秦山一期30万千瓦机组热功率下降分析

文章介绍了秦山一期30万kW机组第17循环热功率异常下降的现象。通过分析,确定了其原因是主给水流量孔板的测量特性偏差所致。为了确保在本循环剩余的时间内反应堆安全稳定运行,对后续时间的运行功率进行了预测,并制定了相应的管理应对措施。     

华龙一号小幅功率提升研究

对华龙一号热功率精度进行了分析,计算了蒸汽发生器出口压力测量精度、给水温度测量精度和给水流量测量精度对华龙一号热功率精度的贡献度,通过定量化的数据证明了主给水流量测量精度对热功率计算精度的影响最大。基于目前孔板流量计精度低,长期使用精度劣化的问题,提出采用高精度（0.3%）的超声波流量计来测量主给水流量,计算结果表明,采用超声波流量计可以获得0.97%的功率提升。      

500MW重水堆电站一台主泵停运后的瞬态分析

与早期的220MW重水堆相比，印度目前的500MW重水堆呈现了许多新的特性：为了评价这些新特性，如由两条回路、四台主循环泵和四个堆芯通道构成的主热循环系统，以及与主热循环系统相连的稳压器和给水、泄放系统之间的安全相关性，仿真模型的建立和瞬态分析是非常必要的、为了减少500MW重水堆主热循环系统体积膨胀和收缩以及避免瞬态过程中出现较低或者较高的压力，主热循环系统的压力控制系统由一个30m^3的稳压器以及与之相连的给水、泄放系统构成。一台主循环泵停止运行之后，另一条环路上相应侧的主循环泵也停止运行，在瞬态过程中反应堆功率阶跃下降。停止完好环路相应的主循环泵是为了避免造成两条环路流量和压力分布出现不对称。这就需要一个详细的瞬态分析来研究各个系统以及诸如稳压器、给水、泄放系统等辅助设施对于减轻事故后果所作的贡献。在质量守恒方程、动量守恒方程，能量守恒方程和状态方程的基础上，建立了500MW重水堆的所有主要部件和辅助系统的数学模型。所有相关的控制系统也都建立了模型，主热循环系统包括带有核燃料的反应堆堆芯、主循环泵以及由给水、泄放系统和稳压器组成的压力控制系统。除了各种蒸汽循环设备，二次侧系统主要包括蒸汽发生器、蒸汽发生器水位和压力控制部分。所有这些模型综合构成电站瞬态分析的计算程序。目前，已经采用该程序对某些瞬态进行了研究，以验证各种设计参数和控制定值。本论文研究了阶跃降功率和缓慢降功率两种情况下主热循环系统的详细数学模型，以及一台主循环泵瞬态时的参数变化。在反应堆功率缓慢下降的情况下，主冷却剂在蒸汽发生器传热管两端的温差很大，这可能被反应堆调节系统误判（认为是一个非常高的功率），由于高温差（蒸汽发生器传热管两端）信号而导致反应堆停闭。根据瞬态研究分析结果，为了使反应堆功率以较快的速度下降，避免出现高温差信号，建议采取阶跃降功率操作。     

核电厂反应堆最佳估计功率监测法的研究

反应堆功率是核电机组运行中的关键参数,其测量值对机组安全和经济运行均具有重要意义。反应堆功率测量值通常采用热平衡方法计算得到,但电厂运行经验表明功率测量值可能会出现高估或低估的情况。因此为在早期识别热平衡法功率测量值存在的潜在漂移或偏差,验证测量值的准确性,有必要引入反应堆功率监测手段。最佳估算功率监测法（BEPM）是美国核电厂反应堆功率监测的常用方法。本文重点研究了BEPM的数学原理和计算方法,通过举例介绍和讨论了该方法的工程应用。     

核电厂主泵振动控制技术研究

为解决秦山第三核电厂1号机组3号主泵的振动问题,通过在核电厂反应堆停堆期间,测量主泵系统的振动特性和模态参数,在反应堆启动升功率和满功率运行期间,测量主泵系统运行时的热位移、振动和相位变化过程,结合故障诊断分析技术、主泵运行历史数据分析、反应堆机组各种运行工况及运行参数变化对主泵振动的敏感度分析,确定了控制主泵振动的技术。首次将主泵振动水平控制在可长期稳定运行的优良水平,确保了核电厂反应堆长期安全运行的可靠性。     

HFETR堆芯及φ63辐照孔道γ释热研究

采用蒙特卡罗方法对高通量工程试验堆堆芯内的γ释热分布进行了详细的计算分析和研究,并对堆芯内φ63辐照孔道在不同状态下的γ释热分布进行了详细准确的研究。计算结果表明：堆芯内γ释热功率为3．29MW,燃料元件功率62．8MW,分别占堆芯总功率（70MW）的4．7％和89．7％;3个φ63辐照孔道内单位质量介质γ释热率分别为：G7孔道为3．016W／g,P12孔道为3．733W／g,P15孔道为3．627W／g。本研究为HFETR堆芯及各组件的热工安全分析提供了必要的数据,保证了反应堆的安全运行,节约了反应堆的运行成本,提高了反应堆的经济性。     

计算核反应堆堆芯功率的热平衡试验

反应堆功率运行时，燃耗变化会引起堆外中子通量密度变化，造成RPN核功率测量系统测得的反应堆功率与实际功率出现偏差。为了保证PRN反应堆堆芯功率测量的正确，大亚湾核电站利用热平衡的方法，即利用能量平衡原理计算反应堆堆芯的功率，然后对RPN测得的反应堆堆芯功率数据进行校核。本文主要对热平衡测量核反应堆堆芯功率的方法，计算原理进行全面的描述。     

核电厂主给水流量标定方法研究

某核电厂在机组调试试验期间曾出现主给水流量偏差过大、试验结果不满足要求,以致于机组重新升功率验证的情况.为避免此类情况再次发生,文章对主给水流量的标定方法进行了研究,以便减小主给水流量的测量偏差,提高试验一次性成功的几率.现场通过此方法验证,得出了良好的试验结果,因此对其他电厂同类仪表的调试工作有着较好的参考价值.     

岭澳核电站计算堆芯功率的热平衡试验分析

介绍了岭澳核电站反应堆功率运行时,为了保证RPN核功率测量系统反应堆堆芯功率测量的正确,利用KME(试验仪表系统)进行热平衡试验测量核反应堆堆芯功率的方法与计算原理,及其与大亚湾核电站试验测量方法的不同点、技术的改进及存在的问题。     

主给水旁路调节阀供水能力不足问题原因分析和处理

某核电厂1号机组执行役前调试试验过程中,出现主给水流量控制系统旁路调节阀供水能力不足问题.文章结合给水流量控制原理以及实际阀门特性分析了供水能力不足的根本原因,提出了分段修改函数控制器参数的改进方法.最终试验表明该方法有效解决了阀门供水流量不足问题,使得给水流量满足蒸汽发生器二次侧的需求.     

5MW低功率试验反应堆在我国建成

由中国核动力研究设计院自行设计、建造的5MW低功率试验反应堆于1991年8月2日正式建成并顺利完成72小时满功率连续运行。该堆为“游泳池”式试验反应堆,使用高通量工程试验堆用过的平均比燃耗小于百分之四十的核燃料,其额定热功率为5MW,最大热中子通量为8.03×10~(13_)n/cm~2.S,最大快中子(E_n≥     

HTR-10主氦风机停止试验的模拟

10MW高温气冷实验堆(HTR-10)是我国第1座模块式高温气冷堆。主氦风机停止试验是HTR-10的调试试验之一,该试验不仅证明了丧失强迫循环冷却时反应堆的安全性,也为系统分析程序的验证提供了实测数据。基于实际的试验工况,利用THERMIX程序对主氦风机停止试验进行了模拟,分析了反应堆主要参数的变化。对于反应堆功率,计算结果与试验结果符合得很好,证明了程序的正确性、合理性和适用性。试验过程中,燃料元件中心最高温度始终低于1 230℃的温度限值。     

压水堆核电厂反应堆轴向功率分布控制

本文介绍了采用低维等效原理和综合法技术,研制成功的压水堆轴向功率偏移控制和负荷跟踪计算程序。该程序为我国秦山二期2×600MW 核电厂反应堆的核设计提供了急需的计算手段。程序的计算精度满足工程设计的要求。本文还利用此程序完成了该反应堆负荷跟踪计算和各种典型的运行功率瞬态分析,初步确定了该反应堆的运行控制方式和轴向功率偏移的安全保护定值。     

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。     

秦山第二核电厂反应堆功率系数应用分析

功率系数用于反应堆功率变化过程中的反应性计算,但是在反应堆机组不同的运行情况下功率系数的应用并不相同,通过分析反应堆机组不同运行情况下功率系数的应用,有助于反应堆功率变化过程中的反应性计算。     

秦山核电厂320 MWe机组汽轮发电机组增容改造的堆机电匹配研究

在初步分析秦山核电厂320 MWe机组堆机电匹配的条件、传统方法和特点基础上,应用当前先进和高效的热工水力计算、管道阻力计算和热平衡计算软件,以机组增容改造的要求功率为目标,在确保核岛堆功率不超过加强工况功率的前提下,根据蒸汽发生器（SG）出口主蒸汽的不同压力、不同流量,按照一定的步长,同时考虑不同的给水温度、合理的主蒸汽管道阻力、优化的冷端参数,结合当前汽轮发电机组的设计、制造先进技术,进行热工水力和热平衡迭代计算,形成了优化的汽轮机进口主蒸汽参数及机组发电功率,在满足实现功率目标的同时,机组效率也得到一定提升。机组增容改造后,堆机电的参数及性能能够得到更好地匹配,机组的运行也更为安全、稳定和经济。     

基于CFD分析的文丘里流量计设计优化

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。     

序言

5MW 低功率反应堆(5MW LPR)是由原未建成的低功率反应堆(LPR)改建而成的。LPR 设计功率为100kW,改建后的堆(5MW LPR)功率为5MW。LPR 设计目的是研究 HFETR 有燃耗工况下的堆芯物理性能。改建的目的是:在保留原设计功能的前提下,提高反应堆功率,相应增设和完善各系统的设施     

CPR1000核电厂反应堆功率标定系统设计及验证

简要介绍CPR1000核电厂反应堆功率标定系统的运算原理、系统结构、验证过程及结果。采用IAPWS-IF97水和蒸汽物性模型、焓差-热功率原理计算核电厂核蒸汽供应系统热功率与反应堆核功率。该套系统于岭澳核电站3号机组调试启动中成功完成了反应堆功率测量系统、控制系统的实态标定。实际应用表明功率标定系统能够可靠地完成CPR1000核电厂堆芯功率标定。     

中国实验快堆蒸汽发生器首次进水试验分析研究

中国实验快堆(CEFR)作为中国第一座钠冷快中子反应堆,蒸汽发生器作为分隔二回路和三回路器的重要设备,其运行的稳定性、可用性对于中国实验快堆的稳定运行具有重要意义。中国实验快堆蒸汽发生器首次进水试验验证了蒸汽发生器具备了在低功率下运行的完整性、可用性、稳定性和良好的传热性能。根据记录数据就钠侧和水侧的对流换热进行了热平衡校核计算,计算结果表明了本次试验钠侧和水侧换热量平衡,计算结果表明在低流量、低钠温的运行工况下水侧为主要换热热阻,该热阻值可以由格尼林斯基(Gnielinski)公式确定。