海南核电厂核岛厂房辐射场研究

本文使用布置在海南核电厂CNP650机组核岛厂房内多个核辐射测量点,在反应堆功率首次提升至满功率期间,对中子和γ射线进行测量,分析反应堆在0%、10%、30%、50%和100%功率下的核岛厂房辐射场分布情况,研究核岛厂房内的辐射场变化趋势,验证核电厂生物屏蔽和辐射场分区设计的有效性,为后续机组在不同功率下的检修活动提供辐射防护安全参考。     

北方某核电厂升功率物理试验优化的论证及实施

在核电厂反应堆换料后提升堆芯功率的物理试验中,在不同的功率平台氙浓度的分布需要等待24h才能稳定。随着软件的升级,已经可以计算氙毒未稳定情况下的理论数据库。本文采用SCIENCE软件对不同功率平台不同运行时间间隔的通量图试验结果进行模拟计算,理论分析表明,机组在功率平台稳定6h进行物理试验是满足安全要求的。根据该电厂1号机组第4循环首次启动物理试验的结果进行分析比较,得出结论:在不同的功率平台,堆芯连续稳定运行6h后,进行通量图测量试验是可行的。     

红沿河核电厂2号机组首循环寿期中启动物理试验结果分析

因电网调峰能力不足,红沿河核电厂2号机组首循环运行过程中,于2014年1~3月进行了卸料不换料停机检修,再启动阶段进行了临界、零功率和升功率物理试验,验证了循环寿期中反应堆重要堆芯设计参数。该文叙述了红沿河2号机组反应堆首循环寿期中卸料不换料后启动物理试验理论计算与现场试验,验证了寿期中启动物理试验理论计算值与实测结果的符合程度,分析了反应堆相关参数在寿期初与寿期中随燃耗变化特性。试验结果表明,理论预计值与实测结果符合良好,偏差满足验收准则。     

RPN系统中间量程切换共模缺陷的处理与分析

介绍了某核电项目机组在零功率平台调试期间,由于核测量仪表中间量程切换问题导致反应堆跳堆事件的经过,并对根本原因进行深入的分析,经过大量的试验,发现量程切换缺陷致使反应堆在启停堆阶段保护误动概率高达3%。通过根本原因分析,确定此缺陷为同系设备的共模故障。利用RPN系统本身特点采取了针对性的处理措施并在两台国内机组经过充分的验证,修改方案全面可靠,此经验已反馈到国内外其他应用同类设备的机组。     

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。     

基于CSR1000的燃料堆内辐照验证试验回路试验段初步概念设计与分析

提出了2种基于中国超临界水冷堆(CSR1000)燃料元件的燃料验证试验回路试验段的概念设计方案——2×2组件方案、3×3组件方案;利用MCNP程序和CFX程序进行了中子学、热工水力学分析,并对不同方案进行初步评价。分析结果表明:2种方案均具备工程可行性,满足燃料验证试验需求,但两者存在显著的性能差异;2×2组件方案的燃料棒功率为23.6~25.3 k W,平均功率为24.3 k W,组件的径向功率峰因子为1.04;3×3组件方案的燃料棒功率为15.9~26.7 k W,平均功率为21.4 k W,组件的径向功率峰因子为1.25;3×3组件方案的组件功率峰因子较大,不利于功率展平,限制了组件平均功率的提高。对采用无绕丝组件的热工分析表明:2种方案的冷却水出口温度均超过25 MPa压力下的拟临界温度,燃料芯块温度、燃料包壳外表面温度均低于热工限值且留有裕量。     

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。     

压水堆核电厂换料物理启动试验优化研究和应用实践

核电厂设计和运行相关核安全法规、导则要求核电厂换料后必须进行物理启动试验。随着堆芯换料设计日趋成熟,试验程序和试验方法得到充分检验。为提升运行经济性,各核电厂设计和运行人员不同程度地开展了换料后物理启动试验优化的研究与实施。本文基于压水堆核电厂监管要求和核电厂运行要求分析,针对物理启动试验优化提出了定性评价、物理分析和试验验证的系统性论证方法,并以秦山核电厂320 MWe机组为例,进行了完善的研究与可行性论证。实施物理启动试验优化后,核电厂换料大修时间大幅缩短,相比以往可提前约2天进入满功率运行,显著提高了核电厂运行负荷因子,提升了运行经济性。     

APA-H程序应用于田湾核电站1号机组堆芯物理参数计算验证

为验证APA-H(ALPHA-H/PHOENIX-H/ANC-H)程序系统应用于田湾核电站1号机组(VVER1000)堆芯物理参数计算的可行性,针对田湾核电站1号机组第6~9燃料循环的燃料管理开展计算研究。对临界硼酸浓度、组件相对功率分布以及启动物理试验进行模拟计算,并与试验测量数据进行比对。结果表明,计算值与试验测量数据符合良好,满足验收准则。APA-H程序系统可用于田湾核电站1号机组的堆芯物理参数计算。     

瑞典福什马克3号机组不再提升功率

<正>【世界核新闻网站2014年11月24日报道】瑞典瓦腾福公司(Vattenfall)近日宣布,由于不再具备经济可行性,因此将取消福什马克3号机组的功率提升计划。但福什马克1号机组的功率提升计划仍将继续。2014年9月,福什马克3号机组在完成17 MWe的功率提升之后重新投入商业运行。此次功率提升是在从7月27日开始的年度计划停堆期间完成的。由于进一步提升该机组功率需要对电网进行升级改造,而