大亚湾核电站堆芯结构和与物理试验相关的重要系统

简单介绍了大亚湾核电站堆芯结构和与物理试验相关的重要系统。这些系统包括反应堆芯系统(COR)、长棒控制系统(RGL)、堆芯测量系统(RIC)、堆外核测仪表系统(RPN),失水事故监视系统(LSS)、集中数据处理系统(KIT)和试验数据采集系统(KDO)。此外,对于其他系统,例如反应堆冷却系统(RCP)、化学和容积控制系统(RCV)、反应堆硼和水补给系统(REA)、核取样系统(REN)及反应堆控制系统(RRC)等,仅对与硼浓度的调节与估算有关内容作了说明。对这些系统的了解不仅可以熟悉它们的作用和功能,更能对堆芯物理试验的原理、步骤、注意事项和技术关键加深理解,也能对试验结果作进一步分析有所帮助。     

TMSR熔盐回路的漏热功率在线监测软件

简述了钍基熔盐堆核能系统(TMSR)熔盐回路漏热功率在线监测软件功能和开发过程。基于EPICS构架,通过采用分段式的实时温度数据采集与在线处理的方法,首次实现了TMSR信号实时处理与监测功能,完成了用于实现TMSR熔盐回路漏热功率在线监测软件的开发,为TMSR监控系统的后续功能开发和TMSR正常运行提供了可靠的技术支持和保障。     

DNB电源监控系统的设计探讨

DNB(中性束诊断)电源监控系统是DNB装置的重要组成部分,对整个装置的安全、可靠运行起自动化工程学院,安徽合肥 230009;3.美国得克萨斯大学聚变研究中心)着关键中用.介绍了DNB装置的原理及结构,特别是DNB装置的电源系统,重点对DNB电源监控系统的设计思想、体系结构和控制功能作了详细探讨.最后对该监控系统的电磁兼容性问题作了简要叙述.     

步进电机控制系统的设计及其应用

介绍了基于MSP430F149单片机的步进电机控制系统的设计。在硬件部分,描述了该系统的硬件配置和工作原理;在软件部分,分析了单片机控制程序和步进电机运动的设计过程。该系统具有研制成本低且扩展好的特点,并具有软件功能强、操作使用简便等优点,满足了兰州重离子加速器冷却储存环(HIRFL-CSR)系统中对五相步进电机的各种控制要求。     

基于C#反应堆数据监测与分析软件设计

利用C#技术,设计开发了一套C/S结构的数据监测软件(以下简称Core Mis)。Core Mis是堆内测量系统的人机接口软件,软件实现了Modbus TCP/IP协议下与信号处理系统机柜中通讯传输卡件固件的通讯功能,在线获取中子注量率值,并对数据进行离线计算,分析各通道状态趋势,并输出报表,实时监测系统机柜及其主要设备和卡件的状态信息。     

禁核试国家数据中心放射性核素数据处理系统

本文分析和研究了全面禁止核试验条约(CTBT)组织国际数据中心(IDC)放射性核素监测数据处理软件(IDC RMS R3.0)的系统结构和数据处理流程.依据流程分析,在我国禁核试国家数据中心(CNNDC)硬件和软件资源条件下,完成了放射性核素数据处理系统(CNNDC/RN)的硬件和软件配置,并使用多种数据源对系统进行了调试,解决了出现的问题,使系统具有了对CTBT国际监测系统(IMS)核素台站数据的接收、分析处理、结果发布和检索的功能,实现了国家数据中心放射性核素数据处理系统的自动化运行.     

核电厂松动部件监测系统误报警分析处理与改进建议

简要介绍了岭澳核电站二期3号机组松动部件与振动监测系统(KIR)传感器的位置布置,采用持续监测及软件模拟的方法对机组冷态功能试验及热态功能试验期间的报警问题进行了分析,并分析了由过载导致的报警原因及解决措施；对由系统原始缺陷导致的故障提出了改进建议:加宽系统的探测范围并增加测量通道.     

TMSR数字化反应堆保护系统数字信号与逻辑处理功能的FPGA实现探讨

现场可编程逻辑门阵列(Field Programmable Gate Array,FPGA)在反应堆保护系统中得到越来越广泛的应用。中国科学院上海应用物理研究所的钍基熔盐堆(Thorium Molten Salt Reactor,TMSR)核能系统先导项目拟采用FPGA技术开发数字化的反应堆保护系统,本文探讨使用FPGA设计TMSR保护系统的数字信号处理(模数转换芯片驱动、数字滤波、定值比较)以及逻辑处理(逻辑符合)功能模块,同时通过软件仿真和硬件测试,为FPGA功能验证和确认(VV)打基础。软件仿真和硬件测试结果表明在TMSR保护系统内使用FPGA实现数字信号处理与逻辑处理在技术上是可行的。     

虚拟TXP控制系统软件设计与开发

以西门子TELEPERM_XP (TXP)电站分散控制系统(DCS )为仿真对象,在Windows平台上设计和开发了基于虚拟DCS技术的具有高逼真度和可信度的虚拟TXP (Virtual TXP,VTXP)控制系统软件.在开发过程中采用了面向对象建模、模块化程序设计的方法,使用VC++作为开发工具,利用多线程、ActiveX控件、Web网页、Socket网络通信等技术,实现了对TXP全范围动态仿真,用软件的形式再现了TXP系统硬件和软件的功能.本系统软件的开发,对于大型燃煤电站、核电站、联合循环电站的仿真系统建设和控制系统设计、调试、验证、维护等具有技术借鉴意义.     

核电厂虚拟控制系统报警软件设计

通过对核电厂数字化仪控系统Ovation报警功能进行分析,设计专门用于虚拟控制系统的报警软件。软件以虚拟分散处理单元(DPU)运行服务器中控制功能模块运算结果作为报警触发源,利用套接字通信模式实现报警信息的传输,以Active X控件实现报警显示画面的实时交互。该虚拟控制系统报警软件可仿真模拟核电厂Ovation报警系统的主要功能,为核电厂操纵员培训和提高处理故障能力提供有力支持。     

铅铋-水直接接触沸水快堆系统子通道耦合热工分析

新概念铅铋-水直接接触沸水快堆（PBWFR）结构紧凑,具有可移动性,在海岛、偏远地区具有很强的应用价值。本文通过将铅铋合金冷却快堆子通道分析程序SUBAS和铅铋合金冷却快堆热工水力系统安全分析程序SACOL耦合,对PBWFR进行分析,重点分析了无保护超功率（UTOP）事故,得到了PBWFR堆芯子通道和系统热工水力特性。结果表明,SACOL程序与耦合程序计算结果的相对误差不超过4%,证明了单向耦合和分步计算的正确性和合理性。采用耦合计算能更加准确地描述事故后组件内各子通道的热工参数变化,弥补了单通道程序分析的不足。在UTOP事故分析中,随着功率上升,包壳温度会迅速升高,热通道内包壳温度最高会达到834 ℃,超过许用限值800 ℃而导致包壳失效。因此包壳温度需在事故开始时具有足够的安全裕量,才能保证事故后反应堆的长期安全运行。     

Engineering of diagnostic equatorial port plugs for ITER

Within the ITER vacuum vessel, there are a significant number of diagnostics, measuring items such as plasma density, temperature and impurities; and providing a visible image of the ITER plasma. Since reliable diagnostic measurements are critical to the successful operation of ITER, robust structural design of the diagnostic supports, or port plugs, is also essential. The port plugs are substantial steel structures, mounted in both the equatorial and upper ports on the vacuum vessel. They not only support the diagnostics, but also provide functions of baking, cooling, and neutron shielding.Significant progress has been made in the mechanical design of the port plugs, culminating in the proposal of a new conceptual design, which uses the lid of the port plug as a structural member. This allows the port plug's mass to be more efficiently distributed, providing additional space for diagnostics, and better neutron shielding. A critical aspect of the design has been to provide a suitable interface between the lid and body of the structure which will support all of the structural loads which may be applied to the port plug. The lid also allows easy access to the diagnostic components when maintenance is required.Analyses have been carried out in support of the proposed changes. Structural analysis indicates that the wall thickness of the port plug could be reduced from 130 mm to 40 mm. Thermal analysis has demonstrated that the cooling and baking requirement for the port plug structure is less challenging than originally thought, and hence could be carried out in a simpler fashion. Neutronics analysis has led to a better understanding of the impact of different shielding materials and cavities through the contents of the port plug, and show that it may be possible to reduce the shielding thickness from 2000 mm to 1000 mm. Further electromagnetic analysis has been carried out demonstrating that modelling the effect of plasma movement will not affect the resultant loads by more than 20%, and that the originally defined port plug loads were probably conservative.     

Seismic analysis of RCS with finite element model for advanced PWR

Reactor Coolant Pumps (RCPs) are very important to the safe operation of Nuclear Power Plants (NPPs), especially during the earthquake, which needs detailed seismic analysis of individual RCPs and the boundary conditions, for example, at the nozzles. In this paper, three-dimensional finite element model of Reactor Coolant System (RCS) is constructed from a systematic perspective to perform dynamic evaluation, in which the boundary conditions could be given. The seismic spectrum analysis with three orthotropic directions is performed to obtain the stress and displacement response, which shows that the maximum Tresca stress locates in the connection part of SG with RCP and the maximum displacement occurs at the surge line. Sensitivity analysis of spectrum input angle and stiffness of supports is performed, which may be useful to further design and analysis. Furthermore, direct integration method is used to perform time-history analysis, and the boundary conditions of RCP, the loads, acceleration and displacement at nozzles are obtained, which could support the detailed analysis of RCP components. Besides, the lumped mass model of RCS is also constructed to compare with three-dimensional finite element model, which means that for the complicated geometry the 3-D model is better than the lumped mass model.     

天然石材放射性核素的HPGe快速分析研究

根据天然石材226Ra、232Th与其子体是处于放射性平衡的特点,研究了制样过程对226Ra与其子体平衡过程的影响.发现样品盒里样品装得越满,初始平衡度越高,增长系数越大;当样品上面的空间为零时,初始平衡度最高,增长系数可达到理论值.多种不同石材实验还表明,不同石材226Ra子体增长曲线很接近,意味着未平衡时的测量结果与平衡时的测定值有很好的确定性关系.还给出了不同平衡时间的校正因子.此方法有可能推广到建材等放射性检测,只要能确认样品未粉碎前226Ra、232Th与各自子体处于放射性平衡.     

Trace metal distribution studies in river water by PIXE

Proton induced X-ray Emission (PIXE) has been used to measure the trace metals especially heavy metals in Chaliyar river water samples to assess the impact of pollutants from the industrial wastes. Water samples were collected in summer and rainy seasons from three different depths along the course of the river. Measurements were carried out with 2 MeV proton beam using a 3 MV tandem pelletron accelerator at Institute of Physics, Bhubaneswar. Results from the water Samples collected in both the seasons show that the concentrations of certain heavy metals like Hg, Zn and Pb are more than the prescribed limits. This is because of pollution due to industrial wastes, indicating a need for improvement in the industrial waste treatment.     

核电厂电气厂房地震响应敏感性分析

利用人工地震波生成算法,探讨考虑土壤-结构相互作用的核电厂电气厂房地震响应动力分析模型和计算方法。通过比较楼层反应谱,研究岩土材料参数和载荷的不确定性对结构响应的影响。结果表明:岩土材料参数对核电厂电气厂房地震响应的影响更大,单一岩土材料参数下计算得到的拓宽后的楼层反应谱不能完全包络参数变化带来的地震响应差别。即使最终的反应谱大于或等于各种不同岩土参数下的楼层反应谱,仍有必要对不同岩土参数下的楼层反应谱做包络。     

渗氮钢表面氮含量的核反应分析研究

本文研究了利用核反应~(15)N(p,αγ)~(12)C分析渗氮钢表面氮含量的最佳测试条件。在入射质子能量为1MeV时,分析灵敏度为～0.03％。工厂实际检测结果表明,在渗氮炉中部,~(40)Cr钢渗氮表面的氮含量为(9.1±0.6)％,而上下边沿部位表面氮含量明显降低。对氮的深度分布进行了讨论,核反应分析法对渗氮产品质量的检验和工艺的改进具有实用价值。     

屏蔽电机设计性能的参数效应分析

本文基于第三代反应堆AP1000所用屏蔽式主循环泵的相关参数及电机设计手册,研究了屏蔽电机的概念设计,并对其性能受部分设计参数影响的敏感性进行了分析。分析结果可为电机设计提供参考,为电机优化提供帮助。     

反应堆主循环泵故障诊断

应用振动监测技术，通过参数分析、信号分析及谱分析，对反应堆一循环在役主泵的故障进行了分析诊断。诊断结果与解体结果完全一致。