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本文根据秦山320 MW机组反应堆热功率和主给水流量出现下降趋势,从热功率计算的原理出发,分析了热功率计算值的影响因子,通过热平衡试验和给水流量诊断试验分析了主给水流量在热平衡计算中对反应堆热功率准确度的直接影响。然后介绍了核电厂主给水流量测量的常规方法及文丘里流量计存在的不足,320 MW核电机组主给水流量低的原因可能是文丘里管的喉部出现冲蚀情况。随后提出了主给水流量低的相关应对措施,最后依据技术规格书要求条款讨论了反应堆热功率下降对于机组功率运行时的安全性的不利影响。 相似文献
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对国内核电厂功率提升的背景以及适合的功率提升模式进行了阐述,分析和总结了核电厂功率提升相关法规及标准的要求;梳理了核电厂功率提升的分类,对小幅功率提升的具体要求和主要途径进行了分析研究;在分析核电厂功率和不确定度计算方法的基础上,明确了主给水流量和主给水温度为影响堆芯热功率计算误差的主要参数,分析总结了参数测量不确定度优化用于核电厂小幅功率提升的方法,即新增差压或超声流量计以及新增温度计以提升不确定度,并对小幅功率提升的经济性进行了总结。 相似文献
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《核动力工程》2017,(3):90-93
对德尔塔巴流量计在先进堆芯冷却机组试验台架(ACME)破口分离和测量系统及非能动堆芯冷却系统中的微差压关键流量测量技术进行分析,并对应用效果进行了评估。通过改进德尔塔巴流量计的引压结构,证明流量计可以工作在常压微差压的测量工况下,水流量计零点偏移可维持在0.005 kPa以内。通过与超声波流量计的精度对比测试,证明德尔塔巴流量计在破口分离和测量系统中可获得较好的测量效果。在非能动堆芯冷却系统(PXS)中,主要对德尔塔巴流量计在小流量下的测量技术进行了研究,通过与超声波流量计的精度对比测试,证明德尔塔巴流量计在其计算书标明的最小可测流量下仍具备一定的测量能力,运行经验表明其测量小流量的能力最终受差压变送器零点偏移现象所决定。 相似文献
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基于贝叶斯推断理论,实现了一种有效融合堆内中子探测器实际测量值与中子学理论计算值两类信息的堆芯功率分布重构方法。应用大亚湾核电站1号机组的测量数据对贝叶斯推断方法的功率分布重构精度进行了验证,并将贝叶斯推断方法与卡尔曼滤波方法以及耦合系数法进行了精度对比。验证结果显示,贝叶斯推断方法在整个循环寿期内的均方根误差、最大相对误差、功率峰重构误差分别不大于0.31%、1.64%和0.07%,且重构精度优于卡尔曼滤波方法以及耦合系数法。重构精度以及计算速度表明贝叶斯推断方法有潜力被应用于功率分布在线监测系统。 相似文献
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【英国《国际核工程》2005年6月刊报道】在进行了一系列仪表和设备改造后,美国103台在役核电机组的新增装机容量相当于新建了4台核电机组,而且还有望至少再增加相当于2或3台核电机组的装机容量。美国核管会(NRC)已经按照其在役核反应堆管理条例批准了100多起核电机组功率提升申请。这些功率提升可分为3种:1.测量不确定度再俘获(measurement uncertainty recapture)可使功率增加近2%。实现功率提升的方法是改善反应堆功率计算技术,即采用最先进的给水流量测量装置,以降低与这些测量有关的不确定度,反过来这也为更精确的功率计算打下了基础… 相似文献
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华龙一号(HPR1000)设置了反应堆冷却剂泵进出口压差表用于测量反应堆冷却剂系统(RCS系统)环路流量,取消了二代改进型核电机组设置的弯管流量计。环路流量测量方式的改变直接影响RCS系统流量测量试验的实施。通过研究主泵的运行特性和系统的阻力特性,提出了基于主泵电功率测量RCS系统流量的试验方法。结合理论分析结果和工程实践经验,给出了反应堆冷却剂惰走流量试验的试验方法和验收准则。研究表明,主泵电功率法可以测量RCS系统的流量,反应堆冷却剂惰走流量可以通过主泵惰转过程的转速变化进行验证。 相似文献
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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。 相似文献
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失水事故(LOCA)是压水堆核电厂的一种典型设计基准事故,该事故后的安全壳热工响应过程,尤其是安全壳压力峰值直接影响安全壳结构的完整性。本文采用确定论现实方法(DRM)对华龙一号核电厂LOCA质能释放与安全壳热工响应进行分析研究。对关键参数进行敏感性分析及统计计算,并建立DRM惩罚模型。计算结果表明,DRM惩罚模型的计算结果始终高于95%置信水平下、95%概率下的统计计算值,DRM惩罚模型是保守的。DRM方法对于华龙一号核电厂的LOCA质能释放与安全壳热工响应分析是适用的。 相似文献
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《Journal of Nuclear Science and Technology》2013,50(11):1467-1473
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. 相似文献
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华龙一号核电技术采用了非能动安全壳冷却系统的先进设计。作为一种自然循环系统,系统的冷却能力与其循环水箱的水温直接相关,循环水箱中的热分层现象研究对循环系统冷却能力的准确评估以及工程设计优化均有重要的现实意义。本文基于计算流体力学(CFD)技术对循环水箱升温过程进行了三维流动传热的数值模拟。研究表明,循环水箱中存在较为明显的热分层现象,总体上呈现水池顶部温度波动大,而底部等温层较为平缓的特点,系统循环功率和循环流量均会对水箱的升温过程产生影响:功率增大、流量减小均会促使水箱内产生较明显的热分层现象,同时也会使水箱平均温度偏高,出口水温也相应较高。2列循环系统出现循环功率或流量不均衡对水箱平均温度以及出口温度的升高过程基本无明显影响,因此非能动安全壳冷却系统水箱对系统循环能起到一定的自稳定的效果。 相似文献
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文章通过对国产核电机组"华龙一号"外围厂房除盐水生产系工艺流程的描述,介绍了西门子S7-400系列PLC在"华龙一号"除盐水控制系统的设计原则、软硬件配置、系统组态方式方法等,阐述了一种可编程控制器在新建核电领域中的应用实例。相对于DCS(分散控制系统)大而广的控制特点,PLC将以其专业化、小型化等特点在核电控制领域独树一帜,推动核电控制领域技术发展。 相似文献
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精细化全堆芯大规模计算流体力学(CFD)数值模拟是“华龙一号”和数字化反应堆研究设计过程中的重要方法。本文通过一系列合理简化,建立了“华龙一号”反应堆全堆芯几何结构模型,并采取分组网格划分的方式对堆芯燃料组件进行离散,得到全堆芯CFD分析模型;通过精细化全堆芯大规模CFD数值模拟,可以获得堆芯完整流场分布特性和热工水力参数,验证“华龙一号”反应堆堆芯参数设计的合理性,为反应堆优化设计和安全运行提供参考。研究结果表明,由于“华龙一号”反应堆堆芯1/4对称结构和“三进三出”的1/3冷却剂进出口对称结构共同作用,堆芯流量分配因子在径向呈现先增加后减小的趋势,流量最大处不在堆芯正中心;在入口管嘴横截面上燃料组件最大温度约为331.2℃,温度分布不均匀,在径向总体呈现先增加后减小的趋势,最大温度区域也不在堆芯正中心,这与堆芯流量分配因子的趋势类似,是堆芯功率分布与冷却剂流量分配共同作用的结果。 相似文献