RPN中间量程电流量程切换问题的研究

针对核仪表系统（RPN ）中间量程电流量程切换过程容易出现尖峰电流触发意外停堆的问题,提出了一种软件解决方案。大量的工厂测试及现场测试表明,优化后的软件可以有效避免量程切换过程出现电流尖峰,量程切换过渡平滑稳定,系统稳定性显著提高。该方案已在多台核电机组实施,中间量程在不同的堆芯状态均能实现稳定输出,有效避免了尖峰电流触发反应堆意外停堆给电厂带来的经济损失。     

RPN系统中间量程探测器性能监督方法

为提高福清核电RPN系统设备可靠性,基于设备工作原理及福清现场实践经验,构建了一套RPN系统中间量程探测器的性能监督方法.该方法针对RPN系统中间量程探测器的4种主要失效模式,选取典型参数进行监督,以期提前发现故障征兆,及时采取干预措施,提升设备可靠性.     

核仪表系统中间量程闪发尖峰电流问题分析与处理

红沿河核电厂1号机组首次启动过程中,核仪表系统(RPN)中间量程通道闪发异常电流导致反应堆停堆。通过对中间量程通道工作原理分析和现场故障排查,并进行模拟实验,确定故障根源为中间量程通道的量程切换处理过程存在缺陷,制定并实施了基于参数优化的解决方案。     

RPN系统源量程闪发及改进措施研究

针对核电厂反应堆核仪表系统(RPN)源量程通道闪发异常计数,甚至触发停堆等严重制约机组上行的问题,研究闪发成因,给出针对性的改进措施。本文以中国广核集团B核电项目2、3号机组为依托项目,将提炼的良好实践在安装阶段予以实施,经调试启动至商业运行的长期验证,该机组完全未出现任何因RPN源量程闪发异常计数而影响机组上行的重大问题。     

宽量程放射性区域监测系统研制

为满足用同一放射性区域监测系统监控高低剂量率的需求,研制了一套宽量程放射性区域监测系统。该系统采用2支不同量程的G-M管切换技术进行区域辐射监测,实现了1×10-7~1 Gy/h宽量程放射性区域监控。测试结果表明:该系统测量0.5μGy/h时,其相对标准偏差不大于2%;测量1Gy/h时,其相对标准偏差不大于0.5%;系统长期稳定性优于1.5%,可有效地满足区域辐射监测需求。     

启动前功率量程刻度系数的算法优化和应用

压水堆核电厂的设计中,RPN系统功率量程是监测核功率和轴向功率偏差△I的直接途径,功率量程刻度系数是保证监测结果准确性的重要参数。由于功率量程的核功率和轴向功率偏差示值直接参与反应堆的在线保护和控制,对启动前功率量程刻度系数的设定需要仔细地考虑。文章对常规刻度系数算法进行分析,指出算法中存在的不足之处及应用上的局限性,并应用修正方案对算法进行优化,经过实践验证,新的刻度系数计算方法能更好地满足机组现场需求,具有很好的推广意义。     

一种用于双GM计数管的量程控制测量方法

实现双盖格-米勒（Geiger-Müller,GM）计数管量程扩展测量的关键是双GM计数管量程切换控制技术,该技术可使探测器自动选择合适量程的GM计数管进行测量。但是由于两种不同测量量程的GM计数管存在性能差异,传统的将测量量程分成两个区域的方法会导致双GM计数管在量程交叠区域内线性拟合度较低。为了提高双GM计数管在测量量程交叠区域内的线性度,提出了一种量程控制测量方法。该方法将测量范围划分为低量程、中量程以及高量程三个区间,并且还可在三个测量量程之间进行快速自动切换,其中在中量程测量中,分别将两个GM计数管获得的数据进行加权处理。采用241Am源和60Co源进行双GM计数管探测器电路测试,初步测试结果表明：设计的双GM计数管探测器可实现在三个测量量程区间内快速自动切换。同时,双GM计数管在剂量率交叠区域1 000～10 000μGy·h-1中的线性拟合度得到改进,使得在251～25 130μGy·h-1的测试范围内,双GM计数管的测量线性度提高至0.999 1,有效地提高了双GM计数管的整体测量线性度。     

一种用于高温高压环境高量程辐射监测仪的研制

在核电站事故工况下,需要对高温、高湿、高气压的安全壳内环境进行辐射监测。研制了一种可用于反应堆安全壳内高温高压环境下的超高量程γ辐射剂量率在线监测仪,包括该监测仪整体布局设计、电离室探测器的结构设计与耐压性能的计算验证、以及基于电流-电压-频率变换的宽量程弱电流测量电路的设计。该监测仪适用于安全壳内的电离室探测器可承受200℃高温、0.7 MPa高压的冷却剂丧失事故(Lose of Coolant Accident,LOCA)环境。利用标准辐射场和大型辐照装置对监测仪进行了标定校准试验,并利用LOCA试验舱进行了高温高压蒸汽模拟试验。测试结果表明:监测仪在1 mGy·h^-1～50 000 Gy·h^-1量程范围内灵敏度线性良好,在LOCA事故环境下输出信号稳定,适用于事故工况下的γ辐照监测。     

福清核电厂基于堆外核仪表系统中间量程测量的动态刻棒试验

通过分析堆外核仪表系统的功率量程和中间量程的性能,使用堆外核仪表中间量程的测量信号进行动态刻棒试验数据验证。验证结果表明,基于堆外核仪表系统中间量程的动态刻棒试验可作为传统动态刻棒试验的一种手段,其测量误差在验收准则允许范围内,且无需进行本底电流测量即可减少动态刻棒测量时间。      

取消二次中子源后的源量程可用性分析

本工作介绍了大亚湾核电站取消二次中子源的目的及理论计算分析源量程可用性的必要性。研究在缺乏一些重要数据情况下,如何通过数值模拟方法较准确计算出源量程的中子计数率。理论计算方案表明,可通过已有大修装料过程中实际测量所得的源量程中子计数数据,并结合相应的组件燃耗及源强数据来获取近似度因子,并以此校正蒙特卡罗理论计算出的中子通量和中子计数率。通过与实验值进行比较分析,验证了本方法的可行性,并给出与实验较相符的计算结果。     

核电厂控制与保护系统应用软件潜在的功能缺陷与防御措施

分析了核电厂系统功能设计、数字化仪表控制系统中软件系统设计、开发、验证与确认中产生潜在的功能缺陷的原因 ;阐述了缺陷的种类、可能造成的后果与影响 ;论述了如何通过增大核电厂系统的设计裕量、强化纵深防御、采用规范的与成熟的编程、编译与验证技术来防止人因错误与编程的缺陷 ,提高系统软件的可靠性与核电厂的安全性     

M310核电站含氢废气处理系统容量分析及优化

核岛含氢废气来自一回路,含有氢气和裂变产生的放射性核素,放射性核素主要是惰性气体包括⁸⁵Kr、^85mKr、⁸⁸Kr、¹³³Xe、¹³⁵Xe,还有少量¹³¹I、¹³²I、¹³³I、¹³⁵I、¹³²Te等。M310核电站广泛使用压缩贮存衰变工艺处理含氢废气,出现了衰变箱容量紧张的问题,制约了一回路吹扫操作,影响大修进程,也形成了安全隐患,亟需改造优化。本文以含氢废气中氢气产生的源头为重点,调查研究各种运行工况及操纵规程、规范,分析气体产生量和组份,判断出关键因素为停堆时容控箱气相空间吹扫过程,通过计算得到气体流量的峰值、总体积和氢气的含量。经过比较分析,在满足放射性衰变前提下,提出了针对各类工艺方案需要配备的合理的系统容量,且具有较好的经济性,避免过大冗余造成浪费,解决了工艺优化的难题。     

基于MSG指令的核电站PLC数据采集系统的故障处理

岭澳核电站的数据采集系统从投运以来一直存在采集板件偶发脱机的故障,且故障情况下可编程逻辑控制器(PLC)采集无法自动复位。本系统的PLC程序与上位机采用了一体化设计,无法单独修改PLC程序,通过外接PLC装置利用MSG指令,通过一种远程使用MSG指令复位的方式实现了PLC脱机故障的处理,成功地解决了原系统LEVEL1层PLC程序无法修改的难题。     

主泵电机润滑油损失异常的分析和处理

主泵是核电站的心脏,是反应堆冷却剂系统的主要设备和压力边界之一,承担着确保堆芯传热所需的冷却剂流量的重要功能,运行期间必须保证主泵运行的安全可靠。在第11个燃料循环周期中,主泵A电机出现了润滑油损失异常的状况。为了保证电机正常运行,在功率运行期间进行了5次补油的应急处理。针对这个问题,对主泵电机润滑油损失异常的原因和油气散失通道作出了具体分析,在换料检修过程中对主泵电机进行了解体工作。对解决润滑油损失异常的具体解决方案做出了论述。通过具体检修方案的实施,最终使润滑油异常损失得到了很好的控制。     

AP1000与EPR专设安全系统的差异性比较和分析

以美国西屋公司开发的先进压水堆（AP1000）和法德两国联合开发的欧洲压水堆（EPR）为典型代表的第三代核电技术都在专设安全系统的设计上进行了革新或改进，旨在提高核电站的总体安全水平和可利用率。本文简要介绍了AP1000和EPR专设安全系统的组成和特点，比较了两者之间的差异，并分析了这些差异对于核电站安全、设备可靠性及成本控制的影响。     

秦山核电二期工程反应堆主冷却剂管道系统辅助接管嘴的弹塑性分析

按照RCC-M规范要求对秦山核电二期工程反应堆主冷却剂管道系统的稳压器波动管作了3维完全弹塑性分析,其结果能包络其它小口径辅助接管嘴的力学行为.结果表明,在严苛的包络载荷作用下,接管嘴响应表现出安定性行为,因而秦山核电二期工程反应堆主冷却剂管道系统辅助接管的设计满足RCC-M规范的要求.     

用Simulink扩展RELAP5的控制与保护系统仿真功能

RELAP5程序本身具有模拟核电站控制与保护系统的功能,但是,由于该程序采用文本输入方式进行建模,编写复杂,可读性不强,小适合于对大型复杂控制系统进行仿真。而Simulink程序采用图形化建模方式,能够高效、便捷地对核电厂复杂控制与保护系统进行建模。因此,本文将RELAP5程序与Simulink耦合,并利用Simulink扩展RELAP5的控制与保护系统的模拟功能。为了验证两程序耦合方法的准确性,将用Simulink实现的控制与保护系统的仿真结果,与已通过验证的RELAP5实现的具有相同功能的控制与保护系统的仿真结果进行对比,结果表明二者符合较好。     

反应堆GGR系统辅助管系稳态振动评估与振动疲劳寿命分析

根据美国机械工程师标准(ASME-OM-S/G2000)规范及法国电力公司(EDF)标准振动评估方法,提出一套用于核电站小支管振动评估及振动疲劳寿命分析的方法,应用该方法对国内某核电站汽轮机润滑顶轴盘车(GGR)系统的辅助小支管振动问题进行评估研究,并计算了小支管系统的允许有效速度.根据振动速度的测量和计算结果进行敏感性评估;采用响应谱计算方法对管座处的应力水平进行计算,并与允许振动交变应力进行比较;采用瞬态动力学方法对管座处的应力时程响应进行计算,根据Miners线性损伤累积模型对管座的振动疲劳寿命进行评估.结果表明谱响应计算得到的振动交变应力幅值高于评估准则的振动交变应力允许值,该管线属于振动敏感管线;而通过瞬态振动寿命计算得到稳态振动疲劳寿命远远高于设计寿命,有较大的安全裕量.