核电站运行期间SAR612VA逆止阀内漏的影响及解决方案的探讨

本文介绍了核电站运行期间核岛RX厂房内的仪用压缩空气SAR003BA贮气罐进口逆止阀SAR612VA密封不严出现内漏时,对机组安全运行及安全壳泄漏监测系统带来的影响。并针对这一现象在不影响机组正常运行的情况下,寻求其解决方案。     

国内特别报道

阳江核电站1号机组并网发电 2013年12fl31日12时40分，随着并网指令发出，广东阳江核电站1号机组进入带负荷运行状态，这标志着该机组首次并网成功，进入商运前试运行阶段。     

基于PCA的核电站传感器状态监测方法研究

针对目前核电站中以物理冗余为主的传感器状态监测方法所存在的不足之处,提出了基于主元分析(PCA)的传感器状态监测方法,这种基于解析冗余的方法是对物理冗余方法的验证,解决了物理冗余方法不能实现传感器小漂移的监测,改善了冗余传感器组中多数传感器出现共模故障时,物理冗余监测方法可能给出错误融合结果的问题。使用核电站的真实传感器数据建立PCA监测模型,人为引入故障到测试数据中进行分析,仿真结果验证了文中提出的传感器状态监测模型的有效性。     

核电站关键设备维修档案的创建与运用

核电站关键设备的状态对于机组来说至关重要,直接影响着机组的运行业绩,因此关键设备的维护和维修是核电站维修部门的核心工作。然而,目前核电站对于关键设备的状态管理仍不完善,对设备维修历史数据缺乏有效的跟踪管理与分析,致使缺陷率居高不下。因此,文章从方家山机组阀门类关键设备的缺陷现状出发,阐述了关键设备维修档案创建的必要性及其管理方法,并对后续设备状态的跟踪、维修策略的制定、设备故障原因的分析提出了重要的指导意义。     

基于CFD分析的文丘里流量计设计优化

质量流量是核电站热功率核算的关键参数之一,核电站一般采用文丘里流量计和孔板流量计同时测量,然而在低流量区文丘里流量计呈现出明显波动,其参数不稳定严重影响核电站的正常运行。本文基于理论分析结合数值分析,发现脉动流动是导致文丘里流量计测量波动的主要原因。基于分析结果,对文丘里流量计提出了优化设计方案,通过在文丘里管上游集成流量调整装置,从而减小脉动流,有效提升文丘里流量计的稳定性。此外,开展了集成不同类型流量调整装置的文丘里流量计压损特性数值研究,结果表明K-Lab型流量调整装置阻力较小。本文提出的方案可有效提升文丘里流量计测量精度。     

核电站保护屏障的监护神——核电站辐射监测系统(RMS)概述

为确保核电站运行安全,防止核电站正常运行或事故状态下放射性物质泄漏外逸,在核电站的设计和建造中,就考虑到对核电站进行四重保护屏障的设计,而核电站辐射监测系统则是确保四重屏障核安全的重要措施之一。通过对核电站辐射监测系统(RMS)的介绍,使人们对核电站保护屏障的完整性和有效性有一定的了解,对核电安全性的认识进一步提高。     

国外最新消息

日本重启大饭核电站3号机组,宣告＂零核电＂结束 日本关西电力公司7月1日重新启动了大饭核电站3号机组反应堆。这是自福岛核事故后日本首次重启因定期检查停止运转的核电机组,宣告日本＂零核电＂状态结束。（摘编自人民网2012年7月1日报道）     

加拿大CANDU型堆机组堆芯应急冷却系统因失水事件首次启动

【欧洲核学会《核新闻网》1994年12月14日报道】据加拿大原子能管理委员会1994年12月10日说,加拿大皮克灵核电站A2号机组因一回路传热系统的阀门出现故障导致失水事件。全部3个特设安全系统都正确启动并使反应堆停运,使燃料处于冷却状态中,并抑制了任何潜在的放射性释放。这是加拿大设计的CANDU型反应堆机组的应急堆芯冷却系统因失水事件第一次启动。 这次事件没有造成核电站放射性物质泄     

从某核电站运行情况分析今后辐射监测系统设计的改进

以巴基斯坦恰希玛核电站一期辐射监测系统近两年测量数据为依据,对该核电站辐射监测仪表的运行工况进行分析.结果表明:绝大部分辐射监测仪表处于正常运行状态,部分仪表偶尔会出现异常数据.根据工艺过程特点分析了辐射监测仪表出现异常数据的可能性原因,并对辐射监测系统设计的改进提出了建议,供今后核电站辐射监测系统设计参考.     

绝缘在线监测技术应用于核电站的思考

首先介绍了电气设备状态维修在核电站设备管理中的重要作用和状态检修特点。针对目前国内核电站还没有全面开展以绝缘在线监测技术为基础的电气设备状态维修,而定期维修的局限性逐渐突显出来,并对核电站的可靠运行造成了一定程度影响的现状,着重阐述了电容性设备的介损因数在线监测的原理,分析了其在电网和常规电厂的应用情况,指出在核电厂开展应用绝缘在线监测技术能提高核电站电气设备运行的可靠性,对核电站的安全运行具有重要意义。     

核电设备状态监测与故障诊断系统的研究

故障诊断系统可作为先进核电站仪表控制系统的重要辅助工具。本文介绍1种用于核电设备的状态监测及故障诊断系统,该系统的系统程序用VisualBasic6.0开发,并集数据采集、状态监测、故障诊断于一体,功能完善,操作使用方便。为了验证该系统的有效性,在核动力装置模拟器上进行了仿真实验研究。实验结果表明,系统完全可对核电设备的典型故障进行准确识别。     

一种用于旋转设备运行状态无线监测的智能无线振动传感器设计

为提高已投入运行核动力装置旋转设备的运行数据采集和状态监测能力，需要解决安装传感器和敷设配套线缆困难的问题。本文采用现场可编程门阵列（FPGA）作为主控单元，设计了一种基于Zigbee物联网通信技术的智能无线振动传感器，并给出了其电路构成、工作原理，以及嵌入式控制软件的工作流程。通过对此传感器进行性能测试，结果表明该传感器功耗低，实现了对振动信号的连续采集、智能分析与上传。该无线传感器安装简单，无需敷设供电和信号线缆，可应用于构建核动力装置旋转设备的状态监测系统。      

核电站分布式智能故障诊断系统研究与设计

为进一步减少核电站运行中发生故障后的误操作,根据核电站各设备功能分布及核电站数字化仪控系统分布式控制的特点,研究设计了核电站分布式状态监测与故障诊断系统。依据分解 综合的诊断思想,提出模糊神经网络和RBF神经网络进行分布式局部诊断和多源信息融合技术进行全局综合诊断的方法。仿真实验结果表明,该诊断系统能够正确诊断压水堆核电站多个典型故障,并能为核电站运行提供有效的帮助信息。     

浅谈我国核电厂重要厂用水系统换热器隔离阀门与放射性监测仪表配置优化

对于运行核电厂来说,重要厂用水系统与质量和安全密切相关.核电厂重要厂用水系统用于导出设备冷却水系统所传输的热量,将其输送到海水中,因此是核岛的最终热阱.本文描述了当前我国大部分核电厂重要厂用水系统换热器隔离阀门与放射性监测仪表的配置现状,分析了包括美国、法国以及国际原子能机构对于重要厂用水系统设计要求的相同点与不同点,...     

安全壳泄漏率在线监测系统原理及数据分析

介绍了秦山第二核电厂安全壳泄漏率在线监测系统（EPP系统）的应用。当安全壳泄漏率达到运行限值时,系统自动报警,及时通知机组操纵员采取必要的行动。使用过程中发现,EPP系统会偶尔出现＂安全壳泄漏率异常＂的非真实报警,该虚假报警对机组的正常运行会造成影响。分析了虚假报警的原因并指出,EPP系统的监测数据具有一定的延迟性,安全壳的压空注入流量的准确性对EPP系统的监测数据有很大影响。     

核电站机组故障诊断系统的知识获取

核电站机组故障诊断系统知识的获取和知识库的建立是影响诊断系统能否应用于实际的关键步骤。针对实现核电站机组故障诊断系统给出了知识获取的一种方法和步骤,使其有章可循,加强了在实际核电站中可操作性。按照文中提出的工作框架组织人员完成各项任务,可以最终完成核电站机组故障诊断系统知识库的建立。     

核电站仿真技术在反应堆控制系统调试中的应用

针对核电机组实际启动前无法建立动态运行工况而导致无法对反应堆控制系统(RRC)的组态设计进行评估及分析的问题,介绍了利用反应堆热工水力仿真模型、Labview图形化虚拟仪表编程语言和DAQ数据采集技术研发的RRC仿真测试平台,通过将该测试平台与核电站的实际数字化仪表控制系统(DCS)机柜相连,对实际的RRC实施了单步和关联运行测试,实现了RRC功率运行或瞬态工况下的逻辑预演和动态评估,并逐一排查了大量设计错误或不符合项.岭澳二期核电站3/4号机组的应用实践证明,利用核电站仿真技术对RRC进行调试,可有效降低机组功率运行的大瞬态试验风险,缩短启动工期.     

Chemical Tracer Method for Measurement of Flow Rates in Closed Conduits

Thermal output in a nuclear power plant is verified by a calorimetric heat balance on the secondary system of the power plant. The calorimetry involves the precise measurement of the feed water flow rate which should be designed to have ±1:0% of uncertainty. However, the indication of feed water flow rate obtained by a differential pressure measurement across a venturi can be affected by instrument errors, fouling, or a poorly developed velocity profile. These factors can lead to an inaccurate mass flow rate and consequently, an inaccurate estimate of power. The purpose of this study is to develop verification methods with accuracy better than ±0:5% for high-precision flow measurement to be used for measuring feed water flow rate. Such an improvement saves electric power. For a typical Korean nuclear power plant of 1,000MW, 10MW would be potentially saved. This chemical tracer method is a testing process using a tracer, which can be applied to quantify losses in electrical output caused by incorrect measurement of feed water flow rate. This method has a good response to changes in the flow rate. An accuracy better than 0.5% is expected for feed water flow measurement, provided that the feed water system is stabilized during the test.     

Automated machinery surveillance and diagnostics

One approach toward improving the availability of nuclear power plant machinery is by continuously monitoring and analyzing the vibrational characteristics of critical machines. Through proper analysis of the vibrational characteristics, it is possible to detect impending problems before failure occurs and probable causes of failures if they do occur. This permits improved scheduling of outages, reduction of downtimes and maintenance costs.

The number of critical machines, where monitoring is considered desirable, typically results in systems comprising between 100 and 200 individual sensors. The complex vibration information of each sensor must be analyzed periodically, frequencies identified, and amplitude trends recorded in order to provide the diagnostic information necessary to predict machinery health. This type of analysis requires expertise in the areas of machinery dynamics and instrumentation to provide meaningful results. Considering the number of sensors involved, coupled with the type of analyses required for each sensor, the need for a computer based automated type system becomes evident. This paper describes the development of such a system, including its capabilities and limitations. The system, funded by EPRI, is being developed for installation in the Northeast Utilities Millstone II nuclear power plant. Although not scheduled for system operation until April 1978, examples of system output run from instrument tape recording from the nuclear plant are presented.     

数字化核测量仪器的网络通讯功能设计

网络通讯功能是数字化核测量仪器必不可少的，也是较传统模拟核测量不同的一项基本功能，如何满足各个目标电站不同的网络通讯结构及协调要求是在设计研制数字化核测量仪器工作中必须解决的一个重要问题。介绍了数字化核测量仪器通讯接口的总体设计方案，阐述了通讯接口的设计思路，设计要求。并以RS－485总线通讯为例，说明了通讯接口的具体实现。