三代核电先进堆芯中子通量测量系统对比研究

随着压水堆核电从二代、二代加发展到三代核电,堆芯中子通量测量系统对堆芯中子注量率的监测方式也由定期从压力容器底部插入探测器进行测量,改进为从堆芯顶部插入在线监测。文章通过调研国内主要的三代核电机组的先进堆芯中子通量测量系统,对比分析不同堆型系统在结构组成、功能性能等方面的差异,为其优化设计提供借鉴。

秦二厂堆芯中子通量测量系统技术优化

为提升秦山核电二期1、2号机组RIC堆芯中子通量测量系统运行质量,提出秦山核电二期堆芯中子通量测量系统技术改造及调试方案。分析现阶段系统组成以及探测器运动状态控制需求。提出对堆芯中子通量测量系统在机柜整体更换、分配柜整体更换、电动阀适应性修改、路选器增加入口微动开关等改造内容。结合工程实际对堆芯堆顶“A值”调整进行了分析论证,说明了所提方案的有效性。

堆芯测量系统指套管磨损机理与处理方法分析

对指套管磨损原因进行分析,通过力学分析及试验为当前指套管磨损的处理方法提供依据,并提出合理化建议。根据指套管结构分布方式以及电厂实际指套管磨损分布规律,分析磨损主要原因和磨损形式,参照涡流标定管结构形式对指套管进行力学分析并加工样管进行试验,提出合理化处理建议。结合电厂实际使用经验,当前电厂在指套管磨损量大于65%进行堵管是可行的,如果对节点1和节点4位置采取更好的设计或处理方式,可以延长指套管使用周期。

大亚湾核电站堆芯参数测量（RIC）系统的国产化改造

RIC（堆芯测量）系统是核电站的重要测控系统之一，其部分功能是在KIT（集中数据采集处理）系统中实现的。大亚湾核电站近期对其原有KIT系统进行了全面的国产化升级改造，与之关联的RIC系统也同时进行了改造。该文介绍RIC系统的技术改造方案、构成和配置、工作原理和主要功能，着重描述了核反应堆中子注量率的采集和数据处理过程。使用效果表明，新RIC系统的技术指标完全满足工艺要求。

“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。

大亚湾核电厂堆芯出口温度测量系统报警定值修改的审评经验

针对大亚湾核电厂堆芯出口温度测量系统报警定值的修改,给出了修改的论证依据,阐述了审评者就此修改的技术观点。

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。

软件仿真核电站堆芯核测量系统的设计与实现

针对堆芯核测量系统设计制造周期长、关键机械设备采购难、控制系统调试困难等问题,设计了仿真堆芯核测量系统。基于RSView32的仿真测量系统仿真电气设备和机械设备的功能,并配备了测量系统的状态监控界面。本文介绍了仿真测量系统的原理和实现方法。通过仿真测量系统与真实控制软件的联调试验,证实在系统设计过程中,仿真测量系统完全可以代替电气和机械设备,辅助测量系统的控制程序进行调试运行。该仿真测量系统的使用可显著减少机械磨损,缩短控制系统的调试周期。

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。

大亚湾核电站堆芯参数测量系统的国产化改造

RIC(堆芯测量)系统是核电站的重要测控系统之一,其部分功能是在KIT(集中数据采集处理)系统中实现的。大亚湾核电站近期对其原有KIT系统进行了全面的国产化升级改造,与之关联的RIC系统也同时进行了改造。介绍了RIC系统的技术改造方案、构成和配置、工作原理和主要功能,着重描述了核反应堆中子注量率的采集和数据处理过程。使用效果表明,新RIC系统的技术指标完全满足工艺要求。

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。

反应堆堆芯测量系统专用测试装置设计

为更好地保证反应堆堆芯测量系统(RIC)正常运行,以Labview为平台,构建了一套用于RIC的专用测试装置。该装置能对RIC维修工作中重要模块进行相关功能检查,实现数据实时显示、保存及回放试验数据等功能。目前该装置已在某核电厂完成相应功能的验证。该装置对RIC的检修及正常运行有着重要的应用价值。

海南核电堆芯测量系统调试

堆芯测量系统(RIC)的结构组成和功能,堆芯测量系统安装调试过程的要点和注意事项。安装调试过程中出现的重要技术问题和解决方法,通过热试期间调试规程对系统功能的检查,验证整个系统是否满足设计要求和电站的运行要求,确保机组在全寿期的安全稳定运行。

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。

紧凑型小型堆堆芯测量系统设计

二代加核电站应用的传统堆芯测量采用分散式设计,即堆芯中子注量率、堆芯温度和压力容器水位探测器分别布置,由此带来了压力容器开孔多、维护困难、集成度低、信号复用率低等问题。对于空间布置紧张的紧凑型小型堆而言,上述缺陷是无法接受的。因此,本文提出了一种可应用于紧凑型小型堆的测量一体化、固定式堆芯测量布置的堆芯测量系统,并介绍了该系统的组成和总体架构,重点阐述、分析了堆芯测点布置、堆芯一体化探测器组件、堆芯中子通量测量子系统、堆芯温度测量子系统设计等核心问题。

海南核电堆芯测量记录分析系统

海南核电通过开发一套堆芯测量记录分析软件,完成对压力容器主螺栓拉伸量测量记录与计算工作,大量节省了工作时间,进而缩短大修主线工作的时间,同时减少了堆芯工作人员受外照射的剂量。此外,该软件对螺栓拉伸量的调整提供了可视化的窗口,降低人因失误概率。

秦二厂堆芯中子通量测量系统大修维护策略

本文介绍了秦二厂1/2号机组RIC堆芯中子通量测量系统组成及测量工作原理,详细梳理了该系统大修期间从解体检查到回装验证完整的工作内容,并对重难点工作做了细节上的描述,对RIC堆芯中子通量测量系统大修维护工作有一定的指导作用。

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。