核电站控制保护及辅助系统仿真方法研究

分析了大亚湾核电站控制保护及辅助系统仿真模型,采用面向对象编程方法以自编软件形式对大亚湾核电站模型进行模拟,并在开发过程中采用UML统一建模语言进行分析设计,实现了对该大亚湾核电站控制与保护系统的动态仿真.瞬态工况测试结果显示该仿真能较好地模拟反应堆一、二回路的控制与保护功能.本仿真程序具有通用、便携以及廉价等优点.     

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.     

大亚湾核电站工程技术改造项目的管理和控制

介绍了大亚湾核电站实施工程技术改造项目的过程,并依据项目管理的原则,分析了大亚湾核电站对工程技术改造项目进行管理和控制的基本体系和要点,为核电站工程项目的管理提供了可借鉴的经验。     

基于DCS改造最小验证平台的稳压器压力控制回路比对测试研究

大亚湾核电站核岛模拟控制系统采用美国Bailey9020模拟平台,计划在30 a大修期间进行数字化升级改造。本项目将SpeedHold-N（SH-N）系统、Bailey9020模拟平台、大亚湾核电站工艺仿真模型通过可编程控制器（PLC）接口搭建最小验证平台,选取稳压器压力控制回路为验证对象,以调试程序为参考,通过对比相同扰动在不同平台的响应差异,验证了大亚湾核电站当前控制参数在目标数字化控制系统（DCS）平台的适用性,发现了Bailey9020模拟平台比例积分（PI）控制器在手自动切换时有比例作用无法响应的固有缺陷,并分别从电路设计和操作程序两方面提出了相应优化措施,达到了模拟平台解析、DCS组态验证、定值转换验证的目的,同时为当前大亚湾核电站机组运行提出了重要反馈。      

高压安注管道热疲劳现象及改进措施分析

根据高压安注死管段内的热工水力特性,分析管道热疲劳发生的机理。提出大亚湾核电站和岭澳核电站一期高压安注死管段的改进方案,并对改进方案中的新增管线进行疲劳分析后可得,大亚湾核电站和岭澳核电站一期在改进中新增的管线,不会因机组各种运行工况引入的载荷而发生疲劳失效。压力井改进方案是有效的、安全的。     

大亚湾核电站高效运行安全指标合乎国际标准

【《大公报》 1998年 10月 7日报道】　据深圳大亚湾核电站管理部门人士透露 ,国务院最近要求大亚湾核电站在安全问题上要做到万无一失。广东核电合营有限公司总经理刘锡才今天对记者表示 ,截至 10月 6日凌晨止 ,大亚湾核电站已发电 10 0亿度 ,实现了安全高效运行 ,主要安全指标均合乎国际标准。据悉 ,大亚湾核电站 2台机组进行过 4次换料大修 ,一直安全运行 ,1号机组去年甚至换料期间也未停止过运行和供电。在国际规定的 12个安全指标中 ,大亚湾核电站有 6项达到国际先进水平 ,3项达到国际平均水平 ,3项低于国际平均水平 ,总体安全状况良好…     

大亚湾核电站换料水箱底板渗漏分析与评估

2006年9月发现大亚湾核电站2号机组换料水箱底板底部有微量水渗出.本工作通过地震分析、应力计算、断裂力学分析,对发现渗漏的大亚湾核电站2号机组换料水箱进行分析与评估.     

RRA入口隔离阀控制逻辑改进分析

针对大亚湾核电站原始设计中反应堆余热排出系统(RRA)的入口隔离阀控制逻辑的设计不满足单一故障的情况,提出增加2台压力变送器的改进方案。通过定量化计算,评价改进方案对RRA及机组堆芯损坏的影响。     

核电站主泵停运控制核素的选择

主泵是核电站必不可少的设备,除维系机组的安全运行外,它还对辐射源项的控制起着不可替代的作用。选用合适的放射性核素控制主泵的停运对于压水堆机组大修时解决工期进度和减少辐射源项这一矛盾有着重要指导意义。本文结合大亚湾核电站的运行经验,指出＾１１０ｍＡｇ是对反应堆换料水池表面辐射水平有主要贡献的核素,并给出了停运主泵时＾１１０ｍＡｇ比活度的建议限值。     

大亚湾核电站氢冷器冷却水流量分析及改进

大亚湾核电站发电机4台氢冷却器在启机阶段及满功率期间冷却水流量分配不均,导致氢冷器氢温差偏大,影响机组稳定运行。文章采用CFX及Flowmaster对氢冷器冷却水系统及阻力影响因素进行了分析,提出了改进处理方案。结果表明,仿真模型能较好地模拟系统的实际运行工况,提出的处理方案有效地解决了氢冷器冷却水分配不均的问题。     

核电站除氧器瞬态研究

应用金属材料、水和水蒸气、管道和加热器以及除氧器设备的相关数据建立数学控制模型,研究了核电站常规岛给水加热系统在机组甩负荷工况下的热力学参数变化.得出了核电站除氧器压力、给水温度以及给水泵的有效汽蚀余量随时间变化的曲线,提供了核电站除氧器的布置高度及瞬态工况下确保给水泵安全的控制措施依据.结果表明:改变控制参数,主要是凝结水流量和主蒸汽流量,不仅可以控制瞬态工况下给水泵的有效汽蚀余量,还有助于防止瞬态工况下淋水盘式除氧器由于压力下降速度过快而造成的损坏.     

核电厂凝汽器故障信号定值的计算与分析

核电厂的凝汽器压力达到"不可用"设定值后,将禁止旁路蒸汽向凝汽器排放.CPR1000系列反应堆要求,在紧急停堆先于凝汽器达到"不可用"设定值之前发生的情况下,仍能通过旁路系统继续向凝汽器排放蒸汽10～12 s,否则将引起主蒸汽系统管路超压.某些瞬态工况下,凝汽器的压力上升较快,为满足核岛蒸汽安全排放的要求,需对瞬态工况下凝汽器的压力变化进行仿真计算.本文通过模拟汽轮机紧急停机及紧急停堆后的凝汽器压力变化规律,研究满足核岛蒸汽安全排放要求的技术方案,解决瞬态工况下主蒸汽管道的超压问题.     

核电站专用起重设备

核级起重机是核电站专用起重设备，是当代起重设备中科技含量与技术水平都相当高的新时代产品。本文介绍了国内核电站用起重设备的主要类型，用途，特点，现状与发展，以供从事核电站建设的有关人员参考。     

核电站继电器老化及可靠性分析

通过对LEACH继电器的老化失效及可靠性分析实验,得知1999年批次继电器失效的原因,是由于线圈绝缘材料中增塑剂氧化变质而导致的绝缘性能下降和发热量增加,并有针对性地提出了继电器老化的外壳温度监测方法,制定了批次更换措施.     

核电站大修换料的计算机化管理

分析目前核电站大修换料管理方式的不足 ,提出了核电站大修换料计算机化管理的方法 ,说明建立该系统应具有的基本功能 ,介绍了系统的核心原理和具体实现情况 ,探讨了计算机程序实现的基本方法 ,并对系统的发展方向和前景作了展望     

核电站操纵人员模拟机培训与取照考试

"大亚湾核电操纵人员模拟机培训与执照考核体系"针对模拟机教员的配备、培训、岗位资格考核、教学效果反馈等环节制定了管理方法,对教员提出了专业知识、工作经验、外语能力等方面的具体要求.设计了教员培养流程,培训项目包括:培训者培训、教学法培训、时间管理培训、机组大修期间运行活动培训、模拟机培训课程的"影子"培训和在岗培训等.实现了模拟机教员与现场持照人员的岗位轮换;新教员须经管理部门进行资格确认和审查,符合条件者实行聘任上岗制度,任期2年.任期届满后,需重新对其进行资格认定.在引进法国电力公司操纵人员培训办法的基础上,开发了新课程,对模拟机初训、复训以及利用模拟机进行技术支持与经验反馈方面进行了改进.     

大亚湾核电站的老化和寿命管理

首先简要介绍了国际原子能机构(IAEA)对核电厂老化管理的基本要求以及所推荐的实施老化和寿命管理方法,然后对大亚湾核电站实施老化和寿命管理工作的进展进行了描述。文中指出,老化和寿命管理的首要任务是关注核电站的关键设备。随着经验数据的积累,工作重点逐步由老化机理理解、敏感部件筛选向老化趋势分析和寿命评估转变。     

核电组织错误的表现与类型

通过访谈和事件再分析的方法，对影响核电安全的组织因素-组织错误进行探索。根据访谈记录和事件分析报告的编码，将得到的数据进行聚类分析，得到影响核电安全的5类组织因素。它们分别为：技术管理因素、非技术管理因素、信息界面、全局思想缺乏和组织计划。研究同时发现，相对于技术管理因素．非技术管理因素对系统安全的影响较大，因此，非技术培训对于系统的安全不可或缺。