M310核电机组棒控系统故障对机组运行的影响与应对策略

核电厂棒控系统是用以调节反应堆功率的最重要、最灵活的手段.其安全功能在于,当反应堆保护系统动作后,所有停堆棒和调节棒都迅速掉入堆芯,以此来迅速引入足够的负反应性,使反应堆达到一个安全的停堆状态.由于棒控系统直接关系到核电厂机组运行时反应堆正常的反应性控制和负荷跟踪,而且棒控系统的不正常工作直接影响核电站的安全稳定运行,严重的可导致保护动作,造成停堆等事故的发生.因此,该文以秦山第二核电厂运行机组为例,论述了棒控系统运行期间一些可能发生的故障和这些故障对机组运行的影响,以及运行人员应做出的响应和处理方法.     

提高压水堆循环热效率的方案设计

针对高温气冷堆能量利用率低的问题,提出了一种提高高温气冷堆能量利用效率的方案,并运用以热力学第一定律为基础的效率法对压水堆核电站热力系统进行建模,分析了该方案的可行性及对压水堆核电厂热力系统和高温气冷堆能量利用率的影响.通过分析给出了最佳运行参数范围.计算结果表明:采用该方案可以有效提高高温气冷堆的能量利用效率,并且可以从多角度改善压水堆核电厂的运行.     

压水堆核电厂双层安全壳的施工进度优化研究

随着对核电厂安全要求的逐步提高,作为压水堆核电厂最后一道安全屏障的安全壳在过去的半个世纪内也发生着变化,自法国在上世纪七十年代在P4核电厂上首先使用双层混凝土安全壳至今,世界上越来越多的核电厂都采用了双层混凝土安全壳。一般情况下安全壳的建造位于核电厂土建工期的关键路径上,与安全壳相毗邻的厂房都受反应堆厂房施工进度的影响,由于双层安全壳的施工涉及内外两层安全壳,在进度计划中如何控制安全壳的建造工期,在核电厂的建设过程中具有重要的意义。文章以我国已建和在建的采用双层安全壳的核电厂为例,探讨了影响双层安全壳核电厂施工进度的若干问题,为下一阶段有效优化我国自主设计的装备双层安全壳的三代核电厂的土建工期提供了参考。     

控制棒史截面效应的处理

核供热反应堆的过剩反应性主要靠十字形控制棒来控制。有不同控制棒史的组件内的燃耗分布不同，相应的组件平均截面也就不同。详细考虑控制棒史的影响是很复杂的，为此提出处理控制棒史的线性插值法。假设组件平均截面仅仅与组件总燃耗和带棒燃耗有关。线性插值法要求作无棒燃耗直接计算、带棒燃耗直接计算及在此基础上进行的两种再启动计算。对供热堆含钆组件做了检验计算。通过与跟踪控制棒史的精确计算方法的比较，表明该方法是一个非常简便而有效的方法。     

反应堆温度系数的作用机理解析

高温气冷堆与压水堆因慢化剂和燃料元件的不同,两种堆型的物理特性存在诸多差异,其反应性控制与安全要求亦存有较大区别,包括堆芯温度对反应性的影响途径、反应堆温度系数随温度和燃耗的变化趋势等均需要在运行工作中格外关注。该文对高温气冷堆与压水堆各温度系数的作用原理和影响因素进行全面的对比分析,探讨造成以上不同的具体因素,旨在使核电厂运行人员正确理解反应堆温度系数,准确判断温度系数的变化趋势,并在反应堆运行工作中灵活运用。     

CAP1400灰棒吸收体材料入堆辐照方案设计和安全论证

应用于大型先进压水堆CAP1400的灰控制棒吸收体材料,需要在中国实验快堆（CEFR）内进行辐照实验,获得辐照数据。该文对辐照方案进行设计介绍,从反应堆中子学、热工流体力学以及堆芯整体安全等方面进行研究论证,证明辐照组件入堆后对原有堆芯改变很小,不增加反应堆的原放射性物质释放总量,实验可行,也对后续同类辐照工作的开展提供了具体参考。     

铅铋冷却反应堆补偿棒组件概念设计与分析

根据铅铋冷却反应堆补偿棒运行面临的液态铅铋的高密度高浮力环境特点,设计了一种补偿棒组件结构方案,包括吸收体棒束、棒束抓手、配重体、内套筒、外套管等.通过有限元方法对组件承力部件内套筒和棒束上抓手进行了力学分析,计算比较了内套筒应力变化规律,分析验证了棒束上抓手的结构可行性,在此基础上确认了铅铋冷却反应堆补偿棒组件结构设计方案的合理性,为铅铋反应堆内其他面临同样高密度高浮力环境的其他构件设计提供了参考.     

百万千瓦级核电站核二级安全壳隔离阀的创新研究

核电站机组的设备中，安全壳隔离阀是保证系统安全的关键设备，用于压水堆核电厂密闭贯穿反应堆安全壳的内外风道，执行系统的安全功能，切断或接通管路，从而使系统正常运行。当安全壳内发生事故时，安全壳隔离阀能在3秒内快速关闭，以防止和减缓事故后安全壳内放射性物质的外逸。     

NHR-200 含钆可燃毒物棒性能分析

介绍了２００ＭＷ核供热堆（ＮＨＲ－２００）采用含钆可燃毒物燃料棒作为中子吸收体的设计考虑，并根据ＮＨＲ－２００燃料组件的设计参数，采用压水堆核电厂燃料元件稳态分析程序ＦＲＡＰＣＯＮ－２，并考虑到含钆芯块物性变化，对原有ＭＡＴＰＲＯ数据库中相应物性作了修改，按不同含钆量对可燃毒物棒进行稳态工况的性能分析比较。分析结果表明，ＮＨＲ－２００含钆可燃毒物棒能很好地满足堆芯设计的要求，并且有较大的安全裕度。     

不同流速下电磁驱动控制棒的落棒特性

控制棒的落棒在反应堆控制中是一个十分重要的方面,尤其是落棒时间这个参数。因此,进行了可移动线圈电磁驱动控制棒机构在不同流速下的快速落棒实验;用VC编写的软件控制了实验过程并记录了实验数据;分析了快速落棒实验的数据;得到了各种工况的落棒时间,此外还分析了造成落棒时间差异的原因。结果表明:在额定工况下,落棒时间小于1s;可移动线圈电磁驱动机构的快速落棒性能完全符合研究堆运行的设计要求。     

EPC模式下核电全厂通信系统项目过程管理难点解析

在压水堆核电厂建设期间,核电全厂通信系统设备数量很大,遍布整个电厂.其在核电厂设备安装、调试阶段起着举足轻重的作用.核电厂全厂通信系统设备具有规格繁杂、数量大、采购数量不确定等特点,也正是因为这些特点,给国内正处于核电EPC模式发展阶段的项目管理带来很大的挑战.作者通过大量实践,总结出EPC模式下核电全厂通信系统采购包从招投标、合同执行、安装、调试等项目生命周期全过程中易出现的管理难点,并提出解决方案.为后续核电系统采购包项目管理提供有价值的管理建议.     

我国核电厂安全壳内防氢爆设计及其改进情况

该文分析了压水堆核电厂氢气的来源、控制措施,并介绍了我国在役和在建压水堆核电厂防氢爆的设计情况、存在的问题和福岛核事故后的改进措施。     

压水堆材料与结构中的关键力学问题

积极发展核电是保持我国能源安全的重大战略.核材料在高温、辐照和化学腐蚀环境下的力学性能及其退化决定着关键核结构和核设备的性能及寿命,进而决定了整个反应堆及核电厂的经济性与安全性.由于尚未完全掌握核材料和核结构在复杂环境下的力学行为特性,目前仍难以定量地回答涉及反应堆设计、建造、运行、维护以及退役等阶段的诸多问题.为对其中的关键力学问题进行梳理,本文首先从原理上介绍了辐照效应,然后以主流的压水堆为研究对象,按承受辐照作用和化学作用从强到弱的顺序,依次介绍核燃料、反应堆堆内构件以及反应堆安全壳等关键核结构在设计和性能分析方面的研究现状以及面临的挑战.为便于应用和参考,对燃料材料的本构模型、结构材料的应力腐蚀模型、流固耦合问题的数值求解方法以及核电设备强度评估准则等典型结果进行了归纳和总结.最后对压水堆实施全生命周期管理亟需突破的难题进行了总结.在数值模拟方面需要突破的瓶颈是核材料力学行为的多尺度模拟方法,在实验研究方面需要突破的瓶颈是新型、高效的辐照实验技术.     

切尔诺贝利:核电工业的前景

切尔诺贝利事故,在世界范围内引起了对核电站的重新评价。对核电的批评者们重申了他们的观点:核技术有它固有的危险性。核电的支持者们承认:公众对反应堆安全的信念再次被动摇,如果核工业要继续存在下去,并且发挥其巨大潜力,那么必须恢复这一信念。一些核电的支持者坚决主张:只有在现有的反应堆上增加新的安全系统,并对核电厂的操作人员加强培训和监督,才能确保反应堆的安全,恢复人们对反应堆安全的信念。本文中,核物理学家哈罗德·埃格纽和核工程师托马斯·约翰斯顿     

核电工程大型接地网接地电阻测量与分析

核电厂电气系统对于接地系统要求非常高,专门设计大型地下接地网保证设备稳定安全运行。该文研究者主要基于二代改进型压水堆的核电工程管理实践,介绍核电工程大型接地网构成,论述接地电阻测试方法的选择与应用,强调接地电阻大小对于设备安全运行的重要性。同时针对大型接地网,建议采取大电流工频法和变频法等多种方法测量大型接地网的接地电阻,通过对比分析以保证测量数据的准确可靠。     

定位检测破损燃料组件的堆芯啜吸法

破损燃料组件定位检测系统是为了确保反应堆安全运行、及时处理燃料包壳破损事故的安全重要设备.根据目前国际上对有元件盒反应堆采用的堆芯啜吸法,即在反应堆换料期间或发生燃料包壳破损事故时,停堆后直接从仍在堆芯位置的元件盒中取样,进行放射性测量和分析,从而鉴别出有破损的燃料组件的方法,作者设计了200MW低温核供热堆破损燃料组件定位检测系统.该设计既有国际同类设备的先进水平,又结合了低温核供热堆的特点和我国国情,保证了200MW低温核供热堆的安全.     

基于新型控制棒驱动机构的反应堆功率控制

控制棒驱动机构是核反应堆中的重要机械设备,是反应堆和系统保护的组成部分,承担了控制反应堆的启动、功率调节、停堆等工作.为了研究基于新型伺服活塞式水力驱动机构的核反应堆功率控制问题,对新型伺服活塞控制棒驱动机构进行数学建模,进而建立了具有温度反馈效应的核反应堆功率控制系统(Nuclear Reactor Power Control System,简称NRPCS)的状态空间模型.采用鲁棒H∞控制方法设计了NRPCS的状态反馈控制器.用Simulink进行仿真,验证了控制系统的可行性和鲁棒性.     

控制棒位置测量组合编码电感传感器

控制棒位置是核反应堆最重要的运行参数之一。对于一体化的低温供热堆，棒位测量传感器必须安装在压力容器内，其运行环境及结构空间比压水堆更为苛刻。传统的线圈编码电感传感器线圈数量多、结构复杂。基于理论分析，提出了组合编码方案，所用线圈大大减少。进而进行了编码原理、环境温度影响等试验研究。结果表明：组合编码电感位置传感器原理正确、结构简单、运行可靠，可望发展成２００ＭＷ核供热堆控制棒位置测量的适用传感器     

反应堆保护系统紧急停堆响应时间测试分析

反应堆保护系统的响应时间是核电厂安全级数字化仪表控制系统的关键性能指标.为确保核电厂的安全,提高反应堆保护系统响应时间测量准确性和快速性,通过对反应堆保护系统各大数据处理环节的特点,构建了反应堆保护系统紧急停堆响应时间测试平台,采用自动测试装置对响应时间测试方法进行分析总结,并提出了优化反应堆保护系统紧急停堆响应时间的...     

浅谈核电工程建设阶段经验反馈体系策划与工作实施

经验反馈是核电厂重要管理工作之一,对于保障核电厂建造质量和核电厂安全稳定远行有着重要意义。该文介绍了核电工程建设阶段经验反馈体系构建和开展经验反馈工作的思路,以期为在建核电工程经验反馈体系策划和具体实施工作提供借鉴和参考。该文参考运行核电厂经验反馈管理标准,结合工程建设阶段核电厂管理实践,总结提出工程建设阶段核电厂经验反馈管理体系策划和管理实施方面的良好实践,以期为核电工程建设单位经验反馈体系构建和工作实施提供借鉴和参考。