岭澳核电站硼回收系统除气器序列状态调试

对岭澳核电站硼回收系统除气器序列的功能和状态进行了描述;结合硼回收系统除气器序列的状态调试,给出了除气器序列状态调试的内容以及除气器序列按正常顺序从启动至停止时的部分状态参数曲线;针对状态调试过程中出现的具体问题,分析了产生的原因并提出了处理措施.结果表明,硼回收系统除气器序列状态运行完全满足系统设计要求.     

岭澳二期核电站系统调试问题分析

解决现场调试问题,首先要找到问题根源,理清设计、系统运行、试验方法等的上下游之间的关联,结合现场情况制定最佳解决方案。文章列举了硼回收系统(TEP)阀门的调节控制问题,余热排出系统(RRA)信号闭锁与辅助给水系统(ASG)泵误启动问题等系统调试方面的问题,通过对现场情况的充分了解与各方的沟通,提出典型问题的解决方案。     

压水堆核电厂硼回收系统运行能力研究

核电站反应堆冷却剂系统的排放量的确定是硼回收系统设计运行能力的基本输入。压水堆核电厂硼回收系统的前贮槽、中间贮槽等重要设备容量均以该数值为基础进行设计。本文通过理论分析计算得出了压水堆核电厂硼回收系统的设计基准所需的循环冷却剂排放量,为该系统的工程设计提供了重要的设计依据和分析基础。     

核电厂TEP排放监测装置设计

针对核电厂硼回收系统大修期间放射性气体排放高放、易爆情况,提出了一种氮吹扫在线监测装置设计,结合核电厂大修期间硼回收系统放射性排放试验,给出了氮吹扫在线监测装置的排放阈值及排放时间。对监测装置的探测效率、可靠性、稳定性进行了测试并分析了测试结果。将所设计的监测装置用于核电厂硼回收系统实际测量,有效避免KRT通道误报警。     

5MW核供热站余热排出系统的试验研究

清华大学5MW核供热站的余热排出系统是由3个自然循环构成的非能动式余热排出系统。各个阶段的调试表明,该系统的设计是合理的,3个循环均能迅速建立,排热能力达到设计要求。对于主换热器与蒸发器间循环建立条件,循环流动方向,蒸发器与空冷器间蒸发-冷却循环的建立条件等都进行了试验研究,并给出了明确结论。     

核级过滤器滤芯的研制

研制的FRX-5,FRX-10两种型号的核级过滤器滤芯是用于秦山核电厂300MW机组一回路化学和容积控制,乏燃料池冷却和净化,蒸发器排污,硼回收等辅助系统的水质净化,以截留放射性腐蚀产物、机械杂质及破碎树脂。过滤器滤芯是采用聚丙烯材料骨架的纸质过滤元件。滤材的选用、骨架材料选取和粘结剂的研制经过了各项单项试验。加工成的滤芯又作了过滤器通量测定和模拟工况下的综合性能试验。各项性能和使用寿命基本上满足了设计要求。且具有制造工艺简单,产品价格低廉,便于废物处理的优点。现已批量生产,提交工程使用。     

压水堆核电厂瞬态试验工况下调硼量分析及其操作应用

中国改进型百万千瓦级压水堆(CPR1000)机组瞬态试验过程中,由于机组状态剧烈变化,会在短时间内引入大量负反应性,使一回路不易维持堆芯状态稳定,试验过程中需要通过准确调节一回路冷却剂的硼浓度以补偿反应性的变化。通过研究机组瞬态试验过程中功率控制棒(G棒)、温度控制棒(R棒)、功率变化、氙毒变化等引起的反应性变化,并依据当前硼浓度及其微分价值,分析计算得到所需硼浓度变化量及试验过程中所需硼稀释量,并根据计算结果为运行人员制定合适的机组控制策略。调试过程及试验结果表明,研究分析硼稀释量能够显著降低机组控制风险,提高机组运行质量,获得良好的经济效益。     

多模块直流蒸汽发生器给水系统特性分析

为给中国示范快堆给水控制系统的控制方案设计及直流蒸汽发生器结构参数设计提供必要参考依据,本文搭建了多模块直流式蒸汽发生器给水系统的仿真模型,对示范快堆给水系统的静态特性和动态特性进行了仿真研究。分析了蒸发器出口钠温和蒸汽发生器一次侧流量偏差等关键参数对各模块工作状态的影响,并得出了系统可靠工作条件下这些关键参数变化的限值。研究结果表明,为防止蒸发器出口蒸汽过热度不足,保证蒸发器可靠工作,需限制蒸发器出口钠温过低,以及蒸汽发生器一次侧流量相对于平均值过高。     

多模块直流蒸汽发生器给水系统特性分析

为给中国示范快堆给水控制系统的控制方案设计及直流蒸汽发生器结构参数设计提供必要参考依据，本文搭建了多模块直流式蒸汽发生器给水系统的仿真模型，对示范快堆给水系统的静态特性和动态特性进行了仿真研究。分析了蒸发器出口钠温和蒸汽发生器一次侧流量偏差等关键参数对各模块工作状态的影响，并得出了系统可靠工作条件下这些关键参数变化的限值。研究结果表明，为防止蒸发器出口蒸汽过热度不足，保证蒸发器可靠工作，需限制蒸发器出口钠温过低，以及蒸汽发生器一次侧流量相对于平均值过高。     

秦山二期扩建工程硼伴热系统的设计和应用

秦山二期扩建工程2x65万千瓦核电站以含硼水作为冷却剂和慢化剂,随着硼水中含硼的浓度升高,硼水会出现结晶现象。硼加热系统(RRB系统)就是由用来加热硼溶液流过的管道,阀门和泵的所有设备组成。硼溶液流过的设备都要伴热和保温,以维持流体循环,防止硼酸结晶。本文主要结合秦山二期扩建工程介绍了硼伴热系统的设计和应用。     

放射性废液蒸发系统的操作条件选择

在对放射性废液蒸发处理系统进行调试过程中,通过调节废液上料量、蒸汽发生器液位、一次蒸汽流量等系统参数来改变系统运行工况,得出各工况下的净化系数,分析系统净化效果的影响因素。调试结果表明:对于该系统,蒸汽发生器液位在500mm时净化系数最高;蒸发量为1m3/h时,净化系数最高;系统在变工况运行时产生波动,净化系数降低。系统原有两条控制联锁,为一次蒸汽流量与预热器出口温度、一次蒸汽流量与蒸汽发生器液位的联锁,仅此两条联锁对于系统的稳定性不够,且一次蒸汽控制液位的控制方式灵敏性差,滞后严重。文章通过分析系统运行各参数的关系,从系统运行稳定性和净化效果的角度,提出对该系统控制方式的合理改进——调整蒸汽发生器液位与上料量联锁控制。     

国内压水堆核电厂安全壳喷淋试验的比较分析

以秦山第二核电厂1、2号机组和田湾核电厂1、2号机组为例,对国内已运行的压水堆核电厂在调试阶段进行安全壳喷淋试验时所采用的两种方式进行了比较分析,总结出两种喷淋试验方法各自的优缺点,可为国内新建核电机组的安全壳喷淋系统的调试试验提供借鉴。     

秦山三期重水堆核电站(2×700MW)双机组调试

秦山三期是我国首次引进、并以中方为主进行调试的双机组重水堆核电站项目。在调试工作中建立了一套高效规范、可供借鉴的调试管理运作模式。在技术上取得了一系列突破和创新。并最终使1号机组和2号机组比原工期分别提前43天和112天投入商业运行。调试质量达到国际先进水平,调试工期也创造了世界重水堆核电站调试工期的新纪录。文章主要介绍了秦山第三核电有限公司在双机组调试工作中的实践及体会。     

Development of a laundry waste treatment system

Fundamental and pilot plant experiments developed a laundry waste treatment system for nuclear power plants, consisting of a reverse osmosis unit for removal of radioactive materials and pre-concentration, and an evaporator for the final concentration. A sponge ball cleaning method was employed for the reverse osmosis unit and a heat-resistant antifoam reagent for the evaporator. The pilot plant test, using simulated wastes, showed a decontamination factor of above 10³ and a volume reduction ratio of 10⁻³.     

秦山三期(重水堆)核电工程调试计划管理和进度控制

概述了秦山三期核电工程调试管理、调试进度计划和管理、主要节点进度计划和影响进度的主要技术因素 ,最后介绍了从管理上加强进度控制的体会     

大亚湾核电站外电源系统可靠性分析中GO法的应用

应用GO法进行了大亚湾核电站外电源系统的可靠性分析，导出了具有共有信号时系统稳态可靠性指标的直接定量公式和两状态单元进行状态概率动态计算的公式，提出了求解系统是小故障事件集合的方法，求出外电源系统的所有最小故障事件集合及其故障概率，并进行了电网失稳后外源系统供电恢复概率的动态计算。结果表明，在可修系统的稳态和动态可靠性分析中GO法是一种十分简便而有效的方法。     

核电站仿真技术在反应堆控制系统调试中的应用

针对核电机组实际启动前无法建立动态运行工况而导致无法对反应堆控制系统(RRC)的组态设计进行评估及分析的问题,介绍了利用反应堆热工水力仿真模型、Labview图形化虚拟仪表编程语言和DAQ数据采集技术研发的RRC仿真测试平台,通过将该测试平台与核电站的实际数字化仪表控制系统(DCS)机柜相连,对实际的RRC实施了单步和关联运行测试,实现了RRC功率运行或瞬态工况下的逻辑预演和动态评估,并逐一排查了大量设计错误或不符合项.岭澳二期核电站3/4号机组的应用实践证明,利用核电站仿真技术对RRC进行调试,可有效降低机组功率运行的大瞬态试验风险,缩短启动工期.     

N36特征化燃料辐照考验及性能评价

N36合金是我国自主研发的先进锆合金,将作为华龙一号反应堆燃料元件的包壳材料。为了研究N36合金包壳的堆内性能,验证其用于燃料元件包壳的可行性,以N36合金为包壳设计了N36合金特征化燃料组件,在秦山二期核电厂反应堆内进行了辐照考验,并在每循环末通过池边检查获取堆内性能数据,基于堆内数据对N36合金包壳的性能进行了分析和评价。本文研究提供了N36合金特征化燃料的辐照考验方案、N36合金特征化燃料的设计、堆内性能数据的获取方式以及N36合金与Zr-4合金堆内性能对比结果。      

ACPR1000主回路与稳压器硼浓度差仿真分析

为了解决中国改进型百万千瓦级压水堆核电站（ACPR1000）在正常稀释与硼化过程中可能产生的主回路与稳压器硼浓度差过大的问题，防止意外违反机组运行技术规范，对硼浓度差的产生原因进行了理论分析，并使用三维瞬态物理热工耦合程序（RELAP5-3D）对反应堆冷却剂系统进行堆芯物理和热工水力建模，应用仿真平台模拟了核岛辅助及相关控制系统，使用由这些系统模型组成的全范围模拟机综合分析了各因素的影响，定量计算在快速硼化瞬态下的硼浓度差。结合机组运行规程与实验数据进行分析，结果表明:硼浓度差的幅度受瞬态过程的喷淋及补水流量影响较大；依据当前运行规程执行仍可能导致机组超出运行规范要求，对此提出了改进建议。      

用于回旋加速器射频低电平系统的通用DSP固件程序设计

针对回旋加速器射频系统幅度、相位、启动逻辑、联锁保护、在线参数修改等控制需求,编写了一种基于有限状态机的通用DSP固件程序。该固件程序将射频系统启动过程划分为5个状态:封锁RF信号、搜索腔体谐振点、提升射频功率、匹配相位、幅相闭环控制。该固件程序通过串口与本地上位机和远程控制机进行实时通信,支持在线修改射频系统启动参数;采用异步事件驱动方式,实现对打火和反射功率过大等异常情况快速响应。该固件程序成功应用于CYCIAE-100回旋加速器射频低电平系统中,在CYCIAE-100回旋加速器调束过程中,完成了射频系统的启动控制和设备保护,满足加速器控制系统的需求。