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。     

大亚湾核电站堆芯换料设计

介绍了大亚湾核电站堆芯换料设计准则、计算机程序、设计内容以及设计预计值与测量值的比较。结果表明,中国核动力研究设计院承担的两个机组反应堆第四至第六循环换料设计均满足该电站的安全和经济性要求,设计预计值与实测值符合良好。     

SOP规程下堆芯冷却监测系统的设计

在岭澳核电站二期工程中首次采用状态导向规程(SOP).根据该规程的要求,堆芯冷却监测系统(CCMS)需要完成SOP下6大状态功能中的2个监测任务,即一回路水装量和一回路压力温度的监测.由反应堆压力容器水位来反映水装量,用最低过冷裕度(△Tsat)来反映一回路的压力和温度.为了完成这些监测任务,从一次仪表、数据处理到信息显示相对于事件导向规程(EOP)下的设计都有重大的不同,本文主要从系统设计的角度对其进行描述.     

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.     

大亚湾核电站数据处理系统的堆芯测量功能

大亚弯核电站的堆芯测量由堆芯测量系统和数据处理系统共同执行测量功能，数据处理系统的计算机从测量系统的堆内仪表采集中子通量等数据经现场计算提供通量分布的分析。本文介绍了堆芯测量功能的测量原理、处理计算机软件结构。     

大亚湾核电站换料堆芯关键安全参数检验

简要介绍了大亚湾核电站换料堆芯的安全评价范围及安全评价所需检验的关键安全参数和准则，还给出用引进的法国ＩＮＣＯＲＥ程序包对大亚湾二号堆第二循环堆芯安全评价的结果。其评价内容和方法不仅适用于大亚湾核电站换料堆芯，而且对秦山６００ＭＷ核电站及秦山３００ＭＷ等核电站反应堆换料堆芯的安全评价也都具有借鉴作用。     

大亚湾核电站首次堆芯换料设计优化

利用线性规划方法寻找ＰＷＲ最优的燃料装载布置，目标函数为堆芯组件功率峰因子最小．将编制的计算程序ＡＬＰＯＴ应用于大亚湾核电站（ＧＮＰ－１）首次堆芯换料设计优化计算中，组件平均功率峰因子由原来的１．３３降到１．２６，在ＥＬＸＳＩ－６４００机器上花费ＣＰＵ３００多秒．     

大亚湾核电站18个月换料的堆芯失水事故长期冷却分析研究

在失水事故长期冷却过程中，必须确定安全注射系统从冷段注射切换到冷热段同时注射的切换时间。这对避免反应堆堆芯硼结晶、堆芯因地坑硼浓度过低而引起重返临界有着十分重要的意义。介绍了大亚湾核电站18个月换料设计失水事故长期冷却分析，应用REFLET程序分析计算了失水事故后堆芯和地坑的硼浓度随时间的变化，给出了不同换料水箱硼浓度下的容许切换时间。当换料水箱硼浓度为2204mg/L时，操作员必须在6小时以前将安注由冷段注射切换到冷、热段同时注射的模式。     

秦山核电二期扩建工程堆芯冷却监测系统设计

由于秦山核电二期工程中使用的堆芯冷却监测系统机柜已停产,所以在秦山二期扩建工程中采用了安全级数字化仪表控制系统(TXS)作为堆芯冷却监测系统的处理平台.本文详细描述了采用TXS平台后堆芯冷却监测系统的结构和工作原理.     

大亚湾核电站堆芯功率分布测量及其处理

大亚湾核电站采用的堆内中子探头测量技术，具有国际上商业核电站８０年代的水平。而其堆外６节电离室测量，在轴向功率的精细化上，则在国际上处于领先地位。相应的测量数据处理，也是国际上商业核电站的成熟技术。这些技术在国内都属首次应用。本文介绍了大亚湾核电站使用的中子通量测量技术，并对测量数据的处理作了详尽的介绍。     

大亚湾核电站第十循环堆芯换料设计

大亚湾核电站第十循环堆芯是自提高燃料组件富集度后实现18个月燃料循环的第二个循环堆芯。堆芯换料设计采用SCIENCE核程序包进行计算,辅以HADESⅡ处理程序,自动生成一维模型和综合法程序输入数据,并且自动生成换料设计报告。报告介绍了堆芯换料设计须提交给核电站的设计文件和所用的计算机软件,并对启动物理试验实测值与设计预计值进行了比较分析。     

大亚湾核电站第九循环堆芯换料设计

大亚湾核电站第九循环堆芯是自提高燃产组件富集度后实现18个月换料的第一个循环堆芯。堆芯换料设计采用SCIENCE核程序包进行计算，辅以HADES－II处理程序，自动生成一维模型和综合法程序输入数据，并且自动生成换料设计报告。本报告介绍了堆芯换料设计需提交给核电站的设计文件和所用的计算机辅助，并对启动物理试验实测值与设计预计值进行了比较分析。     

“华龙一号”堆芯冷却监测系统设计

“华龙一号”是我国自主研发的第三代核电站,其反应堆及一回路系统在设计中对固有安全性提出了更高的要求。对于二代加核电厂堆芯冷却监测系统（CCMS）,需要在反应堆底部开孔测量水位。该设计降低了反应堆固有安全性,必须重新设计。本文设计了一种新型CCMS,其探测器从压力容器顶盖插入堆芯进行直接测量,不但提高了关键点的水位测量准确度,同时避免了压力容器底部开孔,满足了“华龙一号”反应堆固有安全性要求。      

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     

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。     

大亚湾核电站DEG系统冷水机组改造功率风险分析

本文主要结合DEG系统的运行工况，从主工艺角度分析了因改造后DEG冷水机组设备功率增加对DEG系统及整个电站运行的影响。DEG系统改造所选择的新型冷水机组比现有冷水机组的功率增加20kW，经过分析，增加这部分功率不会影响核电站的安全运行和反应堆安全停堆。     

大亚湾核电站DVK系统过滤器压差计改造

大亚湾1、2号机组DVK系统中，正常排风分系统里的压差计（DVK003LP／002LP）分别用来测量预过滤器（DVK003FP／004FP）的压力损失值，根据预过滤器前后压降判断其堵塞程度，及是否需要当更换预过滤器。而系统在实际运行时压差计会产生误差。本文分析了压差计在测量预过滤器压降时产生误差的原因，并提出了改造方案，进行了现场调试，解决了问题。     

BEACON堆芯在线监测系统概述

历经20多年的发展,堆芯在线监测系统的核心技术在国际上的发展已趋于成熟,但国内仍无可与之相比的综合系统。通过对全球应用最广泛的堆芯监测系统--BEACON进行调研分析,为自主研发此类系统提供技术指引。BEACON利用堆外中子探测器、堆芯出口热电偶、堆内可移动探测器的测量数据,进行堆芯监视、测量数据分析以及预测。在节点均匀的假设下,以有效快中子群（EFG）模型简化扩散方程求解,再用格林函数对全堆芯插值,最后利用样条函数拟合探测器数据,给出较为准确的堆芯功率分布。BEACON的显著技术特点包括能进行非稳态下的堆芯监测,引用节点展开法（NEM）增加堆芯功率重构的准确性,以及使用单点校准技术增加两次全堆校准间的间隔。