便携式核材料中子测量系统的研制

研制了小型中子探测系统,并进行了性能测试和应用研究。系统主要由屏蔽式中子探头、中子分析仪和控制微机(数据获取软件)组成,体积小、质量轻、性能稳定、自动化程度高,能进行长期自动测量。该系统可广泛应用于核保障领域核材料的非破坏性分析(NDA),特别适合核材料现场核实测量。

核电厂堆外中子测量系统闪发高计数率问题研究

从故障现象、原因排查和解决措施三个方面,分析了我国核电厂近期发生的堆外中子测量系统闪发高计数率异常中所涉及的电缆接头问题和探头故障问题,提出了核电厂应关注堆外中子测量系统设备制造和安装的质量等建议,为解决和避免类似的堆外中子测量系统闪发高计数率问题提供借鉴。

一种前放分离式中子测量系统设计与测试

设计了一种前置放大器与探测器分离的中子测量系统,该测量系统将耐辐照性较差的电子学电路与探测器组件分离,通过同轴电缆远距离连接。测试结果显示,该中子测量系统相对固有误差≤8.6%,对Am-Be源与252Cf源相对响应之差为9%,性能满足设计要求。

防城港核电站堆内中子通量测量系统指套管碰磨分析

防城港核电站1号机组主泵惰走试验期间,在对核电站松脱部件和振动监测系统13路加速度通道进行背景噪声例行检查时发现,通过松脱部件和振动监测系统的声音监听设备监测到,安装于反应堆压力容器底部堆内中子通量测量系统导向管上通道有"哒哒哒"的异常信号。为找出异常信号源,利用松脱部件监测系统声监测功能对压力容器底部监测到的异常信号进行分析,该信号不是由松脱部件产生的信号。通过听音棒的辅助监听,最后综合分析得出该信号是由堆内中子通量测量系统指套管在管道路径上碰磨引起。该事件的分析与解决,不仅解决了工程建设需要,对核安全局批准下一步工作开展提供了支持依据,而且对通过松脱部件监测系统来开展由于流致振动引起的中子通量测量系统指套管异常振动诊断有重大的实用价值。

中子通量测量系统可靠性

核电堆芯中子通量测量系统是对核反应堆进行中子通量实时精准测量的专用工具,其可靠性对核反应堆的运行也有重要影响。针对中子通量测量系统多状态的特点,提出一种将Markov模型和GO法结合的方法。首先通过Markov状态空间法对中子通量测量系统的可靠性进行分析建模,求得系统处于各个运行状态下的概率,然后根据系统原理构建GO图,用GO法实现了多状态下的中子通量测量系统可靠性分析。最后以某核电站中子通量测量系统为算例,验证了该方法,为中子通量测量系统可靠性的分析提供了有效的手段。

“华龙一号”堆芯中子通量测量系统设计

传统的二代核电厂普遍采用定期从压力容器底部插入中子探测器的方式来获得堆芯中子通量密度等信息,这种设计降低了反应堆的固有安全性。根据三代核电设计标准以及“华龙一号”堆芯中子通量测量系统的需求,本文设计了一套可用于实际工程的三代核电堆芯中子通量测量系统。该系统由自给能中子探测器组件、信号处理柜和控制柜组成,在通过系统研发、工厂测试和K3级设备鉴定后已成功应用于“华龙一号”全球首堆核电机组。该系统与国外同类型设备相比,其整体性能指标达到了国际先进水平。

移动式堆芯中子注量率测量系统概述

堆芯中子注量率测量系统是压水堆核电站核测量系统的主要组成部分,用于测量反应堆堆芯的中子注量率水平,从而提供反应堆的功率分布情况。文章介绍了中核(北京)核仪器厂国产化的移动式堆芯中子注量率测量系统,并对测量系统的概况、系统组成、工作原理及功能等进行了描述。

堆芯中子注量率测量系统核级阀门的型式试验

堆芯中子注量率测量系统是30万千瓦核电厂监测系统的重要组成部分。该系统中的手动阀、止回阀和电动阀(阀体)属于核级阀门。介绍了堆芯中子注量率测量系统的组成和功能,并根据ASMEQME-1—2002规范从试验项目、环境条件和考核指标等方面对手动阀、止回阀和电动阀提出了型式试验技术要求。制造厂根据型式试验技术要求制定了手动阀、止回阀和电动阀试验大纲,并对样机进行了型式试验和检验,试验结果满足试验大纲要求。

伺服电机在堆芯中子注量率测量系统中的应用

介绍了交流伺服电机在堆芯中子注量率测量系统中的应用。对直流电机控制系统和交流电机控制系统的硬件组成进行了说明。通过对比两种控制系统对测量系统整体性能的影响,得出交流电机控制系统可以提高运动控制精度、优化速度控制和增强测量系统的可靠性。

堆芯中子通量测量系统指套管磨损分布规律及处理准则优化研究

目的分析堆芯中子通量测量系统指套管磨损分布规律,提出处理准则优化建议。方法统计了指套管在堆芯不同位置的磨损数量,分析了指套管磨损分布规律。结合指套管和导向管的结构特点和视频检查结果,分析了指套管的磨损原因,并提出了指套管磨损处理准则优化建议。结果指套管磨损位置主要集中在P1和P4两处,其中P1位置磨损数量最多,而P2、P3和P5位置磨损数量较少。P1和P4两处的指套管磨损形貌差异较大,在P1位置,由于指套管易发生方向随机的高频低振幅微动磨损行为,导致产生较窄的环槽形缺陷;在P4位置,指套管则易发生低频高振幅的微动磨损行为,导致产生较宽的楔形缺陷。结论指套管和导向管的结构特性、冷却剂流场等因素均对指套管磨损有较大影响,不同位置处指套管磨损缺陷形貌差异较大。有必要分别建立针对P1位置和P4位置的指套管磨损处理准则,使得核电厂对于指套管的磨损处理更有针对性,以有效延长指套管的服役寿命。

AP1000与EPR堆芯中子注量率测量系统的差异性比较和分析

堆芯中子注量率测量系统是核电站监测系统的一个重要组成部分。它主要测量反应堆堆芯的中子注量率分布,监测堆芯功率畸变,积累燃耗数据,对核电站的安全运行及经济性起到重要作用。论文简单介绍了AP1000和EPR堆芯中子注量率测量系统的组成和特点,分析比较了两者之间的差异性。

堆芯中子注量率测量系统安装与调试典型问题处置

对基于移动式微型裂变室的堆芯中子注量率测量系统安装和调试活动中发生的探测器卡涩、螺旋软管脱出卷轮、探测器的累积位置误差、测量模式异常、伺服电机驱动器故障和选择器选位值异常等典型问题进行了总结,从多个角度分析问题的成因、在原理和工程经验的基础上进行讨论,并针对每类问题提出可行的处置方案和预防措施。

基于模块化设计的堆芯中子通量测量系统

三代核电堆型华龙一号堆芯中子通量测量系统根据数字化仪控系统设计要求采用模块化的设计方法。文章介绍了基于多种基础功能插件作为系统的最小模块以实现系统的快速搭建方案,以提高设计效率及设备的可靠性和可维修性。基于该方案实现了堆芯中子通量测量系统信号处理柜的设计,其样机完成功能性能测试测试,并顺利通过了K3级设备的鉴定试验。

核电站堆芯中子注量率测量系统试验平台的设计与应用

核电站堆芯中子注量率测量系统,简称RIC系统,是核电站重要的仪表系统。CPR1000堆型核电站RIC系统的自主化研发过程中,需要建立一套试验平台来对自主化的RIC系统和设备进行功能和性能的试验,使其符合技术规范书的要求。本文根据RIC系统的试验要求,运用电子电路技术设计和开发了RIC系统的试验平台。该平台设计完成后,可以实现RIC系统设备单机试验和系统联调。目前,该平台已在核电站RIC系统的自主化中得到应用。

基于PLC的核电厂RIC系统驱动机构控制电路设计

为提高RIC堆芯中子注量率测量系统驱动机构的稳定性和操作性,设计以PLC作为控制核心,WINCC作为显示和操作的组态软件的控制电路。论文主要描述了驱动机构的原理和设计思路并对程序进行了编写,能够实现驱动机构的精准控制和状态的实时监控。

三代核电堆芯中子通量密度测量系统软件架构设计

为了在三代核电中实现反应堆运行状态的连续实时监测,设计了一种适用于三代核电堆芯中子通量密度测量(CNFM)系统的软件架构方案。该方案采用自下而上模块化冗余设计,解决了由于计算量大、架构复杂带来的系统计算速度和精度无法同时满足要求的问题,CNFM系统实现了大量堆芯数据实时高精度快速计算,保证了反应堆运行状态监测的实时性和稳定性,同时具备向安全级核测量设备扩展的能力。目前CNFM系统已在多个“华龙一号”核电厂设计中广泛应用。

CPR1000机组一回路热功率的精确计算

核电厂运行时，通过设置在反应堆外的中子测量装置实时测量堆芯的核功率，但中子泄漏率随着堆芯内燃料装载方式的改变以及燃耗的增加而变化，因此中子测量系统——RPN系统需要根据外部其他系统的精确测量结果进行标定。