秦山300MW核电机组全范围仿真机反应堆控制保护系统仿真

简要介绍了秦山３００ＭＷ核电机组全范围仿真机反应霍控制及保护系统的仿真，其中包括反应堆功率控制，稳压器压力与液位控制，长棒控制，停堆保护及专设安全设施等。     

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。     

基于FPGA的反应堆保护系统可靠性建模与分析

为建立基于现场可编程门阵列（FPGA）的反应堆保护系统的可靠性模型,以对系统安全提供有效的分析与验证手段。本研究采用故障树、随机Petri网模型,对CANDU堆1号停堆系统（SDS1）单通道进行可靠性建模与分析。对故障树模型分析得到最小割集,以顶事件发生概率作为系统故障概率,在考虑故障检测、维修与定期试验情况下对随机Petri网模型进行仿真得到系统的拒动概率。研究结果表明,故障树和状态空间方法存在一定局限性,随机Petri网能够反映故障检测与定期试验对反应堆保护系统的影响,可以动态地反映系统可靠性,并且避免了状态空间爆炸问题。因此,本研究建立的随机Petri网模型适用于反应堆保护系统的可靠性建模。      

反应堆安全保护系统综合逻辑电路可靠性比较

一、引言反应堆安全保护系统是确保反应堆安全运行的重要系统,一般由反应堆保护参数测量通道、通道综合逻辑单元和停堆继电器(或断路器)接点综合逻辑单元组成.合理设计反应堆保护系统的通道综合逻辑和停堆继电器接点综合逻辑对提高核电站运行的安全性和经济性有重大的现实意义.本文从可靠性角度对三种类型的反应堆保护进行分析比较,可供反应堆安全保护系统设计参考.为了简化定量计算工作量,作下列假定:     

压水堆核电机组停堆氧化过程中溶解氢控制策略优化

在压水堆核电机组功率运行状态下,反应堆冷却剂系统内始终保持氢覆盖,然而机组在进行停堆氧化过程中,因反应堆需开口,为避免氢氧混合爆炸,需要首先除去氢气,将一回路的溶解氢含量降低到规范值以下才能开展氧化运行工作.在压水堆核电机组停堆氧化过程中,一回路溶解氢的有效控制能够决定化学控制过程是否会成为大修下行的关键路径.福清核电...     

核电厂反应堆保护系统紧急停堆响应时间分析及测试

简要介绍核电厂反应堆保护系统的结构和紧急停堆工况下的数据处理过程,对反应堆保护系统紧急停堆的响应时间进行理论分析。建立响应时间测试原理,并设计相应的测试装置,完成实际测试工作。对测试所得实验数据进行统计学分析的结果表明,反应堆保护系统紧急停堆响应时间的理论最大值为149.1 ms,实验最大值为144.8 ms;实验响应时间符合均值为120.6 ms,方差为90.1 ms的正态分布。     

考虑自诊断的反应堆保护系统停堆功能可靠度评估模型研究

“在线自诊断”作为数字化仪控系统的重要特征,对核电厂反应堆保护系统（RPS）停堆功能的可靠性分析具有重要作用。通过分析自诊断对人因、定期试验等因素的影响,建立设备级误动模型;以典型RPS TX为例,通过马尔科夫方法建立动态的TX序列级和系统级模块误动模型;利用系统级模块误动模型定量计算TX停堆功能可靠度与自诊断的关系。通过定性分析与定量计算论证了综合考虑自诊断对RPS停堆功能可靠性分析的必要性,为后续国内RPS停堆功能的可靠性评价提供了借鉴。     

TXS平台反应堆保护系统A1通道停堆断路器跳闸故障分析及处理

秦一厂反应堆保护系统是基于TXS平台的数字化系统,其安全可靠性直接关系到核电厂的安全稳定运行.本文描述了秦一厂在功率运行期间反应堆保护系统A1通道停堆断路器跳闸的故障现象、原因分析、故障处理以及后续行动,使反应堆保护系统的此类故障率降低,维护系统的稳定性.     

游泳池反应堆控制保护系统安全整治

“游泳池反应堆控制保护系统安全整治工程”应用现代测控技术,严格遵照核安全法规标准进行设计、制造、安装、调试,建成了一个先进的试验堆控制保护系统。新系统增设和完善了保护变量与保护设备;监测装置的灵敏度提高了1～2个量级;停堆状况下有5个独立的监测装置同时指示堆功率,稳定性与抗干扰性能好。全新的自动功率调节系统不仅品质优良,且自动工作的量程下限由千瓦级扩展到十瓦量级,提高了运行安全与灵活性;增设UPS不间断电源作系统安全电源,保证可靠停堆与在反应堆失去全部电源情况下指示堆功率。二年多良好的运行工况证明了整治的成功。该项目是我国试验研究堆控制保护系统全面整治的首例,其成功对其他堆整治与新堆的设计运行有重要的参考价值。     

日本美滨3号核电机组恢复运行

【美联社东京2007年1月10电】日本关西电力公司在2007年1月10日重新开始运行美滨3号核电机组,该反应堆由于在2004年8月发生日本有史以来最严重的核事故而停堆,这是其停堆后第一次运行。     

华龙一号核电机组燃料组件研发

为满足华龙一号核电机组自主知识产权的要求,需要研发出适用于华龙一号核电机组的燃料组件。本文介绍了华龙一号核电机组燃料组件设计及性能分析等研发情况,幵采用堆内及堆外试验的方式对所研发燃料组件进行了验证。试验结果表明,华龙一号核电机组燃料组件各方面性能均达到了预期水平,满足华龙一号反应堆系统的使用要求。     

反应堆保护系统结构与可靠性的关系

从反应堆保护系统的设计准则出发,定性分析提高系统可靠性的措施,并以目前国内核电厂中广泛使用的2种反应堆紧急停堆系统的逻辑处理部分作为分析对象,采用故障树的分析方法计算其可靠性,得到了定量化的计算结果,为后续反应堆保护系统的结构设计提供参考.     

10 MW高温气冷实验堆硼吸收球停堆系统气力输送模拟试验研究

吸收球停堆系统是10MW高温气冷实验堆(HTR-10)的第二停堆系统,于紧急事故停堆之后、重新开堆之前投入运行,利用负压输送过程将在紧急停堆时进入反应堆堆芯落球孔道内的中子吸收球输送到位于堆顶的贮球罐内,实现正常开堆或反应堆再临界。运用气力输送的密相输送理论,对回路各部件和各管段的气固两相流阻力进行计算,并在1：1模拟试验台架上,以空气和氦气为载体,真实硼吸收球为物料,进行了气力输送试验研究。试验数据与理论分析相符合,吸收球第二停堆系统的气力输送功能满足HTR-10工程的技术要求。     

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。     

VVER—1000型核电站仪器仪表的现代化

【《欧洲核综览》1995年5—6月号第40页报道】 关于东欧特别是拥有VVER—1000型反应堆的那些国家的核电站,历史记录表明,半数以上的事故保护停堆是由仪表和控制(I＆C)系统部件故障或缺陷造成的,这种事故保护停堆频度比西方国家的高得多。 这种反应堆保护系统的事故保护停堆功能是与西方国家核电站的功能一致的。 尽管在核电站设计中国际标准规定了诸如冗余度、管道分离、可靠性及测试等要求,     

核电站反应堆保护系统故障对策分析与应用

核电站反应堆保护系统应设计为当其任何部分出现故障均能保证反应堆的安全。根据反应堆停堆系统及专设安全设施驱动系统对故障安全的设计要求,研究了应对单一故障及共因故障的对策,并根据二代反应堆堆型的特点,设计了保护系统的基本架构。该架构的停堆系统采用2oo4表决逻辑,专设安全设施驱动系统采用2oo3表决逻辑,并提出了在输入发生失效时,表决逻辑的降级规则。     

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。     

美国核电厂风险评估的安全效益（三）

【美国《核新闻》2003年1月刊报道】 委托监管应用 美国核管会(NRC)在监管过程中积累了大量风险知识,并根据从实施概率风险分析(PRA)中获得的这些知识对监管作出了诸多改进。本章将对一些比较重要的风险通报应用进行概要介绍。 ATWS(未能紧急停堆的预期瞬态)规则 ATWS是反应堆事故保护停堆作用失败后的停堆事件。这个不太可能发生的事件将引起反应堆系统的高压,同时产生远远超出反应堆停堆散热能力的衰变热,因此反应堆必须停堆并保持在次临界状态。NRC在1983年发布了ATWS规则(10 CFR 50.62),通过以下措施降低ATWS风险: 降低预…     

控制棒驱动机构电源系统欠励磁保护与过电流保护配合的仿真分析

介绍了某核电站因为控制棒驱动机构的电源系统（即RAM系统）故障导致反应堆停堆,从RAM系统保护动作入手,深入分析此次RAM系统故障导致反应堆停堆的原因,通过计算分析提出了解决类似问题的建议。通过在不同负载工况下对故障过程进行仿真,复现了故障工况下的电流大小,验证了建议措施的正确性,为RAM系统保护定值的修改提供了依据。     

ADS加速器失束次临界反应堆动态特性研究

加速器驱动系统(ADS)中次临界堆芯的功率水平依靠强流质子轰击散裂靶产生的中子源来维持.加速器较为频繁的失柬问题,必将对ADS次临界反应堆安全性产生影响.研究了ADS系统失束事故特性,设计开发出具有较强针对性的用于ADS失束事故分析软件,对加速器驱动快中子次临界反应堆的动态响应开展了初步研究.结论表明仅靠断束停堆,仍有可能危及次临界反应堆的安全性.建议增设辅助停堆保护系统以提高ADS安全性.