堆外探测器读数与堆内功率分布的关系研究

通常认为堆外探测器读数与反应堆总功率之间存在正比关系,这其实很不合理,在实际运行过程中会出现很大的偏差。堆芯功率分布和堆外探测器读数的映射关系可以通过空间响应函数来更好地表达。论文介绍了空间响应函数的计算方法,压水堆的堆外探测器空间响应函数的特点、影响因素,以及其在反应堆功率重构中作用。     

CPR1000+核电厂RPN通道改进的影响分析

CPR1000+核电厂反应堆堆腔土建结构、反应堆压力容器保温层等设计相对传统二代加核电厂进行较大改进,本文对改进前后的RPN处中子注量率进行计算,根据计算结果对RPN定值及功能等进行分析,其结果表明,CPR1000+核电厂RPN原有功能和系统冗余性要求仍能得到保证。     

压水堆核电厂堆外源量程探测器计数率分析

压水堆核电厂启动过程中,次级中子源为堆外源量程探测器提供本底计数率,避免测量盲区,确保反应堆安全启动。但次级中子源的引入会为核电厂带来较大的经济和环境负担,同时也需承受次级中子源破损等带来的风险。为此,可使用受辐照燃料组件的自发裂变中子源进行替代,即无源启动方式。通过研究堆外源量程探测器计数率的理论计算方法,并基于运行电厂测量数据进行分析验证,为源量程探测器计数率的理论预估提供了较为完善的理论方法流程。本文结果可为无源启动源量程探测器计数率分析提供支持,同时也可用于次级中子源装载量或布置位置的优化分析等。     

宽量程快速闪烁探测器

闪烁探测器通过闪烁体涂覆－层低能灵敏的物质,外围采用双防护结构,改变光电倍增管分压电路的电阻值,探测器的输出为电流,采用高性能的电流－频率变换器和电源等措施,使得该探测器的探测范围,基本误差,响应时间等指标均明显优于现有水平,因而能较好地满足宽量程快速辐射探测的需要。     

反应堆堆外核测系统探测器选型分析

介绍了核电厂反应堆堆外核测系统三个不同量程探测器的应用现状、主要配置、主要技术参数及对比分析,同时结合探测器的相应特点和现场使用经验,对其选型原则及未来发展趋势进行了归纳分析。     

CPR1000机组两种典型首循环长期低功率运行能力分析

针对目前CPR1000机组两种典型首循环堆芯装载方案(含硼玻璃或含钆)的长期低功率运行(ELPO)能力分别进行分析论证。结果表明,在增加适当的运行限制情况下,两种典型首循环堆芯装载方案进行ELPO均是可行的。     

研究性重水堆功率异常波动的噪声分析

一、问题的提出近几年来,监测和诊断反应堆堆芯部件异常振动的噪声分析技术已有相当的发展,在动力堆上已经作为一种灵敏的监测手段加以研究和运用。研究性重水反应堆(HWRR-2)改建后在正常运行时发现功率出现异常波动,波动幅度     

CAP1000核电厂堆外探测器响应函数计算方法研究

堆外探测器响应函数代表了堆芯活性区各组件对堆外探测器读数的贡献,反映了堆芯功率分布与探测器读数的关系。本文利用二维离散纵标法(SN)程序 DORT,研究其共轭输运方法,建立 CAP1000反应堆模型,分析其堆外探测器径向和轴向响应函数及其特性,并与采用 DORT 程序正向输运计算的结果进行比较。研究表明,共轭输运方法可以极大简化计算量,且计算结果与正向输运方法结果符合较好。     

CAP1000核电厂堆外探测器响应函数计算方法研究

堆外探测器响应函数代表了堆芯活性区各组件对堆外探测器读数的贡献,反映了堆芯功率分布与探测器读数的关系。本文利用二维离散纵标法(S_N)程序DORT,研究其共轭输运方法,建立CAP1000反应堆模型,分析其堆外探测器径向和轴向响应函数及其特性,并与采用DORT程序正向输运计算的结果进行比较。研究表明,共轭输运方法可以极大简化计算量,且计算结果与正向输运方法结果符合较好。     

CPR1000核电厂DCS机柜失电分析

介绍了CPR1000核电厂数字化控制系统（DCS）的总体结构,以反应堆保护机柜（RPC）为基础,分析RPC的信号接口特性和信号关键路径节点的信号处理机制。结合RPC Ⅳ保护通道失电造成未能停堆的预期瞬变（ATWS）系统误发停堆信号的原因进行分析及优化,结果表明：对DCS机柜失电分析的研究是必要的,通过对RPC Ⅳ的给水流量信息进行优化和合理分配,可避免误发停堆信号。失电分析可优化仪控的设计,提高核电厂的可靠性。     

CPR1000核电厂核反应堆压力容器应力分析

本文所计算的核反应堆压力容器是保证核安全的一道重要屏障,因此,要参照相应的规范和标准对其进行强度方面的分析和校核.通过有限元软件ANSYS建立压力容器的三维模型,计算压力容器在设计工况以及试验工况下,在压力、温度、堆内构件重力和接管载荷等各种载荷作用下的应力强度,并严格参照规范标准RCC-M B篇规定的各种工况下的应力准则,对压力容器进行强度评定.评定的结果表明,压力容器在计算的几类工况下,均符合规范标准RCC-M的强度要求.本工作的计算和分析也为我国核工业未来的设备设计制造走上国产化、标准化奠定了一定的基础.     

CPR1000核电厂一级管道应力分析

核级管道的应力分析是为了保证管道自身和与其相连的设备、支架的安全.分析内容包括3个方面:计算管道应力,并使之满足RCC-M规范规定的限值要求;计算管道对与其相连的机器、设备的作用力,并使之满足标准规范的要求,保证机器、设备的安全;计算管道对支吊架的作用力,为支吊架的设计提供依据.管道应力分析工作的步骤是:首先,对管道所在系统的功能和工况参数、管线的布置情况进行详细的了解,划分分析范围;其次,根据管道ISO图用软件建立分析管线部分的几何模型,并定义材料属性;然后,按照规范规定的载荷组合形式加载;最后,计算、评定并输出支反力,核级管道的应力分析不仅可保证管道、支架、设备的安全,而且可优化设计,在核电厂建造和运行中起到重要作用.     

CPR1000压水堆本体结构热工水力特性CFD模拟研究

为在有限计算资源和时间下得到反应堆本体的流场分布和各组件的受力等热工水力特性,采用等流通截面积方法简化了控制棒导向筒内部几何结构,通过多孔介质模型对堆芯燃料组件结构进行了简化,在此基础上建立了CPR1000压水堆本体结构的整体CFD分析模型,得到反应堆内流场特性和各组件的受力等热工水力特性。计算结果表明,堆内流场不具备对称性,进行整体CFD模型建立和分析是非常必要,所建立的CPR1000整体CFD模型计算得到的热工水力特性合理,可为CPR1000压水堆安全运行提供有效的参考数据。     

CPR1000核电厂反应堆冷却剂泵电机绝缘问题分析

文章介绍了CPR1000反应堆冷却剂泵（主泵）电机轴电压产生的原理,针对轴电压对主泵电机设备运行产生的危害和影响,剖析影响主泵电机轴绝缘失效的原因,通过主泵电机轴绝缘故障问题实例,阐述了轴绝缘故障排除处理方法,并提出了几种改善轴绝缘的相关措施。     

CPR1000核电机组延伸运行优化控制

延伸运行（SO）是压水堆核电机组灵活运行的重要手段,研究如何提升机组SO模式下的安全性和经济性具有重要意义。针对某中国改进型三环路压水堆（CPR1000）核电机组某次SO模式下一回路平均温度、堆芯热功率、堆芯轴向功率偏差和温度调节棒棒位等重要参数存在波动的案例,研究表明波动的主要原因是由于该CPR1000核电机组的汽轮机高压调节阀运行在流量特性曲线的陡峭区,导致阀门开度在外部扰动影响下产生波动,并诱发主蒸汽流量、一回路平均温度等重要参数的波动。结合该核电机组设备的运行特性,提出优化高压调节阀流量特性曲线和优化主蒸汽流量限值等策略来提高机组SO期间安全性和经济性。数台CPR1000核电机组采用SO模式的工程实践案例验证了该策略的有效性。      

CPR1000反应堆冷却剂泵的安装与管理

对CPR1000反应堆冷却剂泵施工中的典型案例处理和方案改进等方面进行探讨和总结,对后续CPR1000项目主泵施工提出一些建议.     

关于CPR1000核电机组低功率运行停运一台CRF泵的影响分析

文章对北方某核电站机组电功率850MW运行时停运一台CRF泵进行了分析,得出在保证设备可靠的情况下,停运一台CRF泵,机组可以正常运行,增加机组经济效益约6MWh;并对机组满功率时若单列凝汽器海水泄漏,一台CRF泵运行时,机组电功率的运行平台提供了借鉴。     

CPR1000机组一回路窄量程温度探头修正及优化

随着核电厂运行周期的增长,反应堆一回路窄量程温度探头特性会发生一定的漂移,一回路热工水力特性等因素的改变也将导致一回路平均温度加法器以及温度偏差加法器参数设置的不合理,需根据一回路温度探头交叉比较数据对一回路窄量程温度探头及其加法器进行修正。针对可能出现的交叉比较超差现象,提出了修正方法:一回路窄量程温度探头三点曲线拟合修正法和一回路平均温度加法器以及温度偏差加法器根据偏差量两点拟合修正法。从排除固有温度偏差因素,多工况权重系数法和横、纵向趋势比对3个方面提出优化和改进措施及方案。这些措施及方案措施及方案工程现场的应用证明了其可行性和有效性。     

CPR1000核电机组换料后再启动升功率策略优化研究

根据大量核电厂运行经验反馈和模拟计算分析,中国改进型三环路压水堆（CPR1000）核电机组采用的升功率技术限值仍有较大优化空间。本文从升功率速率和阈值功率水平2个角度对换料后反应堆再启动以及达到满功率后运行模式进行模拟,升功率过程至达到满功率后一般经历几十个小时后燃料棒就能达到参考状态,采用优化升功率速率可以将能力因子提升0.1%左右。