国产化核电站DAC机柜的设计实现

DAC(Divers Actuation Cabinet)机柜抗震性的实现说明了核电站DCS(DigitalControlSystem数字化控制系统)安全级机柜国产化的可行性。国产化核电站DCS安全级机柜通过抗震试验鉴定,也验证了DAC机柜的抗震性能,确保了核电站DCS安全级机柜国产化的批量生产,是核电站安全级DCS机柜国产化的重要里程碑。     

核电站DCS仿真的三种实现形式探讨

目前国际上通用的核电站模拟机DCS仿真主要有纯模拟(Simulation)、虚拟实物模拟(Emulation)以及实物模拟(Stimulation)这3种实现途径,在实际项目选型时需要从经济性、精确性、变更易维护以及对工程项目的时间进度影响等方面综合考虑。本文具体考虑了上述3种仿真实现途径的优缺点,并根据不同项目特点给出选型建议。     

一种提高液体闪烁绝对测量探测效率的方法

介绍了如何提高3H、14C样品的探测效率,进行了计量技术的研究.使用4πβ(LS)活度国家基准刻度3H、14C溶液的放射性活度.     

基于数值传热学原理的DCS机柜电源电缆导体温升计算

为确保DCS机柜220 V AC电源电缆长期可靠运行,需确认电缆的导体温升是否满足电缆规格书中的要求。根据现场实际情况分析,并基于数值传热学原理建立了保守模型对电缆托盘上电缆导体温升进行包络计算。计算结果表明,目前的电缆托盘上的电缆敷设情况不会导致电源电缆导体的温升超过电缆技术规格书的要求。     

一种违禁品背散射检测方法

描述了一种以低活度^133Ba为射线源的便携式背散射检测仪,可以对物体的藏匿空间内是否存在违禁品进行检测,并根据背散射能谱的特点对违禁品的物性做出一些判断;论述了检测仪的系统设计和简化模型的MCNP仿真,给出了检测仪的一些实验结果。     

一种低温堆核电站的动态数学模型

针对研发的采用一体化布置、全功率自然循环的低温核反应堆电站,建立了一个可用于大功率运行范围控制系统仿真的动态数学模型.模型采用了六组缓发中子动态方程(考虑了慢化剂温度和燃料温度反应性负反馈)、集中参数的堆芯传热模型以及自然循环流动模型,重点考虑了主回路自然循环对堆芯内冷却剂和燃料棒之间的传热系数、主换热器换热系数、主回路时间常数的影响.仿真结果表明,模型能够正确反映低温堆核电站的主要动态特性,可用于电站控制系统仿真.     

去除核电站进水管中贝壳的方法

【日本《原子能产业新闻》1984年3月15日报道】日本电力公司中央研究所与关西电力公司用加快核电站进水管海水流速的方法,共同对贝壳等附着在管道上的情况进行了研究。研究表明,在进水管壁附近的流     

西德研制一种新型的核电站培训设备

【西德《原子与电流》1983年2期第72页报道】卡尔斯鲁厄核研究中心研制了一种新型的培训设备,它可以检验核电站值班主任在紧急情况下排除故障的能力。该设备是一套数据处理系统,根据过去的事故记录或假想的事故,通过许多数据显示器和打印机,以逼真的形式把发生这些事故时的重大现象显示出来。设备的核心是一台小型计算机。经过这种新型设备培训的核电站运行     

改进核电站仪表可能采取的几种方法

【美国《核安全》1981年11-12月号第728页报道】在三里岛核电站事故以后,几个调查小组专门研究过这次事故。这些研究普遍提出仪表需要一定的改进,特别是在如下几个方面: 1.参数的直接而清楚的测量,例如反应堆压力容器中的水位和卸压阀的位置。 2.扩大重要参数(例如堆芯热电偶和辐射监测器)的测量范围,包括运行和事故     

核电站选址中大气弥散的估算方法

大气是核电站向环境排放放射性物质的主要途径。作为核电站主要堆型的轻水堆,其排出的废气主要成份为氙(~(133)Xe、~(135)Xe、~(138)Xe等)、氪(~(85)Kr、~(88)Kr等)等惰性气体和一定数量的氚、碳—14、碘—131及其它气溶胶。以气体、蒸汽和气溶胶形式进入大气的气载放射性将通过大气混合过程向下风向传输和弥散。向下风向迁移的放射性烟云不仅直接引起对居民的β、γ外照射,而且通过吸入途径产生内照射危害。此外,由于干湿沉积造成的地表放射性污染将通过三条主要     

EDXRF中复杂基体效应的一种校正方法研究

系统地介绍了一种用特征参数和相似分类法解决能量色散Ｘ射线荧光（ＥＤＸＲＦ）分析技术中复杂基体效应影响的方法，给出了应用事例。该方法可以推广到其它复杂类型的分析对象，具有较广泛的适用性。     

海南核电站在大机小网中运行安全的研究和实践

由于电网负荷需求、增长和总量达不到预期,电网的调峰能力不足以及电网事故考核等因素,为确保厂网安全,海南核电被迫长期降负荷运行。本文分析了核电长期降负荷运行一些关键影响因素,开展了长期低功率运行专题研究和实践应用,提出核电长期降负荷运行的对策,为核电机组在中小电网营运提供参考借鉴。     

核电站中气溶胶再悬浮的CFD研究

利用三维计算流体力学程序GASFLOW分析了气溶胶的再悬浮行为。通过拉格朗日粒子模型计算得出再悬浮率,并将所得结果与集总参数程序ASTEC的计算结果与国际标准例题中的STORM试验台架测试的SR11试验结果进行对比。计算结果表明,GASFLOW程序能较好地模拟气溶胶的再悬浮行为,且相对于集总参数程序而言,能清晰直观地展示不同时刻气溶胶的位置分布,可为压水堆核电站严重事故条件下的气溶胶行为分析提供参考。     

核电站PSA分析中可靠性数据处理的贝叶斯方法

可靠性数据早进行核电站概率安全分析（ＰＳＡ）分析的一个非常重要的方面,对于一些运行时间较短的核电站而言,综合考虑同型电型的先验数据和本站的运行是必不可少的。贝叶斯方法是进行这种数据处理方式的一种重要方法,在贝叶斯处理中,必须胡定先验分布的类型和分布参数。本文用数值计算的方法,得到了先验数据的分布参数。并将这种方法作为计算核心,形成贝叶斯处理程序ＩＮＥＴＢＡＹＥＳ。利用大亚湾核电站一些特有数据,以同     

松脱部件检测系统在核电站的应用研究

主要研究核电站松脱部件检测系统(LPMS)在出现报警后,如何辨别报警原因系误报警还是出现真实松脱部件,对核电站的安全性和经济效益有重要意义。归纳了引起LPMS报警的原因,提出了确定报警原因的分析方法,总结出了海南核电LPMS报警原因分析步骤;还通过分析国内某核电站报警事件典型处理过程,提出了LPMS系统应用相关的管理建议;对核电站建立、完善LPMS报警分析机制有一定参考意义。     

核电站中气溶胶再悬浮的CFD研究

利用三维计算流体力学程序GASFLOW分析了气溶胶的再悬浮行为。通过拉格朗日粒子模型计算得出再悬浮率,并将所得结果与集总参数程序ASTEC的计算结果与国际标准例题中的STORM试验台架测试的SR11试验结果进行对比。计算结果表明,GASFLOW程序能较好地模拟气溶胶的再悬浮行为,且相对于集总参数程序而言,能清晰直观地展示不同时刻气溶胶的位置分布,可为压水堆核电站严重事故条件下的气溶胶行为分析提供参考。     

一种提高中子管产额及改善输出特性的方法

一 概述 国产LNA型密封中子管是由吸附氘气的钛丝、冷阴极潘宁离子源及氚靶组成,密封于高真空度圆柱形玻璃容器内。工作原理是:加热钛丝逸出氘气,在离子源中电离成氘离子,经加速到达于120kV负高压的氚靶上,由D-T反应产生能量为14MeV的快中子。控制钛丝放出的氘气量以调节离子流,从而改变中子产额。若使离子源电压脉冲化,则可同步得到脉冲中子。该中子管由于结构紧凑、携带方便、有一定的中子产额(10~8n/sec),被广泛应用于地质勘探、石油测井等各部门,也是科学研究中常用工具之一。     

惰性气体流出物离线监测仪的三种效率校准方法研究

介绍了3种替代的效率校准方法,并分别用它们计算1台HPGe谱仪测量1枚等效气体源时的探测效率曲线。蒙特卡罗（MC）法建立的探测器模型中所用尺寸参数为厂商提供的值,其计算结果不可靠,与实验值的最大相对偏差达130%。数值积分法和代表点法皆用了1枚多γ核素标准点源,同时还借助了MC模拟计算。当γ射线能量在60～1 836 keV范围时,代表点法计算结果的相对偏差≤±6%,数值积分法计算结果的相对偏差≤±4%,这两种方法均能满足现场工作对不确定度的要求,其中代表点法更易实施。     

基于复合人工神经网络的核电站实时故障诊断方法研究

针对核电站运行时故障或事故状态的在线实时判定,提出了一种基于复合人工神经网络的故障诊断和事故判定方法.其基本思想是:首先应用BP网络对事故进行成组快速诊断,而后应用RBF网络对BP网络的诊断结果进行区分和检验.利用核电站正常状态和多种事故状态下各故障特征参数输出的仿真计算结果,对所提出的方法进行了检验.结果表明,通过BP网络和RBF网络的优势互补,不仅能对学习过的故障进行快速、正确的诊断,对不同工况下的故障以及未定义的新故障也能够有效地识别.该方法采用的是随时间序列输出诊断结果及其可信度的方式,操纵员容易接受推理结果.