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。     

RPN系统中间量程探测器性能监督方法

为提高福清核电RPN系统设备可靠性,基于设备工作原理及福清现场实践经验,构建了一套RPN系统中间量程探测器的性能监督方法.该方法针对RPN系统中间量程探测器的4种主要失效模式,选取典型参数进行监督,以期提前发现故障征兆,及时采取干预措施,提升设备可靠性.     

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。     

RPN系统源量程闪发及改进措施研究

针对核电厂反应堆核仪表系统(RPN)源量程通道闪发异常计数,甚至触发停堆等严重制约机组上行的问题,研究闪发成因,给出针对性的改进措施。本文以中国广核集团B核电项目2、3号机组为依托项目,将提炼的良好实践在安装阶段予以实施,经调试启动至商业运行的长期验证,该机组完全未出现任何因RPN源量程闪发异常计数而影响机组上行的重大问题。     

秦山第二核电厂中间量程保护设定值漂移和标定

商用核电厂中间量程探测器为反应堆提供升功率闭锁、低功率停堆以及非预期停堆3类保护控制信号。保护控制信号由中间量程测量的电流直接触发,然而在安全分析中是以反应堆的功率水平作为保护控制信号来进行分析的。中间量程电流与堆芯功率的对应关系受多种因素的影响可能发生变化,这种变化将导致中间量程功率保护设定值发生偏移。本文分析了保护设定值漂移的影响因素,提出了两种标定方法,给出了标定前后的相对偏差。     

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。      

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...     

启动前功率量程刻度系数的算法优化和应用

压水堆核电厂的设计中,RPN系统功率量程是监测核功率和轴向功率偏差△I的直接途径,功率量程刻度系数是保证监测结果准确性的重要参数。由于功率量程的核功率和轴向功率偏差示值直接参与反应堆的在线保护和控制,对启动前功率量程刻度系数的设定需要仔细地考虑。文章对常规刻度系数算法进行分析,指出算法中存在的不足之处及应用上的局限性,并应用修正方案对算法进行优化,经过实践验证,新的刻度系数计算方法能更好地满足机组现场需求,具有很好的推广意义。     

双G-M管宽量程辐射探测器设计

将Time-to-Count技术方法应用于双G-M计数管的辐射探测器,设计了G-M计数管高压快速充电电路和控制高低量程G-M计数管工作切换的电路,测试结果表明:双G-M计数管辐射探测器的量程跨度达9个数量级,测量上限达15Sv/h以上,实现了高低量程的平滑切换,还验证了探测器的稳定性和可靠性。     

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。      

钠冷快堆中间回路建模仿真及流量控制研究

针对钠冷快堆中间回路泵、管道、换热器等,采用Matlab/Simulink软件建立了一种仿真模型,对回路的流量和管道换热进行了计算。根据相似理论、泵水力特性曲线及回路压力损失等计算流量。编制了SFAC V1.0程序,该程序的计算结果与实验值符合较好,最大相对误差为5%。将管道划分为不同节段,在各节段上建立能量守恒微分方程组,从而建立了管道换热计算的模型。同时,对钠流量的控制方式进行了设计和改进,对控制参数进行了整定,并对流量需求进行了计算。计算结果表明,该控制方式的控制品质较高。     

500 kV刀闸开关共用机构的问题分析与预控研究

针对500 kVGIS刀闸开关共用传动机构的实际应用,结合事故案例,从设备基本原理、操作系统、五防逻辑等方面对其安全隐患问题进行分析,提出解决方法,详细介绍运行操作与检修维护时的注意事项、巡视和检修内容,从优化设备设计和提高人员的专业技能进行预控,避免和减少故障的发生.     

气体开关串级环形间隙放电相互影响机制研究

针对中空和非中空触发电极结构的两间隙开关,进行了触发击穿特性实验,对比两个间隙的击穿抖动和通道数,分析了串级两间隙的相互影响机制。实验结果表明：两只开关触发间隙击穿抖动和通道数变化规律基本一致;非中空开关自击穿间隙击穿抖动随工作系数的增大而减小,最小约3 ns,中空开关自击穿间隙击穿抖动始终约1 ns;非中空开关自击穿间隙难形成多通道放电,中空开关自击穿间隙通道数明显多于其他间隙。触发间隙首先放电产生紫外光,通过触发电极中空通孔预先照射自击穿间隙产生初始电子,是自击穿间隙击穿抖动减小、通道数增加的主要作用机制。     

放射性废物中等深度处置安全目标研究

随着我国核工业的发展,积累了相当数量的长寿命放射性核素浓度较高的低中放废物,IAEA建议将这些废物进行中等深度处置。为尽快开展中等深度处置的相关研究,调查分析了我国需进行中等深度处置的废物源项,在此基础上,参考国外中等深度处置设施的安全目标,结合我国相关核安全法规标准要求,给出了我国放射性废物中等深度处置设施关闭后长期安全目标为1mSv/a、安全防护时间尺度为1000a以上,其运行期间的安全目标可参考GB 13600中的相关目标值。利用OECD/NEA对核素浓度限值的推导方法,初步计算了钻探情景和钻探后情景主要核素的活度限值。     

宽量程fA级电离室电流测量

针对辐射探测中电流电离室输出电流十分微弱,且电流范围较宽,模拟电路处理困难,难以达到精确测量等问题,设计了可检测nA级到fA级的宽量程电流电离室微弱电流计.提出了以高精度前置放大电路、高分辨率模数转换为基础,从电气隔离、恒温控制、电磁屏蔽等方面,解决模拟处理电路微弱信号易受温度漂移、湿度、电磁干扰影响等问题的方法,从而...     

瞬时电离辐射敏感开关设计及效应分析

采用瞬时辐射敏感开关可避免电子器件在瞬时电离辐射环境下发生闩锁而失效或损毁。性能较好的开关须满足灵敏度高、抗辐射、抗干扰、驱动能力强等要求。本工作在RC延时电路的基础上设计了放电型和充电型两种辐射敏感开关,并通过瞬时电离辐射实验对两种开关的敏感度、关断时间稳定度、抗干扰能力进行了测试。结果表明,放电型开关的关断时间稳定度和抗干扰能力不及充电型开关,且探测单元采用晶闸管较采用二极管或三极管综合性能好;充电型开关更适合用于多次脉冲辐射环境,但开关中的缓冲单元输入端不能含有静电保护电路,否则影响开关关断时间。     

车载中放废液运输贮罐装置的验证与仿真分析

为了验证并分析车载中放废液(ILW)运输贮罐装置在机械性能、辐射防护等方面的安全性,本文通过理论计算和软件仿真分析等方法,对该装置机械性能方面的主要技术参数和辐射防护方面的屏蔽效果进行验证和分析,结果表明:该装置的壁厚、盖厚和焊缝应力满足钢制压力容器国家标准(GB 150.3—2011)的要求,其屏蔽效果能满足该装置技术规格书的要求,主筒体及封头的应力分布是均匀的,且壳体变形位移在允许范围内,该装置在机械性能和辐射防护方面是安全可靠的。     

CEFR中间热交换器一次侧数值模拟

应用CFX程序对中国实验快堆（CEFR）一回路中间热交换器（IHX）一次侧的1/6进行三维稳态模拟。计算获得IHX一次侧速度场、换热管束的温度分布及变化规律。结果表明,中间热交换器满足设计要求,能保证主热传输系统的正常工作。计算结果可为快堆调试及运行提供技术支持和理论依据。