游泳池反应堆控制保护系统安全整治

“游泳池反应堆控制保护系统安全整治工程”应用现代测控技术,严格遵照核安全法规标准进行设计、制造、安装、调试,建成了一个先进的试验堆控制保护系统。新系统增设和完善了保护变量与保护设备;监测装置的灵敏度提高了1～2个量级;停堆状况下有5个独立的监测装置同时指示堆功率,稳定性与抗干扰性能好。全新的自动功率调节系     

游泳池反应堆新保护系统可靠性分析

游泳池堆的新保护系统由HTL集成电路组成,其逻辑结构设计为“2/4”的局部符合逻辑。本文用故障树分析方法对该系统进行了可靠性分析。分析中以“一次水流量低”的保护线路为依据,建立了“拒动”和“误动”两棵故障树。分析结果表明,该系统的可靠性均高于需要的指标。     

游泳池反应堆可靠性安全性分析

采用事件树／故障树方法对游泳池反应堆进行了可靠性安全性分析。扼要介绍了分析模型、和主要分析结果。同时还介绍了非规定工况运行对安全性影响。维修策略对防御共因失效的有效性估计；恢复操作对系统可靠性的作用；通用数据和专用数据分析结果的对比等。     

游泳池反应堆一级概率安全分析

中国原子能科学研究院的游泳池反应堆SPR已运行了24年。分析的主要目的是估计堆在今后继续运行中的总体安全性。整个分析是按PSA导则要求进行的,特别关注的内容是:(1)熟识堆的安全有关系统和运行经验;(2)检查和检测堆运行设备的状态,包括那些平时很少运行但对缓解事故有重要作用的设备;(3)为事故序列分析建立成功准则;(4)利用简单的马尔科夫过程分析冗余备用系统;(5)详细考虑人因失误,因为人因在SPR安全运行中起重要作用;(6)发展EXSETS程序来加强一级PSA计算,包括不确定性、恢复、重要度和灵敏度计算;(7)考虑事故后的恢复操作,对支持系统和恢复操作特别重要。该分析能改进管理员 和操纵员的培训。由于SPR的数据收集工作仍在进行中,更加特定的计算待后进行。     

中国原子能科学研究院举行游泳池反应堆场区应急演习

2004年11月5日，中国原子能科学研究院举行2004年游泳池反应堆(SPR)场区应急演习，国家环保总局核安全司及核安全中心有关专家到现场进行监督评价。此次演习自早9：30分开始至10：45分结束，历时75分钟，验证了原子能院核事故应急计划的有效性、检查应急组织的应急响应能力。     

游泳池式反应堆元件铀芯温度测量

本文分析了游泳池式反应堆的热工水力工况,并由此选择出元件铀芯温度测量所需的反应堆运行功率和辐照小回路的运行参数。对铀芯温度测量结果作了详细的分析。此外,还对反应堆进一步提高运行功率水平的可能性作了估计。     

反应堆水力驱动控制棒系统安全分析

介绍了新型控制棒水力步进式驱动系统,分析了各种事故工况下控制棒的可靠、安全性能,并分析了控制棒水力回路发生断管失水事故的安全特性,论证了这种水力步进式控制棒驱动系统具有失事安全的固有安全特性。     

反应堆水力驱动控制棒系统安全分析

介绍了新型控制棒水力步进式驱动系统,分析了各种事故工况下控制棒的可靠、安全性能,并分析了控制棒水力回路发生断管失水事故的安全特性,论证了这种水力步进式控制棒驱动系统具有失事安全的固有安全特性。     

反应堆控制保护系统监测参数校准

如何开展反应堆控制保护系统测量设备的现场校准工作,特别是核测系统的2个非标设备-功率测量保护装置和周期测量保护装置,输入信号跨8个数量级,输出周期信号又按非线性刻度。由于信号在测量、转换和传输过程中引入的误差,使得同一个信号在保护系统和计算机系统的显示值不一致。作者根据研究堆调试阶段核测设备校准的经验,提出了核测系统测量设备的校准方法。核测功保输出的预报警信号向保护系统测量结果修正,这样能保证预报警触发信号与保护触发信号之比为1.05∶1.1的关系。保护系统校准周期保护触发动作点,保证堆功率增长周期为10 s时保护系统送出事故信号。校准结果不仅满足了保护系统触发精度的要求,也使同一个监测参数在不同位置的示值较为一致。     

游泳池式反应堆用元件盒水力实验

本文叙述了游泳池式反应堆用元件盒的水力实验。对五个16根元件棒的元件盒、三个15根元件棒的元件盒和一个12根元件棒的元件盒分别作了不同工况的实验,获得了流量和摩擦压降之间的精确关系,给出了表达式。另外,还测定了以上三组元件盒以及16根元件棒的元件盒出口设置节流环后其总压降机流量之间的关系。     

游泳池式轻水反应堆2008年运行报告

1有关数据 运行人员：现有值班长8人,操纵员11人;新晋升值班长2人,新晋升操纵员3人;学习的值班长3人,学习的操纵员1人;调出值班长0人;调出操纵员0人。运行情况：开堆10次;非计划停堆19次;运行2165．81h;释放能量为309．449MW·d;最大功率为3．5MW。     

某游泳池式反应堆全厂断电事故分析

采用RELAP5/MOD3.3程序对某游泳池式反应堆的全厂断电事故工况进行计算,对堆内冷却剂流动逆转过程进行了模拟计算,并对全厂断电事故下堆芯漏流和组件间流动等相关参数对流动逆转的影响进行了深入分析。结果表明,该反应堆在失去全部强迫流动的情况下,能形成足够的自然循环流量,以导出堆芯余热,燃料组件不会发生破损。     

游泳池式反应堆断电事故的动态计算

本文根据实测的功率衰变和流量衰减曲线,编制了计算游泳池式反应堆全厂断电后热点元件瞬态温度分布的程序。应用本程序计算了当功率为2500千瓦时水泵断电后的热点温度,比较了计算值与实测值,两者符合得很好。