田湾核电厂松动部件监测系统误报警分析

介绍田湾核电厂松动部件监测系统(LPMS)的设备结构组成和报警逻辑设置。根据田湾核电厂历年来松动部件监测系统的运行记录,对典型松动部件误报警触发的案例进行故障分析和诊断,指出报警信号的特点和松动事件的触发来源。     

核电厂松动部件监测系统误报警分析处理与改进建议

简要介绍了岭澳核电站二期3号机组松动部件与振动监测系统(KIR)传感器的位置布置,采用持续监测及软件模拟的方法对机组冷态功能试验及热态功能试验期间的报警问题进行了分析,并分析了由过载导致的报警原因及解决措施;对由系统原始缺陷导致的故障提出了改进建议:加宽系统的探测范围并增加测量通道.     

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。      

压水堆核电厂松动部件监测

一、引言 在核电站中,松动部件可能造成堆内部件损坏或减弱部件材料的性能;也可能引起部分流道堵塞,导致燃料包壳破损。在国外一些核电厂中曾多次发生该类严重事故。 松动部件早期探测可以避免或缓和与安全有关的损坏,并提供主系统部件发生故障的可能时间。此外,早期探测的信息还可用来选择最佳的设备维修时间和区域,以得到最佳的维修效益并减少电站维修人员不必要的辐照。所以,松动部件监测是评价反应堆主系统机械完整性和提高电站利用率的重     

大亚湾核电站松动部件监测系统的误报警处理

大亚湾核电站松动部件在线监测系统投入运行以来，曾因频繁误报警而不断地改进。在2号机组第四燃料循环系统出现了持续的误报警，因系统存在设计缺陷，在停机小修期间采用加速度传感器的方法进行故障诊断。结果表明．持续报警不是由松动部件引起的，它来自主泵的噪声，系统本身的缺陷需要进行改造。     

田湾核电厂1号机组主泵松脱部件报警事件诊断分析

对田湾核电厂松脱部件监测系统(LPMS)监测到的1号机组的松脱部件报警事件信号进行诊断分析.诊断认为引发这些的报警信号的事件发生在4号主泵附近,是由于4号主泵或其附近有松动件或动静摩擦导致的,不是脱落件.根据分析结果和检修建议,在田湾核电厂1号机组第1次大修(T101)期间,对4号主泵进行检查并对压力容器底部进行目视检...     

核电厂松脱部件报警案例分析

针对某核电机组在大修热试阶段多次出现松脱部件报警的现象,在关键位置临时安装探头实施了现场试验,通过分析撞击信号阵发波到达传感器的时差对采集试验数据进行定位分析。结果表明,松脱部件报警事件的起源与核电机组热试相关状态改变有关;报警触发源位于主管道冷段上(距离压力容器入口1m处),事件是由于该位置的甩击限制器自发或间接将信号传导至主管道所导致的。此报警事件的成功诊断,不仅解决了工程实际问题,而且对现有松脱部件监测系统探测区间的完善具有重要意义。     

基于神经网络的松动部件监测系统小波质量估计方法研究

采用基于神经网络的小波质量估计方法对松动部件检测系统中小质量的螺钉(5g)、螺母(12g)和钢球(4．5g)进行了实验研究。结果表明：该方法能较好地区分不同质量的螺钉、螺母和钢球。     

冷却剂泄漏监测系统在核电厂的应用

为应用LBB准则,法规要求需至少设置3种不同的、多样的独立的方法来监测系统管道冷却剂的泄漏,并对泄漏监测系统的灵敏度提出了具体的要求。除常规的辐射、地坑液位等泄漏监测外,田湾核电站设计、安装了两套不同原理的额外在线泄漏监测系统,包括声音泄漏监测系统和湿度泄漏监测系统。介绍了这两种泄漏监测系统的布置、主要传感器结构及参数性能,描述了其监测的灵敏度,并介绍了核电站技术规格书中对这两种泄漏监测系统的要求和出现泄漏后的响应行动。     

田湾核电站核应急环境监测车及车载系统

核应急期间的辐射环境监测是核应急工作的重要组成部分。福岛核事故后,田湾核电站根据国家提出的安全改进要求,为确保核事故情况下能迅速有效地开展场外应急辐射监测,对核应急监测车及车载系统进行了升级,升级后的车载系统主要功能有实时数据采集、数据趋势分析、车辆实时轨迹跟踪、应急计划区展示、车载谱仪、微波数据传送等功能。文章介绍田湾核电站核应急环境监测车及车载系统的基本功能。     

田湾核电厂环境辐射本底初步调查

介绍田湾核电厂环境福射本底水平调查的目的、方法以及调查方案,包括监测范围、点位布设、实验室分析仪器和质量检测措施及样品测量,同时给出调查结果。     

田湾核电站安全仪控系统运行及维护经验

田湾核电站是国内首个实现全数字化仪控系统的核电站,其安全仪控系统部分采用了AREVA公司的TELEPERM XS系统平台来实现反应堆紧急停堆、专设安全设施驱动、反应堆功率限制和反应堆功率自动控制的功能,具有较高的可靠性.论文在简要介绍田湾核电站TXS系统的技术特点和组成结构的基础上,总结了TXS系统自投入运行以来的主要故障及运行事件,对这些故障及事件进行了详细的分析,并采取相应措施消除或减轻了这些事件给机组安全稳定运行带来的影响.     

田湾核电站全范围仿真机综述

介绍田湾核电站全范围仿真机软,硬件构成,仿真范围,仿真机主要用途及其控制系统的仿真,重点介绍了全数字一体化仿真控制室的特点。     

田湾核电站场外事故后果评价系统--TW-NAOCAS

从田湾核电站早期应急的需要,开发了一套核事故场外后果实时评价计算机系统软件（TW-NAOCAS）。该系统设计为一个连接多种模型（数据预处理、风场预测、大气弥散、剂量估算和干预与防护对策评估）和数据库的综合系统。本文对该系统进行介绍,并通过模式比对,对系统物理模型有效性进行了初步分析。结果表明,该系统采用的物理模型和运行设计是有效而可靠的。     

辐射监测仪器中假报警的抑制

假报警是辐射监测仪器设计中应考虑的一个重要问题。本文从假报警的产生入手,根据统计涨落的连续信号作用于设定的报警阈时的数学分析,提出了抑制假报警的设计方案。特别是偶然事件对导致决定报警与否的判定依据的不等权贡献方案,有可能实现对假报警的事实上的近于完全抑制。     

田湾核电厂长周期混合堆芯稳态热工水力分析

田湾核电厂1、2号机组计划自2014年开始向长周期燃料循环过渡,在AFA型燃料组件组成的堆芯中逐步装入TVS-2M新型燃料组件,经过3个燃料循环的过渡,堆芯将全部装载TVS-2M型燃料组件,以实现长周期燃料循环。燃料组件结构的改变使原堆芯热工水力分析不再适用。本文以长周期燃料循环过渡时期的5种典型堆芯组成情况为例,介绍了VVER机组稳态热工水力分析的程序和方法,对混合堆芯的稳态热工水力特性进行了重新分析。结果表明,混合堆芯稳态设计仍满足热工水力设计准则。