核电厂负反应性校刻方法研究

在压水堆核电厂物理试验中,反应性仪每次使用前均需用周期法进行校刻。然而由于周期法未考虑瞬态项的影响,在实施较大负反应性的校刻试验时,试验结果偏差较大。采用数值计算方法对点堆中子动力学方程进行了精确求解,对得到的中子密度与周期法结果进行了对比和分析,从而设计了修正系数K方法。该方法考虑并可简化处理瞬态项的影响,使得周期法对负反应性校刻同样适用。     

核电机组大修后主蒸汽压力的变化分析

核电厂的蒸汽发生器(SG)出口蒸汽压力(PSG)也常称为主蒸汽压力,是一个重要的运行参数.在对该参数的监测过程中发现,几次机组大修后PSG都比大修前有所降低,但随着机组的运行,PSG又逐渐恢复到正常的水平.本文针对该现象,首先对这种规律性的变化进行了总结,然后做了一些初步的分析,认为对SG的水力冲洗是造成PSG变化的主要原因,并给出一些改善和提高主蒸汽压力的方法.     

秦山第二核电厂功率变化前后硼浓度突降现象的原因分析

硼浓度对反应堆机组的安全稳定运行起着至关重要的作用。从反应性平衡的角度对硼浓度"突降"现象进行了分析和解释。结果表明,毒物的动态变化是影响硼浓度运行偏离理论计算的主要因素。此分析结果对在役核电厂反应堆运行期间的硼浓度运行有很好的借鉴和指导作用。     

秦山第二核电厂堆芯燃料管理方案的选择与优化

堆芯燃料管理方案直接影响商用核电厂的安全稳定运行和经济效益.秦山第二核电厂1号和2号机组在经历了AFA-2G/AFA-3G燃料组件混合堆芯及提高燃料富集度改进后,将再次对堆芯燃料管理策略进行改进.本文从长燃料循环堆芯燃料管理策略改进项目的目标出发,阐述了堆芯燃料管理方案的选择与优化.     

秦山第二核电厂中间量程保护设定值漂移和标定

商用核电厂中间量程探测器为反应堆提供升功率闭锁、低功率停堆以及非预期停堆3类保护控制信号。保护控制信号由中间量程测量的电流直接触发,然而在安全分析中是以反应堆的功率水平作为保护控制信号来进行分析的。中间量程电流与堆芯功率的对应关系受多种因素的影响可能发生变化,这种变化将导致中间量程功率保护设定值发生偏移。本文分析了保护设定值漂移的影响因素,提出了两种标定方法,给出了标定前后的相对偏差。     

压水反应堆达临界的外推修正

通过外推临界状态来控制反应性引入是目前压水堆核电厂反应堆达临界的常用手段。在分析线性外推理论不足的基础上,运用有源、次临界状态下的中子倍增理论,对非平衡态、稀释阶段和提控制棒阶段的中子计数进行了分析。分析结果表明,在临界外推过程中,稀释的滞后效应、控制棒微分价值的非线性变化、次临界下中子注量率的非均匀增长等因素严重影响外推临界状态。针对这些影响因素,对线性临界外推方法提出了初步的修正方法和改进建议。     

压水堆核电厂一回路冷却剂泄漏率计算的优化

一回路冷却剂的泄漏率是压水堆核电厂放射性控制相关的一个重要物理量,需要定期进行监测.但由于目前国内核电厂对其研究较少,其测量和计算中存在一些不足.本文立足于现场运行实际,通过对秦山第二核电厂一回路泄漏率的分析计算,总结和完善了压水堆核电厂一回路冷却剂泄漏率的计算方法.     

中核运行秦二厂第二循环堆芯燃料管理的优化与改进

在反应堆工程设计上,第二燃料循环堆芯燃料管理设计的限制较多,设计困难较大,在很大程度上制约了电厂经营管理者对燃料循环长度的要求。通过对中核运行秦二厂第二燃料循环堆芯燃料管理策略的不断优化和改进,在其4台机组满足安全限值的要求下,实现了电厂年度换料的经营管理要求,提高了燃料使用效率和电站的经济性。对秦二厂第二燃料循环堆芯燃料管理策略改进的成功实践可为其他电厂提供借鉴。     

秦山第二核电厂物理试验管理

核电厂物理试验是验证反应堆核设计安全性的重要项目之一。秦山第二核电厂通过多堆年对物理试验管理的持续改进,制定了物理试验监督要求;结合试验文件,组织机构控制,试验流程控制,试验人员、设备、方法等各方面的管理,形成了一套较为完善的物理试验管理体系;为物理试验的安全、质量和时间控制提供了保障。     

秦山第二核电厂升/降负荷时硼化稀释量计算

为控制反应堆堆芯轴向功率分布形状和补偿反应性的变化,核电厂在升/降负荷过程中除了需要调节控制棒插入深度,同时还需要调节慢化剂中的硼浓度。为了快速准确地计算升/降负荷过程中的稀释硼化量,本文利用MATLAB程序中的SIMULINK模块,建立了一个反应堆在升/降负荷情况下的硼化稀释计算模型。并与实际生产中的稀释硼化数据进行了比对,采用所建立模型的预测结果与实测数据偏差较小,最大相对误差为5.21%。