秦山核电二期工程反应堆及反应堆冷却剂系统的仪表和控制

秦山核电二期工程反应堆及反应堆冷却剂系统的仪表和控制设计参考了大亚湾核电站的设计,但作了冷却剂系统三环路改二环路的适应性修改.本文总结了秦山核电二期工程反应堆及反应堆冷却剂系统仪表和控制的设计、重要仪表控制设备的研制.具体介绍了反应堆保护系统保护变量的选取、反应堆控制系统对堆芯的控制和监测以及提高核电厂可利用率的设计,并着重介绍了重要仪表控制设备的国产化研制过程.1号机组的成功运行证明设计和研制是非常成功的.     

LaBr_3(Ce)γ谱仪在燃料元件破损监测中的应用研究

为了实现用LaBr_3(Ce)γ谱仪实时监测压水堆燃料元件的破损,对该谱仪系统在燃料元件破损监测中的几个关键问题进行了研究。通过实验测试与蒙特卡罗(MC)模拟计算,提出了使用LaBr_3(Ce)γ谱仪测量一回路冷却剂中裂变产物~(135)Xe和~(88)Kr的活度浓度来判断燃料元件是否发生破损的方法,并对该方法进行了验证。对某反应堆一回路冷却剂进行测量的结果表明,基于LaBr_3(Ce)γ谱仪的燃料元件破损监测方法可有效避免监测中的干扰因素的影响,降低了定量测量中的不确定度。     

利用反应堆~(16)N γ噪声监测一回路冷却剂流量

本文介绍了利用反应堆~(16)N γ噪声监测一回路冷却剂流量的原理及方法,报告了在高通量工程试验反应堆(HFETR)上的试验及研究结果。     

反应堆冷却剂系统流量测量试验研究与设计

华龙一号（HPR1000）设置了反应堆冷却剂泵进出口压差表用于测量反应堆冷却剂系统（RCS系统）环路流量,取消了二代改进型核电机组设置的弯管流量计。环路流量测量方式的改变直接影响RCS系统流量测量试验的实施。通过研究主泵的运行特性和系统的阻力特性,提出了基于主泵电功率测量RCS系统流量的试验方法。结合理论分析结果和工程实践经验,给出了反应堆冷却剂惰走流量试验的试验方法和验收准则。研究表明,主泵电功率法可以测量RCS系统的流量,反应堆冷却剂惰走流量可以通过主泵惰转过程的转速变化进行验证。      

CARR冷却剂系统设计及分析

反应堆冷却剂系统(RCS)是中国先进研究堆(CARR)的重要系统之一,反应堆运行时,通过其将堆芯的热量带出,该系统的安全有效运行是反应堆安全运行的必要保证。本文从冷却剂系统的功能和工艺设计、主要设备等方面对该系统及其设计进行了说明,并对设计过程中重点考虑的运行和安全问题进行了分析。     

反应堆冷却剂泵转速监测系统浅析

主泵即反应堆冷却剂泵,它是反应堆冷却剂回路中唯一高速旋转的机械设备,也是压水堆核电厂重要设备之一.由于主泵转速信号经常出现异常,尤其是主泵转速产生高漂,为解决主泵转速高漂问题,本文主要对主泵转速监测系统的原理和功能出发,通过对秦二厂2号机组大修期间,主泵转速机箱及探头改造现场实践遇到的故障进行分析和试验,通过模拟现场缺...     

核电站反应堆冷却剂系统主管道安装焊接

以秦山核电二期工程为例,论述了核电站反应堆冷却剂系统主管道安装焊接技术及质量控制要点,并对反应堆冷却剂系统主管道的安装顺序、安装技术要求、焊接质量检验方法以及焊接变形的控制等方面给予了详细的阐述,对核电站反应堆冷却剂系统主管道安装焊接及质量控制具有借鉴作用。     

CARR保护系统设计

中国先进研究堆(CARR)保护系统采用数字化技术,执行反应堆的安全保护功能,包括反应堆保护和事故后监测两个子系统。本文介绍了CARR保护系统的设计以及技术特点,所采用的技术方案适合于CARR的工程应用,并达到保护系统所要求的系统可靠性和可用性。     

反应堆冷却剂流量测量不确定性分析研究

反应堆冷却剂流量是压水堆核电厂设计和运行重点关注的热工安全参数及运行监测参数之一。论文介绍了弯管流量计法和热平衡法两种测量CPR1000核电机组反应堆冷却剂流量的数学物理模型，根据不确定性分析数学原理分别建立了两种方法的完整反应堆冷却剂流量不确定性分析模型，结合CPR1000核电机组数据对反应堆冷却剂流量的不确定性进行了对比分析及敏感性研究。本文模型可用于反应堆冷却剂流量测量不确定性的量化评估，还可用于确定影响反应堆冷却剂流量测量不确定性的关键因素以及优化流量测量系统设计。     

基于参数自回归算法的核电厂关键设备早期预警方法研究

本研究设计并开发了一种基于参数自回归算法的用于核电厂关键设备早期预警的方法,该方法创新性地引入了基于多维度时序数据的参数自回归算法,对设备正常运行状态下的参数进行估计,并通过与实测值分析比较来提取残差特征,从而实现了基于动态阈值的设备状态监测机制。此外,结合设备机理,本研究提出并采用了测点重要度的关键概念,通过对设备核心部件拆分建模,实现了对设备运行状态的识别、异常征兆的早期预警、故障部件的确定和相关报警事件的生成。本研究在AP1000核电机组的核心设备——反应堆冷却剂泵（简称主泵）上对设计开发的方法进行了测试验证,通过对主泵实际运行数据和异常事件的相关数据分析,结果表明,与现有设备状态监测方法相比,新建立的关键设备早期预警方法可以在早期发现相关设备的异常征兆,进行预警,并给出关键信息协助工程师进行故障的分析和定位,从而显著缩短了故障诊断和排故的时间,同时极大降低了关键设备监测的人力投入。