田湾核电厂自动功率控制器结构与应用分析

文章阐述田湾核电厂自动功率控制器软硬件设计的主要特点，通过对系统运行模式和故障种类的详细分析，讨论了田湾核电厂自动功率控制器系统工作的有效性和可靠性。分析结果显示，系统满足单一故障准则等安全原则的要求。     

核电厂反应堆最佳估计功率监测法的研究

反应堆功率是核电机组运行中的关键参数,其测量值对机组安全和经济运行均具有重要意义。反应堆功率测量值通常采用热平衡方法计算得到,但电厂运行经验表明功率测量值可能会出现高估或低估的情况。因此为在早期识别热平衡法功率测量值存在的潜在漂移或偏差,验证测量值的准确性,有必要引入反应堆功率监测手段。最佳估算功率监测法（BEPM）是美国核电厂反应堆功率监测的常用方法。本文重点研究了BEPM的数学原理和计算方法,通过举例介绍和讨论了该方法的工程应用。     

核电厂设备抗震设计标准功率谱密度的生成方法

对于核电厂设备抗震设计的输入地震波,通常要求其同时包络目标反应谱（RRS）和标准功率谱密度（PSD）,然而目前国内外对标准PSD缺少统一的算法。在美国核管会标准审查大纲（SRP）3.7.1建议的标准PSD生成方法基础上,优化了迭代过程,提出了一个改进的标准PSD合成方法,并在2个核电设备RRS算例上实现了该方法。结果显示改进的标准PSD生成方法与RRS匹配程度较高,同时计算快速、简便,收敛精度与基于随机振动理论方法计算的结果相似,此法可以作为核电厂设备抗震设计输入人工地震波的标准PSD检验依据。      

200MW核供热堆功率自动调节系统的高可靠性控制器的设计

介绍了２００ＭＷ核供热堆功率自动调节系统可靠性控制器的研究与设计。本控制器采用高性能的１６位单片微机８０９７，主控制器与１０个数采模块设计成模块化结构，第个模块由完全相同的硬件构成，各模块以其８位总线进行数据通讯，并以统一时钟和复位信号实现同步工作。整个控制器设计成三套完全相同三冗余度的控制系统，控制系统采用了三取二全同比的原理。经实验验证：本控制器的设计方案是可行性的。     

桥式吊车多点自动定位程序控制系统设计

针对桥式吊车(桥式起重机)的常规使用场所,设计了通用性较强的自动定位程序控制系统。通过光电开关检测吊车位置并对吊车大厅分区,以可编程控制器(PLC)和变频器作控制器件,采用定时运行的方式实现吊车的自动定位控制。定位误差小于2.1 cm,吊运物摆幅小于5.7 cm,吊车运行的平均速度大于额定速度的90%。本文重点介绍吊车的位置、运行方向、运行速度及定时起点的确定和编程控制,并对自动定位的性能指标进行了定量分析。     

可编程控制器(PLC)在MJTR堆厅吊车控制系统中的应用

介绍可编程控制器(PLC)在堆厅吊车(吊钩桥式起重机)控制系统中的应用。系统以PLC为核心,采用变频器和光电开关等器件,实现遥控、手动和自动对中功能。重点介绍孔道自动对中功能的程序设计。     

小型铅铋冷却快堆堆芯功率控制研究

铅铋冷却快堆多用于海洋、山区等偏远特殊环境的孤网供电,用户特性要求小型铅铋冷却快堆需具有良好的负荷跟踪能力。本文将3种不同的控制方法应用于铅铋冷却快堆堆芯功率控制,通过引入噪声、死区、时滞等环节对控制器的稳定性和设定值跟踪能力进行了测试。结果表明,比例-积分-微分（PID）控制器很难达到较好的控制效果,因此工业应用时往往加入了其他环节以保证PID控制器的稳定性。自抗扰（ADRC）控制器和H∞鲁棒控制器都具有良好的抗噪能力,能够独立地完成较好的控制效果,但良好的抗噪能力要牺牲一定的灵敏性。通过对3种控制器的比较分析表明,由于仿真计算对实际对象进行了简化,在这样的条件下所设计的控制器应选择较为保守的参数。     

Cs(Ⅰ)在桃花江水底沉积物上的吸附模型

通过批式吸附实验研究了接触时间、固液比、溶液pH值、离子强度、温度、Cs(Ⅰ)浓度和沉积物组分等对Cs(Ⅰ)在桃花江水底沉积物上吸附作用的影响。结果表明,样品中黏土组分含量和溶液离子强度对Cs(Ⅰ)吸附影响显著,而溶液pH值和温度对Cs(Ⅰ)吸附几乎无影响,说明Cs(Ⅰ)的吸附机理为黏土上的阳离子交换作用;Cs(Ⅰ)在桃花江水底沉积物上的解吸具有滞后性,解吸速率明显小于吸附速率。利用磨损边缘 基面位点概念模型的框架,构建了Cs(Ⅰ)在桃花江水底沉积物上的吸附模型。研究所得结果有助于精确预测Cs(Ⅰ)在桃花江水底沉积物上的吸附作用,为桃花江核电厂的周围水体质量评价、废水排放标准建立和核事故应急处理提供了基础数据和参考模型。     

Np(Ⅴ)吸附于纤铁矿/水界面的扩展X射线吸收精细结构(EXAFS)分析

本工作采用原位扩展X射线吸收精细结构(EXAFS)能谱首次揭示了Np(Ⅴ)吸附于合成纤铁矿(γ-FeOOH)表面的化学形态。Np LⅢ边EXAFS分析结果显示Np(Ⅴ)以五价镎酰离子吸附于γ-FeOOH,未发现多核络合物与表面沉淀。傅里叶转化结果在约3(1=0.1nm)附近的能峰可归于Np-Fe配位层,证明了Np(Ⅴ)-γ-FeOOH形成了内层吸附的单一形态表面络合物。所得分析结果与Np(Ⅴ)在相似构成的含铁矿物上的吸附形态结果进行了比较,进一步确认了Np-Fe、Np-O等关键配位层的存在。然而,还需要更多设计良好的EXAFS实验来确认是否存在Np-C配位层,以确认纤铁矿界面是否存在Np碳酸根表面络合物。     

自动绝对测量~(125)Ⅰ活度

用配备通用自动计数与数据处理装置的井型NaI(Tl)探测器对~(125)I活度进行了绝对测量。用DD8000多道分析器和3路计数器的测量验证了它的可靠性。研究了峰交叉对测量结果的影响,并给出各项不确定度分量的计算公式。     

田湾核电站物项的安全分级

核电站物项的安全分级工作中应特别注意全局性、适度性、均衡性这3项原则．物项安全分级的;基本方法,一般是根据物项（部件）的承压外壳损坏对安全的影响,对物项的安全功能进行分级田湾核电站采用的是俄罗斯VVER-1000／428型反应堆装置,其物项安全分级主要采用俄罗斯法规标准：电气和仪控设备采用IEEE-308（80）标准,分为1E级与非1E级;仪控系统及设备的安全分级采用国内标准GB／T15474—1995,分为安全1E级,安全相关SR级和NC非安全级,田湾核电站物项的安全分级必须经中国核安全当局审批并满足中国核安全法规要求．     

田湾核电站堆芯换料模式研究及应用

以田湾核电站的1#、2#机组第3循环堆芯装载图为例,介绍全进全出、堆内倒换和边进边出3种换料方法的操作过程,计算这3种换料方法的时间效率,分析比较3种换料方法的优缺点和适用场景。经田湾核电站实际换料验证,堆内倒换和边进边出换料方法是可行的,能显著提高换料效率。     

田湾核电站失去外电源的概率风险评估

对江苏田湾核电站失去外部电源(Loss of offsite power，LOSP)事件进行概率风险评估。考虑了核电站接入华东电力系统后电网与系统间的相互影响．指出导致核电站失去外电源的4个事件：①主网稳定破坏：②计划检修与故障重迭，导致4个回路联络线全部不可用；③飓风导致断线．使4个回路联络线全部不可用；④500kV及220kV主变电站电气设备故障，主变全部停电。使核电站失去外电源。给出这4个事件的计算方法和定量计算结果．并给出了提高可靠性的措施。     

秦山核电厂原理模拟器

本文介绍了秦山核电厂300Mw 机组培训用原理模拟器的模拟范围、功能以及硬件、软件配置。本模拟器能演示核电厂及其系统的基本原理,能进行正常运行工况的基本操作,能模拟20种类型的故障和200多个故障点。模拟器有优良的教员控制功能和丰富的图形、曲线显示等能力。它是我国自行研制的第一台核电厂原理模拟器,并已于1991年初交付使用。     

田湾核电站堆芯装换料管理子系统设计

田湾核电站机组堆芯采用堆内倒换换料技术,装换料管理子系统是燃料管理系统的子系统之一,它以直观的图形操作方式协助管理人员完成核燃料堆芯装卸料的步序设计和优化工作.该子系统为纯B/S结构,采用ASP.NET平台、矢量绘图、暗通道提交、图片缓存等技术.本文介绍了该子系统的设计思路,重点阐述了图形交互技术的实现方法.     

田湾核电厂TXP/TXS系统的数据通信

介绍了田湾核电厂TXP/TXS系统数据通信软硬件设计的主要特点.对数据通信软硬件结构的详细分析表明,田湾核电厂TXP/TXS系统数据通信具有单一故障容错、高度的可靠性和可利用性等优点,满足了核电厂对数据通信高度可靠的要求.     

核电站安全参数显示系统的研究与设计

简要介绍了核电厂安全参数显示系统（ＳＰＤＳ）的设计特点和系统功能特点,包括设计准则、系统结构、多级显示、人因原则、自动诊断以及对ＳＰＤＳ的检验手段等。     

利用核电厂模拟器进行操纵员可靠性研究

为提高核电厂运动可靠性,需要对核电厂操纵员进行可靠性研究。本文结合我国核电厂操纵员可靠性研究的状况,并参考国际上流行的核电厂操纵员可靠性研究方法,利用两参数威布尔分布的理论在核电厂模拟器上对我国核电厂操纵员进行认知可靠性研究,将该方法得到的结果与其他理论模型的结果进行了比较和讨论,得到了一致的认知。本文的研究方法可为真实核电厂运行提供参考。     

核电站信息数据库应用现状及其探讨

本文从核电站信息数据库对核电站运行安全的作用入手,分析了国内外核电站信息数据库的应用现状,对国内核电站信息数据库的发展类别进行了讨论,并探讨了我国核电信息数据库建造的发展条件与存在的问题。