场故障排查,并进行模拟实验,确定故障根源为中间量程通道的量程切换处理过程存在缺陷,制定并实施了基于参数优化的解决方案。     

RPN中间量程电流量程切换问题的研究

针对核仪表系统（RPN ）中间量程电流量程切换过程容易出现尖峰电流触发意外停堆的问题,提出了一种软件解决方案。大量的工厂测试及现场测试表明,优化后的软件可以有效避免量程切换过程出现电流尖峰,量程切换过渡平滑稳定,系统稳定性显著提高。该方案已在多台核电机组实施,中间量程在不同的堆芯状态均能实现稳定输出,有效避免了尖峰电流触发反应堆意外停堆给电厂带来的经济损失。     

中间量程裂变室信号处理计算方法研究及验证

主要研究了一种用于堆外核测系统中间量程信号处理的逻辑算法,可实现裂变室输出的计数率信号和均方电压信号的修正和自动切换,并最终将裂变室输出信号转换为反应堆功率指示信号。本研究方法在国产化堆外核测系统堆上试验中进行应用与验证,输出信号可真实反映反应堆功率水平。本方法和试验结果可为堆外核测中间量程裂变室在商用压水堆的应用提供技术参考。     

CARR堆启动辅助中子监测装置设计研究

针对中国先进研究堆(CARR)反应堆启动过程中源量程探测器盲区的问题,设计了反应堆启动辅助中子监测装置。在反应堆启动初期,通过在反射层内垂直孔道中增加中子监测装置,可解决堆外探测盲区的问题。通过反应堆启动试验验证了设计的合理性,取得良好的试验效果。试验结果表明,在堆启动初期,堆外探测器无法探测到堆内中子的变化,本装置可实现连续中子探测,并完成与堆外探测器的量程衔接。本装置解决了探测器盲区的问题,为反应堆安全运行提供了保障。     

反应堆硼和水补给系统硼酸箱安全液位相关的设计分析和改进

反应堆硼和水补给系统的硼酸贮存箱主要用于贮存向化学与容积控制系统等补给用的硼酸.其硼酸贮存量需要保证反应堆达到冷停堆时保持在次临界状态,最不利情况为从热备用返回冷停堆.设计将此容量作为硼酸箱的安全准则值.与M310的反应堆硼和水补给系统部分设备是两台机组共用不同,"华龙一号"为每台机组一个完整的反应堆硼和水系统.其安全...     

岭澳核电站2号机组一回路流量测量偏差分析及处理

针对岭澳核电站2号机组调试期间发生的二环路3台流量计指示全部超量程故障现象．从反应堆冷却剂流量测量原理入手．对一回路流量测量回路及现场实测数据进行了分析研究,并进行了多次现场试验及功率平台验证,指出二环路流量测量故障的根本原因是其对应弯管流量计的机械制造偏差．提出了对现有流量变送器的量程进行迁移并重新计算和整定相应测量回路参数作为临时解决措施．同时提出了在第一个换料大修期间更换适当量程的流量变送器作为永久解决方案。     

秦山第二核电厂中间量程保护设定值漂移和标定

商用核电厂中间量程探测器为反应堆提供升功率闭锁、低功率停堆以及非预期停堆3类保护控制信号。保护控制信号由中间量程测量的电流直接触发,然而在安全分析中是以反应堆的功率水平作为保护控制信号来进行分析的。中间量程电流与堆芯功率的对应关系受多种因素的影响可能发生变化,这种变化将导致中间量程功率保护设定值发生偏移。本文分析了保护设定值漂移的影响因素,提出了两种标定方法,给出了标定前后的相对偏差。     

RPN系统源量程闪发及改进措施研究

针对核电厂反应堆核仪表系统(RPN)源量程通道闪发异常计数,甚至触发停堆等严重制约机组上行的问题,研究闪发成因,给出针对性的改进措施。本文以中国广核集团B核电项目2、3号机组为依托项目,将提炼的良好实践在安装阶段予以实施,经调试启动至商业运行的长期验证,该机组完全未出现任何因RPN源量程闪发异常计数而影响机组上行的重大问题。     

堆外核测系统中间量程MSV模式设计与验证

堆外核测中间量程MSV模式,又称坎贝尔模式,通过测量裂变室输出中子脉冲信号统计涨落,实现高中子通量的量程覆盖。本文通过采用不同反应堆功率台阶测量探测器坪特性的堆上试验方法,对国产化CAP 1400堆外核测系统中间量程MSV模式进行试验验证。本文描述了系统设计、试验方法设计、测试数据,并进行了结果分析,验证了国产CAP 1400堆外核测系统中间量程MSV模式的可用性。     

瑞典专家警告：伊格纳林纳2号机组的关闭可能引发安全问题

【路透社旧金山2001年12月11日电】 美国核管会(NRC)于2001年12月11日确定了13座已经出现或怀疑出现小裂纹(这些小裂纹可能严重损坏电厂设备并导致反应堆长时间停堆修理)的反应堆。 在这13座反应堆中,已在3座反应堆中发现裂纹并进行了修理,2座还有待于检查,并没有迹象表明另外8座有裂纹。在杜克能源公司所属的南卡罗莱纳州的奥科尼2号和3号机组上发现了毛细裂纹,电厂运营者为此更换了反应堆容器封头。 佛罗里达州的克里斯特尔里弗3号机组上也发现了裂纹,并进行了焊接修补。 将检查密歇根州的科克2号机组和俄亥俄州的戴维斯贝瑟机组是否有…     

乌克兰的一座核反应堆停堆维修,另一座由于紧急情况停堆

【路透社基辅 1 999年 1 0月 1 8日电】　据乌克兰国家核控制管理局信息中心消息 ,乌克兰扎波罗热核电站 3号机组开始停堆进行计划维修 ,同时 ,赫梅利尼茨基核电站 1号机组由于紧急情况而与电网断开。1 0月 1 6日 ,赫梅利尼茨基核电站 1号机组的自动停堆紧急系统关闭了该反应堆 ,部分设备自动切换成由备用电源供电。根据初步结论 ,该机组是由于核电站外的输电线路受到破坏而导致自动停堆系统电力供应故障而关闭的。几小时之后 ,当设备的电力供应恢复后 ,该机组重新并入电网。这次事件没有影响到该电站内部和周围的辐射水平。在上周末 ,该机…     

二代加核电堆内构件实堆辐照监督结构研究

核电反应堆堆内构件在反应堆延寿分析中需考虑设备材料的辐照老化。目前国内尚无堆内构件材料的具体辐照数据,同时针对不同堆型及具体的机组,由于其运行使用也不尽相同,对于具体机组的辐照老化分析,还需考虑其具体的功率运行史,因此,为了较为准确地了解辐照老化对堆内构件使用的影响,本文提出了堆内构件实堆辐照监督结构方案。     

自动切换量程数字式功率表

自动切换量程数字式功率表,用于重水反应堆功率测量。曾在反应堆上连续运行考验六个月,证明性能符合要求。     

秦山第二核电厂安全厂用水系统D700止回阀不回座缺陷分析和处理

秦山第二核电厂3、4号机组安全厂用水系统DN700旋启式止回阀在机组运行期间,出现了不能自动回座的共性缺陷,并且故障频发,一度影响了系统的正常功能,对机组稳定运行造成了安全隐患。本文结合止回阀的结构对可能造成此缺陷的因素进行了一一分析,并找到了根本原因,最终顺利消除了此缺陷,保证了机组的安全运行。     

多模块高温气冷堆地震概率安全分析关键技术研究

高温气冷堆核电厂采取多个反应堆模块匹配1个汽轮机的设计方式,即1台高温气冷堆机组会包含多个反应堆模块,这使多个高温气冷堆模块在地震外部事件下存在明显的相关性,因此在利用概率风险分析方法来全面地识别和评价高温气冷堆的地震风险时,需要从机组的角度充分考虑和模化机组内多个反应堆模块间的相关性。高温气冷堆示范电站已完成了较为完整的单模块地震概率安全分析,本文将以该分析结果为基础梳理出高温气冷堆多模块地震概率安全分析的关键技术要素并进行研究,研究内容包括多模块事件序列建模和地震相关性失效评价等关键技术,并针对多模块高温气冷堆提出了应用策略。然后以双模块设计的高温气冷堆示范电站为对象,以地震导致丧失厂外电始发事件为代表,对多模块高温气冷堆地震概率安全分析进行了实例分析获得远低于概率安全目标的释放类频率,且分析得到了高温气冷堆多模块事件序列建模策略与地震相关性失效的评价路线可行这一重要结论。     

中国大亚湾核电站2号机组重新开机发电

中国大亚湾核电站2号机组在结束其首次换料停堆后,已于5月20日重新开机向广东省和香港供电。 在彻底检查期间,在原有53个控制棒组件的基础上,又增加了8个控制棒组件。这些控制棒组件可以调节反应堆功率水平。法国反应堆供应商法马通公司总裁DominiqueDegot先生说,这项工作进一步保证了反应堆可以随时停堆,并完全符合安全要求。 在该机组重新开机以前进行了严格的试     

宽量程中子监测技术

本文叙述了坎贝尔(Campbell)技术的原理,以及由此理论而发展起来的宽量程中子监测装置。并将此方法同一般的反应堆分区测量方法进行比较。仪器内由于采用选择器代替求和放大器,减小仪器各通道相互干扰和高功率非线性。最后对该方法在堆测量中应用前景进行讨论。     

汽轮机跳闸反应堆不停堆试验瞬态分析与设计优化

田湾核电站一期工程2台机组在调试期间共进行了8次汽轮机跳闸反应堆不停堆试验,由于首次采用混合式2号低压加热器及全数字化仪控系统,试验阶段发现了一些问题并进行了设计优化。本文重点介绍了田湾核电站1号机组100%FP功率平台的汽轮机跳闸反应堆不停堆试验情况,包括试验目的,验收准则和试验的实施;详细分析了试验过程中瞬态现象及调节系统的响应情况;综合分析了1、2号机组历次停机试验发现的问题及设计优化方案。     

启动前功率量程刻度系数的算法优化和应用

压水堆核电厂的设计中,RPN系统功率量程是监测核功率和轴向功率偏差△I的直接途径,功率量程刻度系数是保证监测结果准确性的重要参数。由于功率量程的核功率和轴向功率偏差示值直接参与反应堆的在线保护和控制,对启动前功率量程刻度系数的设定需要仔细地考虑。文章对常规刻度系数算法进行分析,指出算法中存在的不足之处及应用上的局限性,并应用修正方案对算法进行优化,经过实践验证,新的刻度系数计算方法能更好地满足机组现场需求,具有很好的推广意义。     

日本岛根核电厂2003年度运行报告

【日本《每日新闻》2004年5月2日报道】日本中国电力公司最近向岛根县汇报了岛根核电厂2003年度的运行实绩。2003年4月,岛根2号机组(820 MW)反应堆堆芯围板出现裂纹,并连续发生数起故障,因此,其2003年度的设备利用率仅为66.5%,是1989年开始运营以来的最低值。1号机组(460 MW)2003年度的设备利用率为72.1%。中国电力公司称,2号机组2003年度停堆时间长达122天。在从2003年4月开始的定期检修期间,工作人员发现反应堆堆芯围板出现了裂纹,2004年3月,又发生了反应堆安全壳一回路冷却水泄露事故,致使约40多天的发电计划未能实现。1号机组在定期检…