秦山二期扩建工程堆芯冷却监测系统核级软件开发

在秦山二期扩建工程中,首次采用了安全级DCS平台来实现堆芯冷却监测系统信号处理.由于安全级软件开发技术难度高,过程复杂,标准严格,因此在国内尚属起步阶段.论文以秦山二期扩建工程软件开发和V&V实践为基础,详细论述了整个开发流程和相关关键技术.     

广东岭澳核电二期工程数字化棒控棒位系统设计

广东岭澳核电二期工程控制棒控制系统和控制棒棒位监测系统(以下简称棒控棒位系统)采用基于法国AREVA的安全级仪控平台TXS技术和数字化技术,以及冗余设计技术手段,实现了反应堆温度和功率的集中控制.采用大功率晶体管实现了对控制棒的"一带一"控制;采用分组编码探测器对控制棒在堆芯中的位置进行监测.本文对其设计要求和设计特点进行了介绍,并将没计结果与岭澳核电一期和秦山二期棒控棒位系统的设计结果进行了比较.结果表明,岭澳二期的棒控棒位系统能为运行人员和维护人员提供丰富的信息,方便了系统的运行和维护,提高了系统的可靠性.     

秦山三期CANDU6机组停堆大修时热阱核安全要求分析

对秦山三期CANDU6机组停堆大修时堆芯燃料过热的敏感性进行了分析,介绍了秦山三期CANDU 6核电站1#机组101大修期间热阱的安全原则、管理细则.对停堆期间不同的堆芯余热情况下,失去冷却热阱后燃料达到过热前允许的恢复热阱时间进行了分析计算;并结合首次大修对大修期间低水位工况下停堆冷却泵连续运行、失去四级电源、临时盖板的使用等问题进行了分析,提出了具体建议.     

大亚湾核电站堆芯冷却监测系统改造实践

堆芯冷却监测系统(Core Cooling Monitoring System,简称CCMS)用于对压水堆堆芯冷却状态进行监测,属于安全级系统。北京广利核公司采用FirmSys安全级数字化仪控平台产品,对大亚湾核电站CCMS系统进行了数字化改造,以解决原系统可用性降低、堆芯冷却状态算法存在不足、记录功能较弱的问题,同时满足大亚湾核电站事故管理规程从事件导向规程(EOP)向状态导向规程(SOP)过渡的需要。改造后的1#机CCMS系统在2013年11月投入使用,运行稳定可靠。这是国内在役核电厂安全级数字化仪控系统的首次改造,也是国产核级安全级数字化仪控产品FirmSys在国内核电站安全级的首次应用。改造方案可供同类系统改造借鉴。     

秦山Ⅱ期核电站采用环形燃料LBLOCA研究

环形燃料是一种采用双层包壳和环形芯块内外冷却的新型压水堆燃料,与传统的棒状燃料相比,新的结构形式使环形燃料具有更好的安全性能。秦山Ⅱ期核电站被选用为参考电站,对装载环形燃料元件的秦山Ⅱ期核电站进行大破口失水事故(LBLOCA)研究,并将环形燃料堆芯的计算数据与棒状燃料堆芯的比较。结果表明,采用环形燃料的核电站在事故过程中具有更好的安全性能。     

秦山第二核电厂堆芯损伤评价软件升版

秦山第二核电厂正对应急系统进行改造,这对堆芯损伤评价程序提出了新的要求。现有的堆芯损伤评价程序（CDA2）主要依赖事故后取样系统（PASS）,其分析评价存在着巨大的时间滞后性,致使其分析结果难以为核电厂的事故应急决策提供有效的支持,而且CDA2不具备分析向环境释放的源项数据的能力。鉴于上述原因,应秦山第二核电厂的要求,中国原子能科学研究院对目前秦山第二核电厂采用的堆芯损伤评价程序CDA2进行升版。     

压水堆核电厂换料堆芯装载优化专家系统SEDRIO/INCORE研制

依赖于专家知识建立了大亚湾核电站和秦山第二核电厂换料堆芯装载知识库,在此基础上进行换料堆芯装载方案启发式优化搜索。应用已用于工程设计的二维细网堆芯燃料管理程序系统(INCORE)进行装载方案评价,采用循环长度和堆芯功率峰因子综合指标计算装载方案的价值并评价其优劣程度。用该系统分别对大亚湾核电站二号堆第四循环和秦山第二核电厂第四循环堆芯优化方案搜索计算。结果表明,无论从堆芯径向功率峰因子还是从循环长度指标来看,专家系统SEDRIO/INCORE搜索得到的装载方案都明显优于参考方案。     

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.     

秦山重水堆压力管更换项目乏燃料水池安全性研究

秦山重水堆在实施全堆芯380根压力管更换项目时，需将全堆芯乏燃料传输至乏燃料水池中进行临时储存。本文结合机组现状，对乏燃料水池贮存能力，以及乏燃料热量排出冷却数据等进行研究和论证，以确保乏燃料暂存过程的安全性。     

压水堆核电厂换料堆芯装载优化专家系统SERION／INCORE研制

依赖于专家知识建立了大亚湾核电站和秦山第二核电厂换料堆芯装载知识库，在此基础上进行换料堆芯装载方案启发式优化搜索。应用已用工程设计的二维细网堆芯燃料管理程序系统（INCORE）进行装转方案评介，采用循环长度和堆芯功率峰因子综合指标计算装载方案的价值并评价其优劣程度，用该系统分别对大亚湾核电站二号堆第四循环和秦山第二核电厂第四循环芯优化方案搜索计算。结果表明，无论从堆芯径向功率峰因子还是从循环长度指标来看，专家系统SEDRION／INCORE搜索得到的装载方案都明显优于参考方案。     

CPR1000核电站堆芯出口冷却剂过冷度测量不确定度评定

中国百万千瓦级先进压水堆(CPR1000)核电站反应堆通过堆芯冷却监测系统(CCMS)测量堆芯出口冷却剂的过冷度。本文分析了堆芯出口冷却剂过冷度测量过程中的各种误差来源,对饱和状态下堆芯出口冷却剂温度测量的不确定度进行评定,得到不确定度区间边界随一回路压力变化的曲线,给出了用于判断堆芯冷却状态的堆芯出口冷却剂过冷度测量的误差ε曲线的确定方法,该方法已在CPR1000核电站中得到实际应用。     

秦山核电二期工程堆芯测量系统设计

秦山核电二期工程堆芯测量系统采用计算机技术实现了对相关数据的自动采集、数据处理和信息显示.调试和运行结果表明,该系统测量精度高、性能良好,其设计完全满足工程要求.本文简要介绍了该系统的设计方案、系统功能、系统组成、工作原理和应用情况.     

严重事故下正常余热排出系统向堆芯注水策略分析

选取导致堆芯熔化频率最高的始发严重事故--直接注入（DVI）管线断裂事故,以及典型高压熔堆事故--丧失主给水始发事故(LOFW),利用MAAP4程序,分析反应堆堆芯热工水力行为,并对正常余热排出系统（RNS）堆芯注水策略的有效性与负面效应进行评估。分析结果表明,在DVI管线断裂事故和LOFW严重事故序列中,利用RNS进行堆芯注水可有效终止堆芯熔化进程,维持堆芯长期冷却。但堆芯再淹没会产生更多的氢气,存在增加安全壳氢气燃烧风险的可能性。此外通过分析利用严重事故管理导则中辅助计算文件给出的堆芯最小流量实施堆芯注水策略,讨论注水流量对堆芯冷却的影响,结果表明,在实施堆芯注水策略时,建议在系统允许的情况下采用更高的流速进行堆芯冷却。     

VVER堆芯捕集器换热特性数值模拟研究

核电厂发生堆芯熔毁严重事故后，堆芯熔融物可能熔穿反应堆压力容器壁面造成第二道屏障失效，此时可通过堆芯捕集器收集并冷却熔融物以防止事故进一步发展。为了探讨俄罗斯VVER(Vodo-Vodyanoi Energetichesky Reactor)采用的坩埚式堆芯捕集器中熔融物的冷却过程，本文根据VVER堆芯捕集器设计资料推导参数，采用多物理场耦合软件COMSOL建立相应的计算模型，对堆芯捕集器中熔融池的流场、温度场和结壳情况进行了数值模拟研究。计算结果表明：在分层熔融池结构下，金属层会迅速凝固，含衰变热的氧化物层冷却十分缓慢。为了实现坩埚式堆芯捕集器设计功能，需要相关设备和支持辅助系统在很长时间内保持可运行性。     

AP1000非能动堆芯冷却系统及系统设计瞬态研究

AP1000在标准设计中革新性重大改进之一就是采用了独特的非能动堆芯冷却系统(PXS)。目前世界上在役核电厂和在建核电工程中,AP1000非能动堆芯冷却系统是第一个完全采用非能动手段来达到堆芯冷却、冷却剂补充以及限制放射性释放等安全功能的安全相关系统。文章结合AP1000非能动堆芯冷却系统设计与运行,应用包络方法对一些重要的设计瞬态进行研究分析,从而得出系统设计的合理性和系统功能实现的可行性,为自主研发ACP100、ACP600、ACP1000等第三代核电技术提供借鉴和参考。     

秦山三期CANDU堆应用稍浓铀的研究

对秦山三期CANDU堆应用稍浓铀的可行性用DRAGON／DONUON程序做了时均堆芯研究分析确定秦山三期采用稍浓铀的最优富集度为1.125wt％并对使用此富集度稍浓铀的秦山三期CANDU堆做了基于通道年龄模型的瞬时堆芯检验计算结果表明,在使用2．4棒束换料及简单的分2个燃耗区,外内区燃耗比为0.9时,能够满足秦山三期运行执照限制秦山三期CANDU堆使用此富集度燃料的经济效益的初步分析表明,它将使燃耗提高到185GWd／t(U),每年节省天然铀资源约53吨,减少乏燃料约116吨,节省燃料循环费用约6700万元计算表明,勿需对秦山三期堆芯结构和运行模式做重大改造即可完成天然铀向稍浓铀的过渡。     

核电厂安全仪控系统多功能测试、诊断和培训平台的研制

田湾核电站(TNPS)安全仪控系统采用了1E级的数字化软/硬件平台TELEPERM XS(TXS)。为满足系统设备故障诊断、备件性能测试及工作人员维修技能培训的要求,通过对TXS系统设备运行环境及配置特点的研究,并充分吸收国内外数字化仪控设备测试系统的经验,开发并建立了一套集TXS系统软/硬件测试、故障诊断及维护培训于一体的多功能平台。实践证明:平台运行能够很好地完成系统软、硬件设备的测试、故障诊断功能和培训任务,确保安全仪控系统的安全、可靠运行,对缩短检修周期、提高运行和维修人员的技术水平具有重要作用,可为其他核电站同类型的仪控系统提供参考。     

秦山第二核电厂堆芯燃料管理方案的选择与优化

堆芯燃料管理方案直接影响商用核电厂的安全稳定运行和经济效益.秦山第二核电厂1号和2号机组在经历了AFA-2G/AFA-3G燃料组件混合堆芯及提高燃料富集度改进后,将再次对堆芯燃料管理策略进行改进.本文从长燃料循环堆芯燃料管理策略改进项目的目标出发,阐述了堆芯燃料管理方案的选择与优化.     

田湾核电站安全仪控系统运行及维护经验

田湾核电站是国内首个实现全数字化仪控系统的核电站,其安全仪控系统部分采用了AREVA公司的TELEPERM XS系统平台来实现反应堆紧急停堆、专设安全设施驱动、反应堆功率限制和反应堆功率自动控制的功能,具有较高的可靠性.论文在简要介绍田湾核电站TXS系统的技术特点和组成结构的基础上,总结了TXS系统自投入运行以来的主要故障及运行事件,对这些故障及事件进行了详细的分析,并采取相应措施消除或减轻了这些事件给机组安全稳定运行带来的影响.     

大亚湾核电站堆芯冷却监测系统改造

针对大亚湾核电站堆芯冷却监测系统(CCMS)面临部件老化、备件无法采购导致系统工作不稳定及故障报警闪发的现状,提出对CCMS进行整体升级改造。描述新CCMS采用国产化安全级仪控平台Firmsys的设计方案,以及对新CCMS的功能及接口等关键技术进行研究与分析;介绍在安装调试阶段遇到的技术问题及其解决方法。对改造后系统进行功能验证,以实现CCMS的自主化设计和改造。