弧板型电容式鼓位探测器的结构设计方法研究及特性分析

高通量试验堆采用控制鼓部件作为功率调节装备,通过改变控制鼓与堆芯的相对角度,可调节堆内的核反应性。控制鼓的旋转角度信号是高通量堆运行过程中最重要的待测参数之一,该信号需由鼓位探测器进行识别。电容传感技术可应用于角度信号测量,本文基于弧板构型,进行了电容式鼓位探测器结构的初步设计,明确了鼓位探测器边缘效应的影响范围,提出了边缘误差的补偿方法,完成了鼓位探测器的结构改进设计,获得了电容式鼓位测量系统的总体性能。研究结果表明,完成边缘误差补偿后,在0°~180°的角度范围内,电容式鼓位测量系统的最大测量误差在±0.004°以内,可满足高通量堆控制鼓鼓位的测量精度需求。

秦山核电二期工程反应堆水力模拟实验研究

该实验研究采取了理论计算、单向实验和反应堆整体水力实验相结合的技术路线。反应堆整体实验模型的比例为1:4。模拟燃料组件按开式栅格模拟原理设计为2×2棒束组件,其轴向和横向流动特性分别与原型相同,每个组件的入口段装有测量流量用的特制涡轮流量计和测量浓度用的微型电导电极。实验回路由额定流量为2×1170m3/h的两对称环路组成。实验得到的堆芯流量分配、反应堆各部分阻力系数、各部位旁漏流量和堆芯入口腔的交混因子等结果数据,验证并优化了反应堆的结构设计,为反应堆热工水力设计和安全分析提供了必需的和可靠的输入参数。

10MW高温气冷堆气体采样分析系统研究

10MW高温气冷堆的氦气净化系统由氧化铜床、分子筛床、低温吸附器等主要净化设备及其它辅助设备组成,气体采样分析系统由气相色谱仪、湿度计、红外分析仪组成。在投入HTR-10使用中,其湿度计和红外分析仪均能达到设计要求,实现了对反应堆一回路氦气中H2O、CO、CO2的连续监测。其气相色谱仪满足设计要求,实现了对反应堆一回路氦气中H2、O2、N2、CH4、CO、CO2的间歇取样分析。

缓发中子法测量脉冲堆裂变总数

用长计数器测量已知裂变率的缓发中子计数率,然后用同一探测系统测量脉冲后的缓发中子计数率,探测系统的探测效率、缓发中子份额和缓发中子先驱核半衰期等参数均不变,从而建立起利用脉冲堆脉冲后的缓发中子衰减曲线确定脉冲裂变总数的方法。该方法的相对标准不确定度(不包含稳定功率运行裂变率的不确定度)为4%。测量的30次脉冲的裂变总数与其它方法得到的结果一致。

固体径迹探测器测量反应堆功率研究

在零功率反应堆上利用固体径迹探测器直接测量燃料元件内的裂变率，可得到反应堆的功率。同时测量反应堆某位置的热中子通量密度，继而可得到单位功率的热中子通量密度。因此，通过测量该点的任何热中子通量密度即可得到反应堆的运行功率。该方法可以减少与能谱测量有关的修正工作。由于辐照所需的中子通量密度低、时间短，因此与活化法等相比具有明显的优点。

便携式反应性测量系统设计

基于逆动态法和周期法,开发了一套适用于钍基熔盐堆(TMSR)物理启动实验的便携式反应性测量系统。测量系统在保留了原电流信号测量功能的同时,加强了对脉冲信号的处理能力。对该系统进行了堆上实验验证,结果表明:系统能够正确处理脉冲及电流信号,并得到反应性。在加入预测平滑算法后,系统能够实时,并较为准确地给出反应堆的功率倍周期。

CFBR-Ⅱ脉冲堆停堆过程物理分析

依据中子增殖规律,应用点堆模型动态方程分析了CFBR-Ⅱ脉冲堆停堆的物理过程,发现坪区功率与预加反应性无关,原因是缓发中子产生强度与中子增殖两个相反因素互相抵消。利用两套10 B电离室分别测量获得了坪区功率和爆发脉冲后350s内堆功率的变化。该堆停堆过程中功率变化为:坪区时3.5MW,主安全块下降5mm时209kW,各部件外下限时4.8kW,30s时约60W。

CEFR事故余热排放系统优化设计

为提高快堆管道设计的经济性,根据支吊架优化原则,对事故余热排放系统进行优化设计,使管道系统在各种预期的载荷工况下,都能满足ASME设计规范规定的应力限值,并减少阻尼器、弹簧支吊架的使用量。通过对CEFR的事故余热排放系统的优化设计,积累了高温管道支吊架的布置经验,为以后快堆的管道设计打下基础。

压水堆核电厂换料物理启动试验优化研究和应用实践

核电厂设计和运行相关核安全法规、导则要求核电厂换料后必须进行物理启动试验。随着堆芯换料设计日趋成熟,试验程序和试验方法得到充分检验。为提升运行经济性,各核电厂设计和运行人员不同程度地开展了换料后物理启动试验优化的研究与实施。本文基于压水堆核电厂监管要求和核电厂运行要求分析,针对物理启动试验优化提出了定性评价、物理分析和试验验证的系统性论证方法,并以秦山核电厂320 MWe机组为例,进行了完善的研究与可行性论证。实施物理启动试验优化后,核电厂换料大修时间大幅缩短,相比以往可提前约2天进入满功率运行,显著提高了核电厂运行负荷因子,提升了运行经济性。

关注应急监测的特殊要求

在联系国内外核与辐射应急响应历史经验教训以及我国应急实践现状的基础上,指出"情况超常或易变"、"时间紧迫"、"辐射水平可能很高"、"人员心态和工作氛围紧张"这些应急情况的共同特征必然会对应急监测工作提出不可忽视的特殊要求,并从四个方面对应急监测的特殊要求进行了论述。

大亚湾核电站堆芯功率分布测量及其处理

大亚湾核电站采用的堆内中子探头测量技术，具有国际上商业核电站８０年代的水平。而其堆外６节电离室测量，在轴向功率的精细化上，则在国际上处于领先地位。相应的测量数据处理，也是国际上商业核电站的成熟技术。这些技术在国内都属首次应用。本文介绍了大亚湾核电站使用的中子通量测量技术，并对测量数据的处理作了详尽的介绍。

AP1000堆芯围筒组件在空气中动态特性试验研究

通过堆芯围筒组件模拟件(1:1)的动态特性试验,可以获得AP1000堆内构件堆芯围筒组件在空气中动态特性(固有频率、阻尼比和对应的振型)。本试验采用多输入多输出(MIMO)试验方法进行模态试验,获得了堆芯围筒组件前6阶的固有频率、阻尼比与相应的振型。试验结果为建立反应堆设备系统模型及堆芯围简组件流致振动分析提供可靠的固有特性参数。

核动力反应堆零功率物理试验的多普勒发热点测量试验

为了定量确定零功率物理试验功率的上限,在反应堆零功率物理试验中,利用数字反应性仪测量多普勒发热点,以确定试验功率的范围、保证试验精度。叙述了本次多普勒发热点测量试验的原理、试验仪器、试验方法、试验结果及数据处理方法等,试验结果表明:利用数字反应性仪测得的反应性经过修正后可以准确地判断多普勒发热点,可为后续物理试验提供参考。

CAP1400堆内构件流致振动试验模拟件的设计

CAP1400反应堆堆内构件为原型类堆内构件。为了验证CAP1400反应堆堆内构件的结构的完整性和堆内构件流致振动评价提供依据,有必要进行反应堆堆内构件流致振动模拟试验。堆内构件流致振动模拟试验通常采用缩小比例的比例模型。模型比例、模型相似关系和模型简化设计是模拟试验的重要组成部分。对模型比例主要考虑因素、比例模型遵守的相似关系及主要模拟试验试验件简化设计进行了详细的描述。试验件的简化不仅能降低模拟试验的制造成本,而且能获得相对准确的实验数据。

反应堆启堆用智能化外推临界装置堆上考验试验

反应堆启堆用智能化外推临界装置用于反应堆临界试验过程中进行自动计数和自动外推临界。该装置在用于外推临界试验之前必须在零功率反应堆或其它反应堆上进行考验试验。论文叙述了研制的反应堆启堆用智能化外推临界装置在零功率堆上考验试验的情况及试验结果。试验结果表明:智能化外推临界装置具有自动计数和自动外推临界的功能,且外推结果偏差小,满足反应堆物理启动试验的要求。

研究堆周期保护装置堆上考验试验

周期保护装置是研究堆必备的设备之一,属于核安全一级设备。新研制的周期保护装置在安装到反应堆之前,必须在零功率堆或其它反应堆上进行堆上考验试验,以检验其周期保护和周期测量功能及测量精度。叙述了新研制的三套周期保护装置在堆上考验的试验设施、试验堆芯、试验内容和方法以及试验结果。试验结果表明:三套周期保护装置均满足技术指标的要求,满足反应堆运行的周期测量和周期保护的要求。

反应堆物理试验用便携式数字反应性仪实堆考验试验

反应堆物理试验用便携式数字反应性仪的研制过程中,必须在零功率堆上进行实堆考验试验,以检验其测量功能及测量精度。叙述了实堆考验的试验装置、试验堆芯、试验方法、试验内容以及试验结果,试验结果表明:该仪器满足技术指标的要求,满足反应堆物理试验的反应性测量要求。

RS-485在核电站硼表系统就地显示中的设计与实现

介绍了核电站硼表系统中基于RS-485串口通讯的就地显示箱的研制,并重点对就地显示箱通讯协议、通讯内容和主要功能的约定进行了阐述。

CAP1400反应堆整体水力模拟试验件的设计

为了验证CAP1400反应堆堆芯入口流量分配的均匀程度和获得反应堆进口接管至出口接管各关键段的水力特性(流速和压降),需要开展CAP1400反应堆整体水力模拟试验的试验件设计,对此详细介绍了模型比例主要考虑因素、比例模型遵守的相似关系、模型设计原则以及主要模拟试验件设计细节,为类似试验件设计提供借鉴。

反应堆堆芯测量导向管弯制技术研究

对堆芯测量导向管弯制涉及的问题进行了分析,结合数控弯管机的弯管原理,给出了堆芯测量导向管由管形坐标到数控弯管机加工坐标的转换算法及碰撞检测算法;基于Open GL图形库对数控弯管机及堆芯测量导向管进行参数化建模,利用包围盒检测技术对弯管过程中堆芯测量导向管与数控弯管机床体、各种模具的碰撞情况进行仿真分析,确定堆芯测量导向管的可弯制性,将设计与弯管工艺有机的结合在一起,确保最终定型的堆芯测量导向管结构具有良好的可弯制性。