脉冲堆控制保护系统设计

脉冲堆有手动、自动、方波和脉冲4种运行方式。对应每种运行方式,提供相应的测量通道并对重要参数进行指示和记录,使操纵员获得必要的信息。保护系统和联锁为反应堆安全运行提供保证。保护系统监测少数几种参数并对测量值进行处理和逻辑选通,以确保反应堆在事故工况时的安全。功率调节系统能实现:以恒定周期升功率和恒速降棒降功率。这样,在启堆或变功率运行时,操纵员只需板动定值开关,堆功率即能自动跟踪定值功率。     

西安脉冲堆实验装置参数测试

反应堆各实验孔道的参数是反应堆的重要指标，也是反应堆应用的重要参数。在简单介绍西安脉冲反应堆参数测量方法、测量设计的基础上，详细给出了该堆上一些实验孔道的参数测试结果，为在该堆的应用工作提供参考。     

西安脉冲堆稳态控制棒驱动机构

西安脉冲堆稳态控制棒驱动机构是实现反应堆启动、功率调节和停堆的关键设备。该机构采用滚珠丝杠副的传动方式，通过电磁铁的吸合，可以带动稳态控制棒上下运行，当释放电磁铁时，可以实现快速落棒。本文介绍了稳态控制棒驱动机构的结构特点、设计参数和试验情况。该机构已成功应用于西安脉冲堆。     

西安脉冲堆脉冲参数分析

介绍西安脉冲堆堆芯装载布置,发射脉冲的过程和机理,脉冲参数的计算模型和程序以及计算值和实验测量结果分析。当引入2.478×10-2反应性进行脉冲运行时,实测脉冲峰功率为4301.3MW,达到了设计指标。西安脉冲堆总体性能达到了国外同类堆型的先进水平。     

西安脉冲堆计算值和实测结果分析

介绍了西安脉冲堆堆芯布置、计算模型和程序以及计算值与实验测量结果分析。西安脉冲堆在满功率（2MW）下连续运行了72小时，证明西安脉冲堆整个系统和设备是良好的、安全可靠的。根据西安脉冲堆计算值与测量值的比较，证明计算程序可靠，具有较高精度。西安脉冲堆理论计算值与实验测量值符合较好，完全满足工程设计要求，实验测量结果达到了设计指标的要求。     

西安脉冲反应堆稳态及方波运行核测量仪表研制

西安脉冲反应堆稳态及方波运行核测量仪表在国内原型堆同类仪表的基础上进行了改进与创新。减少了测量设备，并应用数字技术，使仪表可靠性提高，使用维修方便。介绍了该仪表的技术方案、仪表功能、技术特点及仪表的调试和运行情况。     

脉冲反应堆脉冲运行瞬态的子通道分析

为获得脉冲运行瞬态的堆芯温度场变化情况,本文开发了适用于低温、常压工况的脉冲反应堆瞬态热工分析子通道程序PRC-STAC。利用TRIGA MARKⅡ反应堆的瞬态参数对程序进行了验证,验证结果表明,二者符合较好。利用PRC-STAC程序计算了西安脉冲堆燃料元件和堆芯冷却剂的瞬态热工参数,并讨论了脉冲运行对燃料元件的安全影响。     

快中子脉冲堆动力学特性研究

快中子脉冲堆是一种可超瞬发运行的链式反应堆，在研究裂变反应堆瞬态物理过程和中子动力学过程等方面有重要的应用价值。介绍了快中子脉冲堆的动力学过程与特性，推导了动力学方程和超瞬发临界状态下的解析解。介绍了实验研究结果，测量了快中子脉冲堆超瞬发临界运行产生的脉冲中子辐射场的脉冲特性参数，获得了快中子脉冲堆中子动力学的基本特性参数。实验结果与建立的理论模型很好地符合。     

西安脉冲反应堆在非脉冲瞬态工况下的动态特性研究

西安脉冲堆仪表与控制系统正在进行数字化改造,需要一套动态特性分析程序提供非脉冲瞬态工况下实时变化的功率和燃料温度等参数。本文在以往铀氢锆脉冲堆经典分析程序的基础上,对堆芯物理模型进行了优化和补充,建立了西安脉冲堆动态特性分析模型,开发了可用于非脉冲瞬态工况分析的西安脉冲反应堆动态特性分析程序（XPRDCA）,开展了堆上实验,将程序的计算结果与堆上实验结果进行了对比,并研究了燃料温度反应性系数和气隙传热系数对动态特性的影响。结果表明,程序计算结果和堆上实验结果符合较好,采用优化后模型的动态特性分析程序计算速度显著提升。该程序可以用于数字化仪表与控制系统的设计和调试。      

我国第一座脉冲堆稳态运行试验

本文简要地介绍了我国第一座脉冲堆稳态运行试验方法和设施,给出了冷态和热态以及不同功率下的临界棒位,并给出了反应性、中子通量、功率系数、平衡氙毒和碘坑的测量结果,提供了一批有价值的工程试验数据。本堆实现了1MW 稳态功率运行,进行了连续72小时满功率运行,对反应堆的控制、保护、测量仪器及各系统和设备进行了考验。试运行结果表明:本堆性能良好,各项指标均已达到了设计要求。     

脉冲棒驱动机构及其调试

脉冲棒驱动机构是脉冲堆的一个关键运动设备,是承担脉冲堆脉冲运行的执行机构,同时也可用于稳态运行,在反应堆运行后期还兼作补偿棒驱动机构。 该机构采用气-电联合驱动,气动机构用于脉冲发射,电机减速传动机构用于调节脉冲行程和稳态提棒。本文对该机构的结构特点、运行特性和运行原理作了简要的说明,并介绍了机构装堆后的调试程序和调试结果。     

停棒子系统与控制棒组操作范围监测试验

本文叙述了反应堆保护系统停棒与汽轮机降功率子系统的系统功能、保护参数和秦山核电站控制棒组插入监测器的设计与参数选择,确定了控制棒提升上极限值和在不同工况下棒插入低位、低-低位整定值,并在热态零功率条件下加以验证。试验证明参数选择是合理的,为功率运行阶段提供了数据。     

钠冷快堆反应性意外引入事故时停堆保护研究

在反应堆系统中,当反应堆处于异常工况时,如果运行参数超出保护限值,则由保护系统触发相关保护动作,以保证反应堆的状态符合事故验收准则的要求。本文将通过Simulink建立钠冷快堆主要系统模型,在发生反应性意外引入事故时,借鉴快堆事故分析中预期瞬态无停堆保护（ATWS）的分析方法,基于相应保护参数的测量误差和数据处理过程对反应堆一回路的保护参数及其整定值进行研究,并确保钠冷快堆的状态在整个反应性引入事故过程中符合钠冷快堆的事故验收准则。仿真结果表明,当发生补偿棒失控提升5 s和10 s时,目前的堆芯出口钠温、功率、功率流量比等保护参数的整定值、信号测量延迟及落棒时间可取其他值。当补偿棒失控提升15 s时,只要保证保护参数整定值、相应参数的信号测量延迟及落棒时间能使反应堆在36.45 s前进入深度次临界都是可以的。     

Self-Limiting Power Excursion Characteristics of Light Water Reactor, (I)

The Doppler limited power excursion characteristics of a light water reactor and the shutdown mechanism by scram were analyzed on the Hitachi Training Reactor (HTR). For the purpose of the pulse operation tests, modifications were applied to the HTR to provide pulsing capability; a pulse rod was added, together with a back up device for shutdown, and provision of three instrumented fuel assemblies, equipped with thermocouples; the Al-clad fuel rods were replaced by stainless steel clad rods.

About 100 runs of pulse operation tests were performed in fullest security with reactivity insertions ranging up to 1.0 % Δk/k, in which last case the peak power reached 38 MW, with a reactor period of 29 msec.     

5MW THR控制系统的总体设计

本系统为5MW THR 提供核过程的监测、控制和保护,能实现本堆正常工况的稳定运行或变工况的调节以及事故工况下的反应堆保护。本系统由核测量、反应堆保护、反应堆控制、预警、在线计算机和控制室等6个子系统组成,并根据5MW THR 的用途和控制要求进行设计,力求简单和低成本。本系统的设计在某些方面不同于核电站控制系统,并为商用示范堆的设计和建造提供研究手段。     

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。      

核电厂仪控设备电磁干扰分析与定位

电磁干扰（EMI）对核电厂仪控设备的影响显著,某些核电厂发生EMI导致保护设备误报警、保护系统误动或拒动,从而造成误停机甚至停堆事故。因此,必须有针对性地对EMI各干扰源制定解决方案。本文以某核电厂温度测量元件受干扰为例,采用层层演进的方法,发现定位干扰源、分析干扰特性,直至提出解决方案,并采取完善重要保护信号接地、出台运行机组防EMI管理规定等措施,大大降低了EMI对于核电厂运行设备的影响。     

线功率密度和DNBR保护在田湾核电站的应用

堆内核测量系统是田湾核电站反应堆监测、控制和诊断系统的重要组成部分,在机组正常运行和瞬态工况下实时计算和监测反应堆参数。首次在田湾核电站将燃料棒线功率密度和偏离泡核沸腾比(DNBR)信号作为对反应堆的在线保护信号,达到了反应堆安全和经济运行的目的。     

钠冷快堆一回路主循环泵在厂外主辅电源切换工况下的运行特性研究

在厂外主辅电源切换时,为避免因一回路主循环泵（简称主泵）运行引起反应堆保护停堆或电机辅助绕组启动,对主泵惰转特性及转速控制进行分析,分别对快切和慢切工况下主泵的快速飞车启动和搜频飞车启动模式进行研究,给出了不同模式下主泵的最低转速预测模型,分析出了快切工况（断电1.5 s）下主泵最低转速为708.3 r/min,慢切工况（断电10 s）下最低转速为341.2 r/min。在主泵水台架上,用1.5 s和10 s断电试验来模拟厂外主辅电源快切和慢切工况,试验结果表明,快切工况下主泵最低转速为689r/min;慢切工况下主泵最低转速为346.7 r/min。最低转速预测值与试验值吻合较好,偏差小于3%。试验验证了主泵在主辅电源切换工况下的运行特性,可实现快切不导致反应堆保护停堆,慢切不导致辅助绕组启动,对反应堆安全运行具有指导意义。