超温/超功率ΔT停堆响应时间测试分析

超温/超功率ΔT保护是压水堆电厂的重要保护功能,初步安全分析报告(Preliminary Safety Analysis Report,PSAR)技术规格书一章对其响应时间的测试有强制要求。基于IEEE388对保护系统响应时间测试的要求,根据超温/超功率ΔT保护的算法及标准设计方案,提出了AP1000超温/超功率ΔT保护响应时间的推荐测试参数,并重点分析了保护系统动态补偿对于响应时间测试的影响。分析发现动态补偿对于测量响应时间有一定的影响,为得到可信的、保守的测量结果,在进行超温/超功率ΔT停堆保护响应时间测试时,应该保留动态补偿环节。     

安全级DCS响应时间测试专用工具研发

漳州核电1、2号机组安全级DCS采用国产NASPIC平台,其在国内核电为首次商业应用。安全级DCS作为反应堆保护系统的承载,主要任务是保护核电厂三大屏障的完整性,紧急情况下实现停堆和启动专设安全设施。其响应时间是其工作性能的一个重要性能指标。安全级DCS响应时间测试应严格执行“每四个循环执行一次安全级DCS所有通道的响应时间测试”的监督要求,这将有极大可能导致大修期间此项工作成为关键主线路径。因此,研发一套适配于NASPIC平台的响应时间测试装置,用以减少大修期间工期,避免成为主线工期,提升工作效率。     

基于FPGA和ARM的控制器设计及在快联锁保护系统中的应用

联锁保护系统是上海光源为保护重要设备而设置的控制子系统,快联锁保护系统是其中一部分,其联锁响应时间要小于1ms。本文介绍了一种基于FPGA和ARM的快联锁保护系统的实现方案,该方案利用ARM软件功能强及FPGA逻辑处理灵活和IO资源丰富的特点实现快联锁的功能。本文简要介绍了系统的设计方案和硬件结构,及该控制器的测试结果。     

核电厂反应堆保护系统紧急停堆响应时间分析及测试

简要介绍核电厂反应堆保护系统的结构和紧急停堆工况下的数据处理过程,对反应堆保护系统紧急停堆的响应时间进行理论分析。建立响应时间测试原理,并设计相应的测试装置,完成实际测试工作。对测试所得实验数据进行统计学分析的结果表明,反应堆保护系统紧急停堆响应时间的理论最大值为149.1 ms,实验最大值为144.8 ms;实验响应时间符合均值为120.6 ms,方差为90.1 ms的正态分布。     

基于生物启发神经网络的核辐射场区全覆盖路径规划

核辐射场区全覆盖路径规划对于辐射环境下区域作业者的辐射安全有重要意义。本研究基于生物启发神经网络算法,提出一种进行辐射剂量最优控制的全覆盖路径规划算法。首先,利用福岛核电站部分地形以及蒙特卡罗粒子输运程序分别构建模拟核辐射场区的障碍物分布和辐射剂量场,然后,采用Python语言进行算法仿真试验,模拟核辐射场区的每一个栅格定义为一个神经元,建立起生物启发神经网络,将栅格剂量率与神经元活性耦合实现路径规划的辐射剂量最优控制,分别采用单个、4个和8个移动单元进行仿真试验。结果表明：单个移动单元的规划路径在实现100%覆盖率,4%覆盖重复率的同时,能够优先覆盖低剂量区,延后覆盖高剂量区,实现了过程剂量和累积剂量的最优控制。为提高全覆盖的时间效率和获得更低的单体累积剂量,对算法进行多单元协同搜索的改进,结果表明：4单元和8单元仿真的覆盖重复率分别为5.72%和6.29%,1单元、4单元和8单元仿真完成全覆盖时间分别为30 min、9 min和4 min,时间效率成倍提高;最大单体累积剂量分别为4.11×10^-3 mSv、1.28×10^-3 mSv和0....     

CENTER工程反应堆保护系统定期试验方案设计

CENTER工程反应堆保护系统采用了中国核动力研究设计院自主研发的"龙鳞"平台。根据GB/T5204和IEEE 338的设计要求,本文基于定期试验的设计准则,采用分段试验和相互交迭的设计思路,同时结合平台自身的特点对CENTER工程反应堆保护系统的定期试验总体方案进行了介绍,重点描述了输入通道试验(T1试验)、系统逻辑功能试验(T2试验)、输出通道及相关驱动器试验(T3试验)和响应时间试验的试验方案及其工作原理,可作为其他工程定期试验方案设计的参考。     

用于六氟化铀运输的改进式容器

一种用于装运六氟化铀的容器包括一个圆筒形壁，上述圆筒形壁通过将一对近似半椭圆形的头部焊接进行封闭以便形成一个密封式容器。在一端中设置一个操作阀。阀用一个可拆卸式不漏水的阀保护盖组件覆盖。容器还包括一个测试口，利用上述测试口可以在容器装有六氟化铀和安装好阀保护组件之后，测试阀保护盖组件的完好性。阀保护组件加工成一定形状，以便它装配在标准30B圆筒的外壳之内。     

控制棒驱动机构下部Ω焊缝增强型目视检查

根据国家核安全局评价意见要求,方家山核电站1号机组需要在每次换料大修期间对控制棒驱动机构下部Ω焊缝及附近母材实施增强型目视检查。针对此需求,作者在深入研究受检对象、现有检查技术和检查接近方式的基础上,创新设计了一套检查方案,并据此开发了适用于控制棒驱动机构下部Ω焊缝的增强型目视检查设备和实施方案。该检查方案在101大修期间得到成功应用,实现CRDM下部Ω焊缝100%全覆盖增强型目视检查,取得良好效果。     

核电厂DCS高负荷响应时间分析及测试

本文对核电厂DCS高负荷工况、响应时间进行分析,使用测试装置模拟高负荷工况并设计相应的测试方案,建立环境执行实际测试。测试结果表明:核电厂DCS响应时间测试结果与理论分析情况基本符合,抽样测试结果符合正态分布,得出的置信区间证明了测试方案的可靠性。本设计方案可以应用至工程测试中,并对其他核电站工厂测试有一定的借鉴意义。     

方家山核电厂反应堆保护系统优化研究与应用

针对方家山核电厂反应堆保护系统(RPS)运行检修和定期试验时存在的误启动柴油机等缺陷,进行了问题原因分析;结合核电厂经验反馈提出了RPS改进和优化方案,并对改造方案和软件进行审查和验证,最后借助大修时间窗口实施软件装载并开展现场测试。结果表明系统优化方案效果良好,软件验证与确认过程完整、有效,系统可靠性得到进一步提升。方家山核电厂RPS系统优化作为首次对国外安全级仪表控制产品进行大规模自主化改造、全范围软件验证与确认的工程,节约了系统优化时间,降低了系统改造成本,对其他核电厂RPS等安全级仪表控制系统自主优化和改造具有良好的借鉴意义。     

加速器驱动洁净能系统中的燃耗行为分析

研究了加速器驱动洁净核能系统（ADS）次临界反应堆内核素的演化。分析结果表明：ADS具有嬗变长寿命核废物的能力。从快堆和热堆的比较可知,ADS的快堆具有输出功率大、长寿命超铀放射性废物的累积水平低、裂变产物对反应堆反应性和能量增益影响小等优点。这些优点在利用U－Pu燃料循环的次临界堆中十分明显。对于利用Th-U燃料循环的次临界堆,热堆和快堆都是可以工作的;而对于U－Pu燃料循环的系统,快堆则是较好的选择。     

Problem of the iodine method of purification of zirconium

A method is proposed for the determination of the equilibrium constantsk and k' for the reactions Zr+2I₂–ZrI₄=0 and 2I–I₂=0, which is based on the measurement of the amount of iodine or zirconium liberated in the decomposition of zirconium tetraiodide on a heated surface in the process of establishing equilibrium. The decomposition of the tetraiodide was carried out at 900–1600C on a tungsten filament. The temperature distribution between filament and vessel walls was neglected.The dependence of the sum of atomic and molecular iodine pressures on zirconium tetraiodide pressure was determined at 1430C, and on temperature for 50 mm Hg. The values of kk'² 35 (mm Hg)³ at 1430C and k0.07 mm Hg at 400C, found from the results, differ substantially from known thermodynamic data, but give good agreement between the authors' formula [1] and experimental results on the iodide process of zirconium purification.