线功率密度和DNBR保护在田湾核电站的应用

堆内核测量系统是田湾核电站反应堆监测、控制和诊断系统的重要组成部分,在机组正常运行和瞬态工况下实时计算和监测反应堆参数。首次在田湾核电站将燃料棒线功率密度和偏离泡核沸腾比(DNBR)信号作为对反应堆的在线保护信号,达到了反应堆安全和经济运行的目的。     

中子温度测量组件使用寿命及更换策略探讨

田湾核电站堆芯核测系统(ICIS)在国内核电站中首次使用堆内线功率密度和偏离泡核沸腾比(DNBR)参与反应堆停堆保护。作为ICIS的核心探测器,中子温度测量组件(NTMC)的性能对机组的运行可靠性起着至关重要的作用。本研究结合田湾核电站的相关经验,对NTMC的使用寿命及更换策略进行探讨。     

线功率密度保护理论模型研究

作为先进压水堆核电站关键技术研究项目之一,参照西屋电气公司和法马通公司的相关技术,研制了线功率密度保护的物理模型.通过限制线功率密度,可以限制燃料芯块的温度.在保证安全运行的基础上,能更准确地描述堆芯的运行状况,提供更大的灵活性.本文叙述了线功率密度保护的基本原理和物理模型.     

核电厂反应堆堆芯中子与温度探测器组件研制

针对ACP1000堆型,研制了用于反应堆堆芯核测系统的堆芯中子和温度测量探测器组件。论文介绍了探测器组件的设计、性能指标和试验结果。设计的堆芯中子和温度探测器组件集成了中子自给能探测器和测温元件并固定安装在堆内。试验结果表明测量敏感元件的性能满足设计要求,外壳和密封组件能保证反应堆一回路压力边界的要求。堆芯测量探测器组件一体化的设计可提高安全性和可靠性,实现实时测量,可用于反应堆保护。     

MC方法计算自给能铑中子探测器灵敏度

利用MC方法结合自给能探测器空间电场效应,计算了典型的铑探测器信号电流和灵敏度并与公开文献中的实验测量值做对比验证。结果表明:使用该方法的理论计算值与实验测量值吻合良好,证明该计算方法正确可靠,而且具备相当的精度,可为大型先进压水堆堆芯测量和自给能探测器的设计研发提供参考和借鉴。     

钒自给能探测器中子响应计算方法

钒自给能探测器被广泛用作核动力反应堆的堆内固定式探测器,为堆芯中子注量率分布测量连续不断地提供信息。研究钒自给能探测器的响应电流计算方法,为堆芯在线功率分布监测与探测器设计优化提供理论依据。首先描述钒自给能探测器的响应机理与特性,然后基于Warren提出的理论模型,详细介绍中子响应电流控制方程及电子逃脱概率的计算方法,最后根据公开报道的典型钒探测器规格与实验数据进行数值模拟分析。结果显示,单位长度热中子灵敏度计算值与测量值相对偏差在±5%以内,论证了该方法的有效性与计算精度。     

堆内自给能中子探测器信号电流计算方法研究

自给能中子探测器（Self-Powered Neutron Detectors,SPNDs）是核反应堆监测和保护系统的核心设备,其测量到的电流直接反映堆芯功率的大小和分布。探测器绝缘体是影响信号电流计算精度的主要因素,在SPND的研发设计中占有重要地位。为进一步提升SPND信号电流计算方法的精度,本文根据SPND电流产生机理以及绝缘体中固有的空间电场效应,提出了三种不同的中子、光子电流计算方法,并进行了详细的对比验证。结果表明：三种方法计算结果的差异小于1%,显示了相当的精度。此外,以反应堆工程中应用广泛的铑SPND为例,计算结果表明其信号电流主要由中子产生,光子引起的电流一般不超过5%。本文所提出的电流计算方法在反应堆上经过了大量的实验验证,理论和实验结果的差异均小于3%,证明了其有效性和精度。该方法已经应用于中国第三代先进大型压水反应堆——“华龙一号”,并具有通用性。它可用于不同类型自给能探测器的电流分析,也可为其他反应堆（如第四代快中子堆和后续的聚变堆）的堆芯监测系统提供有益的参考。     

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。     

β衰变型自给能堆芯中子探测器灵敏度K因子研究（第一篇：理论分析、计算模型及计算结果）

本文对β衰变型自给能堆芯中子探测器灵敏度K因子进行了较全面、深入、系统的研究,建立了热中子灵敏度K因子、超热共振中子灵敏度K因子、中子场全谱中子灵敏度K因子的完整理论体系,给出了计算这些K因子的数学模型及公式,并提供了各K因子的计算结果,论证了探测器的轻水堆K因子与重水堆K因子的关系。通过与其他文献发表的灵敏度K因子进行比较,验证了本文提出的灵敏度K因子理论模型是科学的,本文给出的灵敏度K因子计算结果是可信的。     

核电厂应急柴油发电机继电保护分析

文章主要介绍了核电厂应急柴油发电机功能与特点,在核事故情况下起到的重要性。详细介绍了继电保护的特点及保护配置,论述保护方案的合理性,能够完全满足应急柴油发电机的各种运行状态。对继电保护装置的原理、特性进行详细的论证分析,在应急柴油机出现不正常运行状态和严重故障情况下的保护动作,快速切除柴油机,防止柴油机的进一步损害;分析了应急柴油发电机在外部电源扰动情况下,继电保护装置如何快速响应,闭锁保护动作,避免应急柴油发电机不必要的情况下切除,造成应急电源失去,影响核电厂安全。同时,分析了继电保护装置保护定值的灵活应用,满足各种运行状况。阐述了核电厂由于其核安全的特殊性,导致继电保护配置的特殊性,分析了此种保护在其他设备上应用的可能性,并对设计提供的保护定值进行分析,提出自己的观点。     

田湾核电站职业健康监护体系

简要介绍了江苏核电有限公司(田湾核电站)职业健康监护体系的目的、任务、医学监督组织、人员资格和实施办法，希望在不远的将来、在国内核电站之间．建立统一的、标准化的职业健康监护体系，加强技术交流和经验反馈．从职业健康角度为核电厂的安全运行提供有力保障。     

田湾核电站职业健康监扩体系

简要介绍了江苏核电有限公司(田湾核电站)职业健康监护体系的目的、任务、医学监督组织、人员资格和实施办法,希望在不远的将来、在国内核电站之间,建立统一的、标准化的职业健康监护体系,加强技术交流和经验反馈,从职业健康角度为核电厂的安全运行提供有力保障.     

非能动式氢气复合器在田湾核电站的应用

基于福岛核电氢爆事故,文章介绍了非能动式氢气复合器在田湾核电站的应用,分析了非能动式复合器的反应原理、在役试验以及再生试验过程,最后对田湾核电历次非能动式氢气复合器的性能试验数据进行了分析。     

田湾核电站发电机失磁保护优化及改进

田湾核电站为提高发电机失磁保护的安全可靠性,对原俄罗斯供发电机失磁保护进行了微机化改造,总结出了一套对发电机失磁保护微机化改造及其维护行之有效的经验,详细阐述了微机型失磁保护的基本原理和维护方法。实践证明,改造后的发电机失磁保护可以提升发电机运行可靠性和安全性,并缩短检修工期。     

田湾核电站堆芯捕集器的设计简介

在田湾核电站堆芯捕集器的设计中,综合采用了压力容器外包容装置、非能动供水冷却堆芯熔融物包容体金属表面以及用"牺牲性"材料改善熔融物特性和降低热流密度等项技术;利用SCDAP/RELAP和MELCOR两个独立的程序包分析了压力容器内堆芯的损坏、碎片的分布、熔池的形成、压力容器熔穿和熔融物转移到堆芯捕集器等的动态过程,并对堆芯熔融物、"牺牲性"材料、金属材料等之间的物理、化学反应和热交换器的热工水力特性进行了实验研究.     

防人因失误工具在田湾核电站的应用推广

文章论述了防人因失误工具在田湾核电站的应用推广,包括项目实施的背景、主要内容和创新点、绩效管理等方面的探索应用、实践创新开展情况,以及应用推广创新的效益。     

田湾核电站弱贯穿辐射调查与个人剂量监测

在田湾核电站两次大修换料期间,对1、2号机组开展了弱贯穿辐射调查,主要工作包括可能存在较高弱贯穿辐射风险场所的辐射剂量率监测、部分代表性工作人员受到的弱贯穿辐射剂量监测、防护用品的防护效果测试等。由弱贯穿辐射测量结果可知,田湾核电站各检修设备表面沉积的放射性核素基本一致,主要包含⁵⁸Co、⁶⁰Co、⁹⁵Nb、⁹⁵Zr、⁵¹Cr、¹²⁴Sb、⁵⁴Mn、^110mAg、⁵⁹Fe等,其伴随发射的β射线能量主要集中在600 keV以下。其中测得主泵剂量率比值H’(3)/H^*(10)最大值为2.08,H’(0.07)/H^*(10)最大值为34.9;蒸汽发生器H’(3)/H^*(10)最大值为2.58,H’(0.07)/H^*(10)最大值为10.7;堆本体H’(3)/H^*(10)最大值为1.25,H...     

RCM在保证田湾核电站ARMS可靠性方面的应用

将以可靠性为中心的维修(RCM)理论与在自动辐射监测系统(ARMS)调试、运行、维护过程中的工作实践相结合,分析总结通过模件的可靠性设计、系统的冗余性设计以及采取状态监测、周期性维护、定期试验、纠正性维修和技术改造等一整套维护策略来保证ARMS运行的可靠性,并从信息收集、设备分级和人员准备等方面对今后RCM在ARMS维修过程中的应用提出建议。     

田湾核电站数字化反应堆保护系统可靠性分析

分析了田湾核电站数字化反应堆保护系统的结构和基本功能,以故障树分析方法为基础,确定了数字化反应堆保护系统故障树的顶事件,建立了以反应堆停堆子系统失效为顶事件的故障树,利用RISK-SPECTRUM程序,对所建的故障树进行了定量分析和计算,得到了系统故障树的失效概率和最小割集,为田湾核电站运行和维修提供了有益的指导.