重水堆核岛仪表管线故障分析和处理

中核运行三厂曾发生两次因为仪表管线泄漏导致的停堆事件。仪表管线在重水堆核电站中的作用是工艺参数的引压、取样,是属于压力边界的一部分。重水从仪表管线破损处向安全壳内泄漏,不但导致重水泄漏损失,还会导致安全壳内氚剂量上升,增加检修难度。所以,保证仪表管线的完整性,是重水堆电站需要关注的问题。     

钠冷快堆堆外核测量系统设计

核测量系统是核电厂仪控系统信息功能中最重要的测量系统之一,核测量系统从反应堆完全停堆到150%额定功率的范围内,对反应堆的换料、启动、功率运行、停堆等各种状态下的反应堆核功率、周期等参数进行监测,并向保护系统、控制室系统等提供相关参数,用于控制显示或保护。快堆的核测量系统与压水堆有较多不同,本文从快堆的特殊核物理现象,堆芯布置、探测器布置、探测孔道设置、探测器选型、量程覆盖设计等多个角度,对快堆核测量系统的设计进行对比研究分析,并结合实际工程设计,介绍快堆核测量系统的结构,探测器选型、数据处理的技术特点。     

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。     

核电厂中间量程探测器信号处理

对于核电厂运行,堆外核测仪表系统是一个至关重要的系统。中间量程使用裂变室探测器,在当前国内核电站的设计中,裂变室作为堆外核测仪表应用较少,相关经验欠缺。本文将对中间量程探测器的处理过程进行简要分析,通过分析明确其输入信号与输出功率之间的关系。     

核电厂专设安全系统仪表漂移特性统计分析

介绍核电厂安全相关仪表漂移特性的统计分析方法,通过对仪表漂移特性的研究,有利于评价其性能,确定最优的标定间隔,减少计划停堆次数和时间,提高机组容量系数,减少运行和维修成本。     

AP1000电站停堆保护详析

本文主要阐述了安全系统与非安全系统实现的安全停堆,完成安全停堆工况所要求的保护与安全监测系统以及非事故工况下维持安全停堆工况所需的最少系统。     

CANDU-6型重水堆停堆棒控制逻辑的故障分析与改进

停堆棒控制逻辑是用于停堆棒的提棒、插棒、棒位显示和在顶部停堆棒的棒数显示等功能,本文对停堆棒棒位显示漂移故障及棒到顶信号与一号停堆系统的停堆棒就位指示不一致的故障的产生原因进行了详细地分析,并采取有针对性的改进措施,提高停堆棒控制逻辑的可靠性。     

硼酸贮存箱核级液位仪表测量方案研究

通过对"华龙一号"首堆工程中,硼酸贮存箱RBM003/004BA核级液位仪表测量方案的分析研究,介绍了用于液位测量的核级差压变送器,并详细描述了差压变送器及其仪表管线的安装布置及注意事项。阐述了液位测量方案及仪表管管线设计过程中遇到的问题,提出了解决方案。为首堆工程及后续工程的设计积累经验。     

基于福岛事故后的地震监测系统改进探讨

日本福岛核事故发生后,核电厂在地震事件中的安全性引起了更广泛的关注,国际上的一些国家基于各种因素考虑,都设置了地震自动停堆功能。但是中国之前缺少自主设计地震自动停堆功能的经验,也尚未有相关的法律法规。本文对三门核电一期工程地震监测系统(SJS)以及增加地震自动停堆功能的必要性进行了简要介绍,并就如何在SJS中实现地震自动停堆功能的策略选择、触发设备选择、触发信号选择进行了探讨。     

地震震中附近大型核电厂的核安全技术核电复兴促仪器与控制数码-智能-IT/NT化(Ⅷ)

分析了核反应堆抗震的科学原理;据中国地震灾难的实际经验,探讨核安全的动力技术,利用地震波P波,通过I&c/FcS-DCS,在破坏性S波到来前,触发动态安全停堆系统,避免地震核引发灾难.介绍了2007年新潟6.8级地震震中9km处柏崎市刈羽郡世界最大的8.2 kMWe核电厂无核事故的典型案例.     

数字化核电机组过程仪表系统定期试验分析

在核电站整个寿期内,定期试验用于检查安全系统及安全相关系统与其设计安全功能准则的一致性.过程仪表系统是核电厂定期试验的重要内容,通过过程仪表系统执行核电机组的反应堆停堆、专设安全设施以及事故后监测等安全功能.运行人员需要制定系统对应的运行定期试验规程,从而保证核安全以及运行人员和设备的安全.对数字化核电机组过程仪表系统...     

地震震中附近大型核电厂的核安全技术——核电复兴促仪器与控制数码-智能-IT／NT4g（Ⅷ）

分析了核反应堆抗震的科学原理;据中国地震灾难的实际经验,探讨核安全的动力技术,利用地震波P波,通过I＆C／FCS．DCS,在破坏性S波到来前,触发动态安全停堆系统,避免地震核引发灾难。介绍了2007年新潟6．8级地震震中km处柏崎市刈羽郡世界最大的8．2kMWe核电厂无核事故的典型案例。     

三门核电主控/远停切换功能分析

三门核电AP1000项目运行和控制中心系统中设计有DCS主控/远停切换功能,在正常运行工况下,操纵员在主控室执行电站的运行监控。当发生主控撤离事件时,操纵员可以将主控功能切换到远程停堆室实现安全停堆。主控/远停切换采用先进的KVM矩阵式光纤路由技术,简单紧凑,便于管理。本文先对主控/远停切换功能进行简要介绍,然后结合三门项目现场实际情况,分析切换功能设计的优缺点,并就故障诊断给出建议。     

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。     

核电厂功能安全措施完整性标准与第3方验证——4.防地震核灾难的核堆静-动态功能安全技术(下)

简介第3代欧洲核电EPR-1600核反应堆防地震灾难的静态安全措施;据中国地震灾难的实际经验,探讨动态安全技术,用4种对预报欠充分的震前效应,触发动态安全措施——停堆I&C,避免因地震引发的核灾难.     

核电厂功能安全措施完整性标准与第3方验证——4.防地震核灾难的核堆静-动态功能安全技术(上)

简介第3代欧洲核电EPR-1600核反应堆防地震灾难的静态安全措施;据中国地震灾难的实际经验,探讨动态安全技术,用4种对预报欠充分的震前效应,触发动态安全措施--停堆I&C,避免因地震引发的核灾难.     

核电厂功能安全描施完整性标准与第3方验证——4．防地震核灾难的核堆静-动态功能安全技术（上）

简介第3代欧洲核电EPR-1600核反应堆防地震灾难的静态安全措施;据中国地震灾难的实际经验,探讨动态安全技术,用4种对预报欠充分的震前效应,触发动态安全措施——停堆I＆C,避免因地震引发的核灾难。     

反应堆保护系统停堆故障模式分析及维护对策

结合反应堆保护系统(PMS)停堆功能的结构特点,通过故障模式的分析方法,即假定系统出现各种软硬件故障导致停堆功能块失效的症状,分析系统停堆功能的受影响情况,最后据此制定维护的相关对策。     

加热炉安全仪表系统安全完整性等级评估

基于国际标准IEC61508/61511(GB/T20438/21109),研究安全仪表系统功能安全技术,形成了一套过程危险与风险分析、保护层分析和故障树分析相结合的安全仪表系统安全完整性等级评估技术方法。将该方法应用于加热炉装置,针对不满足安全完整性等级要求的安全仪表功能回路,提出了相关建议措施。应用结果表明:加热炉安全仪表系统安全完整性等级评估为安全仪表系统合理、有效地设置和科学维护管理提供理论依据和技术方法,对于提高加热炉安全可靠性,减少由于安全仪表系统误动引起的非计划停车具有重要作用。     

CANDU-6重水堆停堆棒电源模块问题分析及改进

针对近年来发生在CANDU-6型重水堆一号停堆系统棒控回路上出现的停堆棒供电电源从主电源模块切换到备用电源模块时,奇系列停堆棒失电落入堆芯问题,介绍了案例的产生背景,对问题的产生原因进行了详细分析,并提出了有针对性的改进建议,对避免类似问题的发生,提高停堆系统的可靠性提供了有益的借鉴。