5MW低功率堆控制保护系统

5MW低功率堆(5MW LPR)控制保护系统包括:反应堆核测量系统、反应堆保护系统,反应堆控制系统和主控制室等。本堆采用了国际或国内的标准结构形式,元器件和线路的选取注重可靠性和先进性,主要系统靠近标准化,在满足安全的条件下考虑了经济性和可用性。主控制室设计考虑了人因工程的要求,保证了反应堆运行环境等要求。     

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:     

微型堆闭环控制系统设计中的安全考虑

简要介绍了深圳大学改造后的微型堆双计算机联网闭环控制系统的结构以及在功率控制、安全保护等方面设计时所考虑的安全原则和采取的相应措施.这些措施包括:限制反应堆的后备反应性、采用合适的双控制棒运行方式、机控/手控的停堆与紧急停堆保障、设定了运行限值/保护系统整定值/自动停堆的条件、采用双计算机联网实时监测运行参数与数据共享等,并讨论了可能的事件及其对策.由于对关键的运行参数均采用2套独立的系统进行冗余检测,保证了保护系统的冗余与独立性,提高了控制系统的安全可靠性.     

5MW THR控制系统的总体设计

本系统为5MW THR 提供核过程的监测、控制和保护,能实现本堆正常工况的稳定运行或变工况的调节以及事故工况下的反应堆保护。本系统由核测量、反应堆保护、反应堆控制、预警、在线计算机和控制室等6个子系统组成,并根据5MW THR 的用途和控制要求进行设计,力求简单和低成本。本系统的设计在某些方面不同于核电站控制系统,并为商用示范堆的设计和建造提供研究手段。     

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。     

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     

WWER型核电机组反应堆停堆保护系统设计优化与改造

在进行核电机组反应堆停堆保护系统定期试验时,需依次将停堆断路器实体断开,此类定期试验风险较大,国内外运行的核电机组多次发生在反应堆停堆保护系统定期试验过程中由于设备故障导致非计划停堆的事件,造成了较大的经济损失.论文介绍了某WWER核电机组反应堆停堆保护系统设计优化方案及改造的实践成果.     

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,     

高温气冷堆停堆保护系统的多样性分析

为评价高温气冷堆(HTR)停堆保护系统的多样性特征，基于NUREG/CR-6303的分析方法，通过导则中D3评估方法来确定必需的多样性，并采用NUREG/CR-7007的多样性量化评估方法，分析并识别出停堆保护系统7大多样性属性的25条因素值，计算出标准化的多样性量化值。针对系统多样性存在的薄弱点及工程的实际情况，提出了可行的改进方案。重新核算结果表明，改进方案能有效提升系统的多样性量化值。     

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。     

CARR应急堆芯冷却系统停堆冷却措施分析

停堆后的冷却问题是中国先进研究堆(CARR)重要的安全问题之一。CARR应急堆芯冷却系统是一套多功能、高度安全可靠的专设安全设施,它在反应堆正常运行时执行池水冷却功能;在正常停堆和事故停堆过程中执行应急堆芯冷却功能;还执行应急热阱选择、系统供电方式、回路阻力分析、阀门开关设置等方面的处理,使系统在两种功能的切换中不需要人为操作,依靠流量的自动匹配来满足正常运行和事故运行的要求。体现了CARR的安全性、先进性和经济性。本文以核安全法规和导则为前提,以满足系统功能为基础,首先介绍了CARR应急堆芯冷却系统的功能、主要参数和流程。根据CARR的实际情况,对应急堆芯冷却系统的停堆冷却措施和典型事故进行了分析,论证了该系统是如何在正常停堆和事故停堆状态下实现非能动堆芯冷却的。     

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。     

球床先进高温堆堆芯设计研究

研究发现,排空熔盐、向冷却剂中注入毒物均可作为球床先进高温堆第二套停堆系统的辅助系统,但相比向堆芯注入毒物熔盐,排空熔盐对堆芯影响更小,更利于工程实现;相比一次装料方案,分批次燃料装载方案可保证寿期内堆芯剩余反应性较小,易控制,但使得堆芯运行也较复杂;一次装料方案中,要使第二套停堆系统具有足够的快速停堆裕量,不能通过减小堆芯活性区装料高度实现,但可以通过增加第二套停堆系统控制棒的根数实现。本文提出了球床先进高温堆优选堆芯设计方案,该方案使球床先进高温堆的燃耗寿期可达100等效满功率天,第一套停堆系统、第二套停堆系统的冷停堆深度均满足设计要求。     

超温ΔT紧急停堆整定值优化研究

对超温ΔT停堆信号中的关键参数进行优化,通过功率运行控制棒组(RCCA)失控抽出事故分析对优化后的超温ΔT停堆信号进行验证研究,采用热工水力子通道分析程序和瞬态分析程序对超温ΔT整定值设定进行分析,新的整定值将对停堆时间、最小偏离泡核沸腾比(DNBR)和反应性引入速率限值方面产生影响.分析结果表明,优化后的整定值在保证反应堆安全裕量的前提下增加了运行裕量,提高了反应堆经济性并能满足反应堆安全运行的要求.     

泳池式低温供热堆选址假想事故及其源项研究

<正>泳池式低温供热堆(简称供热堆)是针对北方城市供暖需求开发的一种安全经济、绿色环保的新型供热系统。现在计划建造供热堆示范工程,需确定选址假想事故及其源项。供热堆堆芯位于水池底部,始终处于淹没状态;在任何事故下,依赖反应堆固有负反馈特性可实现自动停堆;停堆后不采取任何余热冷却手段,堆水池内的水可确保堆芯长时间不裸露。针对供热堆的设计特点,从超设计基准事故分析和概率     

ATWS缓解系统可靠性分析

未能紧急停堆的预期瞬态（ATWS）缓解系统是保证中国先进研究堆（CARR）安全的重要系统之一。当发生预期运行瞬态,反应堆未能紧急停堆时,通过ATWS缓解系统动作实现停堆,从而保护反应堆安全。ATWS缓解系统的高可靠性是保证其完成预期功能的重要条件,因此对该系统的可靠性给予了高度重视。本文以ATWS缓解系统为研究对象,利用故障模式及影响分析和故障树等可靠性分析方法,建立相应模型,对ATWS缓解系统进行了定性和定量的分析,得到了ATWS缓解系统发生故障的概率和最小割集,找出了薄弱环节,提出了改进措施和建议,其可靠性水平已达到CARR工程的设计要求,验证了设计,为CARR其他系统分析和验证奠定了基础。     

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。      

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。     

反应堆功率保护放大装置

一、引言反应堆的运行,必须有一套控制保护系统参与反应堆的启动、停止以及要求堆功率在多高的水平上运行。控制保护系统包括功率调节系统、事故保护系统等。堆功率保护放大器便是事故保护系统中一个重要部件,当由于某种原因使反应堆功率超过额定功率的10%时,它可以给出警告信号,超过额定功率的20%时,给出事故信号,这样就能够使操作人     

华龙一号反应堆177堆芯核设计

华龙一号(HPR1000)反应堆是我国具有自主知识产权的三代核电压水堆堆型。其堆芯由177个燃料组件组成,不仅具有较高的堆芯输出功率,而且具有较低的线功率密度使其具备较高的安全裕量。HPR1000反应堆平衡循环采用18个月换料策略,核电厂可利用率超过90%。采用IN-OUT换料方式,平均批卸料燃耗大于45000MW·d/t(U)。堆芯具有很好的反应性负反馈固有特性,仸何运行状态下的慢化剂和燃料温度效应均为负值。HPR1000反应堆采用2套独立的停堆系统,紧急停堆情况下即使1束最大价值的控制棒被卡在堆外,反应堆也能被快速有效地带入到停堆状态幵保证足够的停堆裕量。HPR1000反应堆采用了机动性较好的Mode-G运行方式,基于Mode-G运行方式,HPR1000可以迚行负荷跟踪、负荷阶跃等机动运行。同时采用了在线监测系统,可以实时监测反应堆运行过程中的三维堆芯功率分布。