基于国产化PXI模块的松脱部件监测系统软件开发

基于国产化PXI（面向仪器系统的PCI扩展）模块,利用中国核动力研究设计院（NPIC）研制的国产化松脱部件监测系统（LPMS）进行了16通道LPMS软件的开发,本文主要介绍了软件设计要求、设计原则、设计流程,以及主界面的设计,并重点对国产化PXI控制模块接口程序的软件实现进行了详细阐述。开发的基于国产化PXI模块的LPMS软件经测试满足设计要求,并已成功应用在出口国外某核电厂的LPMS中,为保障核电厂安全经济的运行起到了积极的作用。      

华龙一号核电机组主泵联锁逻辑研究

主泵是核电厂反应堆一回路系统的核心设备,其能否安全稳定运行关系到核电厂的核安全问题。华龙一号作为我国自主研发的第三代核电机组,其对反应堆一回路的安全性有着很高要求。本文针对华龙一号福清核电厂56号机组主泵的联锁控制逻辑,结合以往核电厂运行经验,对该联锁控制逻辑是否满足华龙一号安全性设计需求的问题进行了分析研究。其意义在于消化吸收国外先进设计理念,总结经验,从而尽早实现主泵全面国产化目标。     

秦山核电二期工程反应堆及反应堆冷却剂系统的仪表和控制

秦山核电二期工程反应堆及反应堆冷却剂系统的仪表和控制设计参考了大亚湾核电站的设计,但作了冷却剂系统三环路改二环路的适应性修改.本文总结了秦山核电二期工程反应堆及反应堆冷却剂系统仪表和控制的设计、重要仪表控制设备的研制.具体介绍了反应堆保护系统保护变量的选取、反应堆控制系统对堆芯的控制和监测以及提高核电厂可利用率的设计,并着重介绍了重要仪表控制设备的国产化研制过程.1号机组的成功运行证明设计和研制是非常成功的.     

反应堆保护装置校验设备设计

为了实现反应堆保护装置各功能单元的快速、自动化功能校验,设计反应堆保护装置校验设备。该设备通过基于现场可编程阵列逻辑(FPGA)的脉冲信号输出电路配合高速采集卡采样频率和缓冲区数据计数的方法,实现定值单元自检接口的测试;通过基于高精度恒压源、电压反馈、电流反馈模块的输出电路实现对高精度毫伏信号的模拟;通过故障定位专家系统实现对各功能单元的智能化故障定位。各项测试和试验结果表明,各项技术指标满足用户规定的要求。     

反应堆保护装置校验设备设计

为了实现反应堆保护装置各功能单元的快速、自动化功能校验,设计反应堆保护装置校验设备。该设备通过基于现场可编程阵列逻辑(FPGA)的脉冲信号输出电路配合高速采集卡采样频率和缓冲区数据计数的方法,实现定值单元自检接口的测试;通过基于高精度恒压源、电压反馈、电流反馈模块的输出电路实现对高精度毫伏信号的模拟;通过故障定位专家系统实现对各功能单元的智能化故障定位。各项测试和试验结果表明,各项技术指标满足用户规定的要求。     

反应堆保护系统应用软件集成测试方法

为进一步确保反应堆保护系统的安全可靠,建立了一套通用应用软件集成测试方法。该方法应用于福清核电厂5号、6号机组RPS系统,本文详细描述了该方法中的测试设计、仿真环境搭建、测试执行以及测试结果评估,为今后其他DCS项目的集成测试提供参考。     

压水堆核电厂反应堆功率控制系统测试设计与实现

反应堆功率控制系统是核电厂DCS系统的重要组成部分,本文阐述了其基本原理,并详细介绍了在工厂测试阶段完成其功能测试的实现方案。该方案以LabVIEW为基础,并结合相应的硬件设计,实现了反应堆功率控制系统信号的采集、处理和发送,以及测试结果的存储、计算和分析。通过在阳江核电厂反应堆功率控制系统工厂测试中的应用,该方案得出的测试结果表明,各工况参数符合理论及实际运行值,满足工厂测试的全部要求,并可为仪控行业中类似的测试提供参考和借鉴。     

基于NASPIC平台的反应堆保护系统架构设计研究

反应堆保护系统是核电厂中非常重要的安全系统,主要用于保护反应堆、环境及人员的安全,属于核电厂1E级仪表控制设备,其自身的可靠性和安全性,对核电厂的正常运行起着至关重要的作用。其中反应堆保护系统架构对整个系统的可靠性、可用率和可维护性等起着关键作用。本文基于龙鳞（NASPIC）平台,根据反应堆保护系统的功能需求和设计准则,提出了一套较为完善合理、满足功能和设计准则要求的反应堆保护系统架构。同时根据架构设计搭建了“华龙一号”科研样机,并基于FTA/Markov可靠性分析方法,就搭建的保护系统科研样机进行了功能测试和可靠性分析计算,证明反应堆保护系统架构设计符合设计要求,为后续项目的系统架构设计提供参考。      

红沿河核电厂反应堆保护系统定期试验方案设计

红沿河核电厂反应堆保护系统采用三菱的MELTAC安全级数字化仪控平台。在简介红沿河核电厂反应堆保护系统定期试验范围和原理的基础上,详细描述核电厂反应堆保护系统定期试验中的测量仪表通道试验、保护逻辑试验和输出信号及相关驱动器试验的设计方案,并对其特点进行分析。结果表明,红沿河核电厂反应堆保护系统定期试验实施方案充分利用了自动试验装置所带来的优势,扩大检测范围,在有效性、灵活性及便利性方面均有显著提高。     

核电厂安全级仪表在线监测系统技术研究

目前国内核电厂主要采取定期校准的方式对安全级仪表漂移进行管理,但该方法过于保守且经济性差。基于此,本文对安全级仪表在线监测系统技术进行了研究,首先对安全级仪表实际漂移数据进行了分析,明确了核电厂安全级仪表漂移的主要类型,证明了对安全级仪表开展在线监测的可行性。其次,通过对相关法规及标准的分析和研究,明确了核电厂安全级仪表在线监测技术的基本要求。最后,开展了在线监测系统技术的数据分析研究,对冗余仪表提出了等价平均算法,对非冗余仪表算法进行了分析并对多元状态估计模型（MSET）方法开展了基于电厂实际数据的建模验证,证明了该方法在核电厂应用的可行性。      

VVER机组松脱部件监测系统设计差异及功能验证

介绍了田湾核电站水-水高能反应堆（VVER）机组松脱部件监测系统（LPMS）的设计和设备结构组成，描述了其设计与美国核管会（NRC）RG1.133相关条款要求的差异。基于这些差异以及VVER机组的特殊性，分析了拟采取的改进措施存在的困难和不利影响。为执行与NRC RG1.133中安全要求相当的功能，在田湾核电站3号机组调试阶段开展了LPMS系统的功能补充试验，获取与压力容器相关的传感器信号的响应，验证了目前的传感器布置方式能满足NRC RG1.133的设计要求。      

通道缺陷模式下的松动部件撞击试验研究

利用在役核电站停堆检修的窗口,对核电站蒸汽发生器进行模拟松动部件撞击的试验,给出了松动部件监测系统（LPMS）在经过长期运行后的主要缺陷模式及处理方法。在指出LPMS故障自检功能中存在的盲区的基础上,分析了存在缺陷的通道对松动部件冲击信号的响应特征。研究表明,通道接触不良、电荷累积和多通道间信号干扰是造成通道信号失真的主要因素;电荷累积会对信号通道造成静电阻塞;多通道间的信号干扰是产生误报警、通道过载断路等现象的重要原因之一。      

结合AMTEC的小型自然循环快堆的关键技术研究

为满足远距离无人值守化等极端环境下的电源可靠供给,本文提出了一种结合碱金属热电转换器(AMTEC)的小型模块化反应堆(SMR)的概念,即SMR-AMTEC系统。针对该小型模块化反应堆的概念设计,本文研发了3项关键技术,即：基于转鼓的堆物理控制技术;正常功率条件下一回路全自然循环技术;基于自然循环的余热排出技术。针对与该小型模块化反应堆相耦合的小型多管循环式AMTEC单元,本文重点开展了3项关键部件制备技术的研发,即：AMTEC的TiN多孔薄膜电极制备技术;β″氧化铝固体电解质组件封接技术;吸液芯组件的制备及测试技术。通过对以上技术的研究与开发,初步验证了SMR-AMTEC系统的可行性。     

研究堆用自然循环阀样机实验验证

自然循环阀是研究堆停堆后利用自然循环方式实现堆芯余热排除的重要设备之一。研究堆用自然循环阀采用了特殊本体结构和10．5m长的远传操纵杆,以满足堆用自然循环阀的性能要求。为获得自然循环阀真实的阻力特性,并验证其动作可靠性,在模拟实验回路上对自然循环阀样机的密封性能、水力特性和操作机构可靠性进行了实验验证。结果表明：研究堆用自然循环阀样机性能及其可靠性满足了工程设计要求。     

Loose-parts monitoring: Present status of the technology, its implementation in U.S. reactors, and some recommendations for achieving improved performance

At the request of the U.S. Nuclear Regulatory Commission (NRC), an assessment of the technical development status of loose-parts monitoring systems (LPMS) and their performance record to date in commercial light-water-cooled nuclear reactor plants was made during the spring of 1977, using an on-site personal interview and equipment demonstration approach. Our study revealed that while presently demonstrated LPMS technology does indeed provide a capability for detecting the presence of those relatively massive loose parts that would likely constitute a serious operational or safety hazard to the plant, it unfortunately affords little information useful to the determination of the parts' safety significance and has not yet attained the levels of sophistication and reliability ordinarily associated with safety systems. We also found a definite need for specification of the functional requirements for LPMS, in the form of a clear and comprehensive statement of NRC policy regarding the formulation and implementation of safety-oriented, yet operationally practicable, loose-parts monitoring programs for both existing and future nuclear generating stations so that overall objectives of both the utilities and the regulatory agency might be satisfied simultaneously.

While it is our best technical judgment that loose-parts monitoring programs providing reliable detection (but not characterization) capabilities could be implemented with today's technology, the path on which the nuclear utility industry should proceed in order to meet NRC expectations is not completely clear. A Regulatory Guide entitled “Loose Part Detection Program for the Primary System of Light-Water-Cooled Reactors,” soon to be issued for public comment, constitutes a first step towards satisfying this need for guidance and goal establishment.     

An Accurate Digital Instrument to Measure Reactor Period

At facilities having a research-training reactor, such as the University of Missouri-Rolla Reactor (UMRR), one finds it necessary to perform a large number of rod calibrations during the course of the year. In practice rod worths are determined by measuring the reactor period created by an incremental withdrawal of the rod under calibration. Period is then related to reactivity thru the use of a publication such as the AEC publication, IDO16485. This frequent measurement of period makes it desirable to have a simple, automatic and accurate method to make such measurements. At UMRR we have designed, constructed and installed such an instrument. The instrument measures doubling time rather than period but, thru the use of an internal time base conversion, displays a four bit decimal number that is the reactor period in seconds. The instrument is simple in concept and utilizes the 7400 Series integrated circuits in the largest portion of the unit. The instrument is easy to operate and once initiated, will automatically complete the measurement of the period displaying the results. Error in the instrument can be shown to be less than 1.5%. Thus the unit meets the three requirements of simplicity, accuracy and ease of operation and in addition is moderately inexpensive, less than $120.     

秦山核电厂松动部件监测系统典型误报警事件分析和处理

松动部件监测系统（LPMS）是核电厂监测一回路中是否有松脱件的基本安全工具,误报警是困扰松动部件监测的一个最重要的问题。为了甄别误报警事件,分析了秦山核电厂运行过程中的典型报警事件数据和工况信息,确认主泵启停过程中的报警、雷雨天气触发的报警、堆顶风机切换触发的报警、主系统在升温升压过程的报警为误报警,并针对这几类典型的误报警给出了解决方案。      

核反应堆初次装料过程中堆芯中子计数率监测装置的研制

为实现核反应堆首次装料及换料过程中的安全控制,研制了核反应堆初次装料监测装置,完成了装置相关机械结构、电气结构设计和制造工作,装置主要包括3 He正比计数管探头组件、脉冲计数装置等.其中,探头组件采用新型结构,机械结构采用马笼头结构防水接头、防水屏蔽套筒和承重核测多芯屏蔽电缆组合的形式,探头组件电路结构采用快电荷灵敏前...     

Proposal of Integrated Test Facility for in-Vessel Thermofluid Safety of Fusion Reactors

A vacuum vessel (VV) of a tokamak fusion reactor like the International Thermonuclear Experimental Reactor (ITER) consists the first confinement barrier that includes the largest amount of radioactive materials such as tritium and activation products. The ingress of coolant event (ICE) is a design basis event in the ITER where water is used as the coolant. The loss of vacuum event (LOVA) is also considered as an independent design basis event. Based on the results of ICE and LOVA preliminary experiments, an integrated in-vessel thermofluid test is being planned and conceptual design of the facility is in progress. The main objectives of the integrated test are to investigate the consequences of possible interaction of the ICE and the LOVA and to validate the analytical model of thermofluid events in the VV of the fusion reactor. This paper introduces a conceptual design of the integrated test facility and a testing plan.