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。     

核仪表系统中间量程闪发尖峰电流问题分析与处理

红沿河核电厂1号机组首次启动过程中,核仪表系统(RPN)中间量程通道闪发异常电流导致反应堆停堆。通过对中间量程通道工作原理分析和现场故障排查,并进行模拟实验,确定故障根源为中间量程通道的量程切换处理过程存在缺陷,制定并实施了基于参数优化的解决方案。     

中间量程裂变室信号处理计算方法研究及验证

主要研究了一种用于堆外核测系统中间量程信号处理的逻辑算法,可实现裂变室输出的计数率信号和均方电压信号的修正和自动切换,并最终将裂变室输出信号转换为反应堆功率指示信号。本研究方法在国产化堆外核测系统堆上试验中进行应用与验证,输出信号可真实反映反应堆功率水平。本方法和试验结果可为堆外核测中间量程裂变室在商用压水堆的应用提供技术参考。     

堆外核测系统中间量程MSV模式设计与验证

堆外核测中间量程MSV模式,又称坎贝尔模式,通过测量裂变室输出中子脉冲信号统计涨落,实现高中子通量的量程覆盖。本文通过采用不同反应堆功率台阶测量探测器坪特性的堆上试验方法,对国产化CAP 1400堆外核测系统中间量程MSV模式进行试验验证。本文描述了系统设计、试验方法设计、测试数据,并进行了结果分析,验证了国产CAP 1400堆外核测系统中间量程MSV模式的可用性。     

核电厂中间量程保护定值标定方法改进

基于目前中国改进型三环路压水堆（CPR1000）部分机组存在因中间量程电流饱和导致无法在48%额定功率（Pn）完成定值标定及核电厂大修经济性考虑，采用MCNP程序及核设计软件包SCIENCE，研究分析中间量程保护定值标定的新方法。分析结果表明，中间量程保护定值标定调整至30%Pn功率平台实施，采用改进方法标定的保护定值更接近于设计值。      

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。     

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。     

长燃料循环中间量程补偿电压设置优化

对于压水堆机组,停堆后要等到P6信号触发才能自动投用源量程.P6信号由中间量程确定.中间量程为γ补偿电离室,当补偿电压设置不合适,会导致中间量程处于过分欠补偿或者过分过补偿状态.方家山机组实施长燃料循环后,P6信号对应中间量程电流值降低.又叠加停堆后,γ射线能量对中间量程测量值影响较大.致使P6信号出现较晚,影响大小修...     

福清核电厂基于堆外核仪表系统中间量程测量的动态刻棒试验

通过分析堆外核仪表系统的功率量程和中间量程的性能,使用堆外核仪表中间量程的测量信号进行动态刻棒试验数据验证。验证结果表明,基于堆外核仪表系统中间量程的动态刻棒试验可作为传统动态刻棒试验的一种手段,其测量误差在验收准则允许范围内,且无需进行本底电流测量即可减少动态刻棒测量时间。      

HFETR核功率保护仪探测器失效处置方法研究

高通量工程试验堆在运行期间,由于核功率保护仪探测器失效将直接影响反应堆的运行安全与运行质量。为此,提出了在不停堆和不影响运行需求的状态下,核功率测量仪与核功率保护仪共用一支中子探测器的使用对策。本文就此方法对核功率测量仪的电流进行研究分析,研制出一种信号适配器,经试验验证,满足反应堆运行需求,大大提高了反应堆的可运行性与经济性。     

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。     

铅铋冷却快堆瞬态超功率事故分析

借助中子学与热工水力学耦合的安全分析程序对铅铋冷却快堆概念设计模型的有停堆保护瞬态超功率(PTOP)和无停堆保护瞬态超功率(UTOP)进行了模拟,并对反应堆的安全特性进行了分析。结果表明,在有停堆保护瞬态超功率过程中,由于停堆保护作用,燃料、包壳及冷却剂温度都远远低于设计限值;对于无停堆保护情况,燃料、包壳及冷却剂等的温度先增大后减小,在约200 s后达到了新的稳态,各参数的峰值均小于安全限值,表明反应堆是安全的。     

钠冷快堆停堆保护方案研究

在借鉴中国实验快堆（CEFR）热工模型建模经验的基础上,利用Relap5程序建立霞浦示范快堆（CFR）的主要系统模型,并参考快堆安全分析中的预期瞬态无停堆保护（ATWS）的分析方法,对发生反应性意外引入事故时的安全裕度和停堆保护进行仿真研究。仿真结果表明,额定功率下发生反应性引入时,不会触发短周期的报警和停堆;当发生补偿棒失控提升5 s和10 s时的反应性意外引入事故,目前一回路保护参数整定值、信号测量延迟及安全棒落棒时间可以取其他值;当补偿棒失控提升15 s时,在目前的设计下,核功率和功率流量比信号能确保事故下的反应堆状态符合事故验收准则。当其他保护信号失效,堆芯出口钠温所触发的停堆保护若要实现同样的功能,则需保证反应堆在14.85 s之前进入深度次临界。      

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     

10MWt固态燃料熔盐堆控制棒失控抽出事故分析

钍基熔盐堆核能系统项目是中科院先导科技专项之一,其战略性目标是研发第四代熔盐冷却裂变反应堆核能系统。基于10 MWt固态燃料熔盐堆的系统设计,开发了适用于球床式反应堆系统的安全分析软件,并以高温气冷堆为对象对程序计算结果的准确性进行了验证。基于该软件程序,对固态燃料球床堆(Thorium Molten Salt Reactor-Solid Fuel,TMSR-SF)控制棒失控抽出事故进行了分析计算,研究了不同停堆限值及各停堆信号对事故的影响。计算结果表明,超功率停堆限值越高,出口温度限值越大,信号延迟时间越长,反应堆停堆越晚,堆芯功率和燃料最高温度越高。在TMSR-SF控制棒失控抽出事故下,燃料最高温度不超过860°C,远低于1 600°C的熔化温度限值。     

快中子脉冲堆用快速响应保护仪

为了保证快中子脉冲堆在爆发脉冲后迅速停堆,研制了快速响应保护仪。该仪器采用ST401快速响应塑料闪烁体配以GDB-44F型光电倍增管作为探测器,通过电流放大后输入触发器单元,在功率超过保护设定值后12μs内输出触发信号,触发主安全块在100ms内下降5mm,使堆处于深次临界状态。在CFBR-II堆的200余次脉冲运行中,快速响应保护仪触发主安全块下降5mm的时间小于90ms,保障了堆的安全。     

快中子脉冲堆用快速响应保护仪

为了保证快中子脉冲堆在爆发脉冲后迅速停堆,研制了快速响应保护仪.该仪器采用ST401快速响应塑料闪烁体配以GDB-44F型光电倍增管作为探测器,通过电流放大后输入触发器单元,在功率超过保护设定值后12μs内输出触发信号,触发主安全块在100ms内下降5mm,使堆处于深次临界状态.在CFBR-Ⅱ堆的200余次脉冲运行中,快速响应保护仪触发主安全块下降5mm的时间小于90ms,保障了堆的安全.     

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.     

CAP1400 MSLB事故破口谱分析及极限工况瞬态分析

CAP1400核电厂与传统的"二代"核电厂区别较大。CAP1400反应堆在AP1000的基础上进行了一系列改进。采用RELAP5/MOD3.3程序建立CAP1400核电厂模型,对主蒸汽管道破裂事故的破口谱进行分析,结果表明,直到0.058m~2的蒸汽管道破口都不会触发反应堆停堆。对于0.059～0.105 m~2的蒸汽管道破口,反应堆由超功率△T信号触发停堆。对于0.106～0.15 m~2的蒸汽管道破口,反应堆由蒸汽管道低压力安注信号触发停堆。从DNB和燃料中心熔化保护角度考虑,极限工况是破口尺寸为超功率触发停堆的最大破口尺寸0.105 m~2。对极限工况的热工水力瞬态进行研究,分析堆芯流量、热流密度、温度、压力等关键参数随时间变化的趋势。采用VIPRE程序对DNBR进行计算,得到事故对应的最小DNBR为1.914,大于验收准则1. 45,表明CAP1400反应堆在主蒸汽管道破裂事故下安全可靠。     

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。