电厂辐射监测系统服务器冗余方案研究

针对红沿河核电站电厂辐射监测系统(KRT)服务器软件异常情况下,数字化仪控系统(DCS)无法实现从一台KRT服务器切换到另一台服务器进行通讯的问题,对KRT系统与DCS系统的通讯,以及问题的解决方案做了研究和说明。此方案通过增加生命监测信号和Mod Bus报文异常响应机制,使DCS端在收到KRT端报文异常响应后可实现KRT服务器的冗余自动切换,有效避免了由于服务器软件故障等问题造成的数据丢失和误报警,提高了KRT系统对电厂辐射的实时监测能力。     

大亚湾核电厂2KRT007MA故障原因分析及其改进

大亚湾核电厂辐射监视系统(KRT系统)的KRT007MA监测从冷凝器抽出的非冷凝抽取物的β活性,以探测蒸汽发生器的泄漏。由于冷凝器系统的原因,导致KRT007MA采样气体中含有水滴,造成KRT007MA通道频繁发生故障。通过调查分析,确定了故障的根本原因,并采取了针对性的改进措施,彻底解决了问题。     

KRT数据采集和信息管理系统优化设计

KRT数据采集和信息管理系统在核电厂正常运行和事故情况下实时采集各辐射监测仪表的各种信息,进行集中管理、数据存储、显示、报警、打印和查询,并实现与DCS系统进行通信的功能。描述了KRT数据采集和信息管理系统在核电厂的应用情况,分析了该系统近年来的发展状况。借鉴其他相关行业技术发展方向,从故障分析、数据传输和数据采集等方面,提出了该系统的优化设计方案。     

岭澳二期厂房辐射监测系统数字化设计

在岭澳二期厂房辐射监测系统（KRT系统）设计中,要求KRT系统的硬件组成结构与岭澳一期大体相似,同时KRT系统必须实现数字化和信息集中管理。为了实现上述目标,将KRT系统分为上、下两层,KRT下层部件将就地仪表的模拟信号通过就地处理单元转化为数字信号,被转化后数字信号通过RS-485传输到KRT上层部件（集中机柜）,集中机柜对这些数字信号进行集中,并存储显示在服务器及操作工作站中,或将这些集中信息传输到DCS。另外,集中机柜对这些数字信号进行处理,产生模拟量和开关量,并将模拟量和开关量传输到其他系统。     

宁德核电站正常运行期间放射性厂房排风监测

介绍了宁德核电站在正常运行期间反应堆厂房、核辅助厂房、连接厂房的气载放射性监测情况,并分析了利用KRT036MA进行现场排查应注意的事项。     

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。     

压水堆核电厂新概念堆芯捕集器设计研究

根据福岛核事故经验,总结了未来堆芯捕集器的设计目标,提出分组捕集(CGC)、强制铺展(WCC)及引流冷却(CCC)3种新概念堆芯捕集器方案。梳理了欧洲先进压水堆(EPR)及俄罗斯水-水高能反应堆(WWER)2种典型堆芯捕集器的技术特点,并对3种新方案的性能倾向进行了评估。结果表明,新方案具有明显的技术优势。     

超热中子辐射场的理论设计

为得到满足硼中子俘获治疗(BNCT)系统所要求的超热中子辐射场,利用清华大学试验核反应堆中子源,采用蒙特卡罗(MC)计算方法,设计了两种产生超热中子辐射场的工程理论方案,并对这两种方案进行了分析与对比.结果表明,方案1比方案2更具有优势,故确定方案1为BNCT系统最终设计方案.     

世界新型反应堆设计研究概况

【美国《核新闻》2001年8月刊报道】 2001年2月,美国国防部(DOE)在国内外进行了用作像阿拉斯加、夏威夷这样的边远地区或岛屿的电力资源的50 MW以下的小型模块堆(SMR)方案公开征集活动。应征方案有9个,这9个SMR方案为:CAREM(阿根廷)、ENHS(美国)、IRIS-50(美国)、KLT-50(俄罗斯)、MRX(日本)、MSBWR(美国)、RS-MHR(美国)、TPS(美国)和4S(日本),燃料主要使用UO2,装机容量范围为16.4 MW～50 MW,换料时间从每年一次到15年一次。就所提出的SMR方案,DOE对其固有安全性、经济性、对防止破坏行为及防止核材料转用的性能、建…     

基于TXS平台的数字化反应堆保护系统实现特性

数字化反应堆保护系统(Reactor Protection System,RPS)作为重大改进项在CPR1000压水堆机组岭澳核电站首次引入,设计方案经历了多次变更和优化,最终伴随着岭澳核电站成功商运后完成了方案固化。本文介绍了基于阿海珐公司提供的安全级数字化仪控平台(TELEPERM XS,TXS)在岭澳核电站反应堆保护系统最终实现方案,进而重点分析反应堆保护系统方案实现特性。上述论述对后续核电站反应堆保护系统方案实现及其国产化研制提供了借鉴和参考意义。