田湾核电站3号机组反应堆首次无源启动

2017年田湾核电站3号机组反应堆完成了首次无中子源的启动。国内相关法规和标准对于压水堆物理启动是否使用外加中子源并无强制要求,但规定应重视启动过程的中子通量监测和临界安全。VVER类型反应堆的物理启动通过采取严格的技术措施和管理措施,确保反应堆堆芯次临界状态在"启动区间"内被可靠监测,整个物理启动过程安全、可控。本文通过对田湾核电站3号机组首次物理启动的过程和安全措施进行分析,从理论和试验数据上说明VVER反应堆所应用的无源启动是一种成熟且安全的技术。

核电厂无源启动概率安全分析初步研究

假定田湾5、6号机组在启动过程中采用无外加中子源的启动方式,分析在启动过程中无源启动和有源启动的始发事件差异,并分析由始发事件引起的反应性过度引入后电厂的响应在无源启动和有源启动过程中的差别,分析无源启动和有源启动过程中对系统分析要求的差别,初步评价无源启动的概率安全水平。结果表明,无源启动和有源启动方式对于启动PSA的影响表现在始发事件频率略有差异,但PSA的定量化结果应处于同一量级的水平。

孤岛方式下MMC-HVDC的无源启动研究

介绍了一端工作于孤岛方式下的两端MMC-HVDC的无源启动方式,该启动方式包括MMC换流站的不控充电启动阶段与可控充电解锁运行启动阶段。建立了两端MMC-HVDC无源启动不控充电阶段的等效电路,并详细分析了不控充电的启动过程,接着给出了可控充电阶段MMC控制器结构框图。最后,基于RT-LAB的实时仿真技术,搭建了两端MMC-HVDC的硬件在环数学仿真模型,并选取适当的MMC控制器PI参数,对两端MMC-HVDC的无源启动过程进行了仿真分析,验证了该启动方式的有效性。

反应堆无源启动对堆外核测仪表系统设计影响浅析

目前压水堆的启动主要是通过外引入中子源的方式,例如反应堆中装载初级中子源和次级中子源。引入的中子提高了反应堆的中子本底水平,使得堆外核探测器获得有效的探测计数,从而确保反应堆的反应性得到有效的监控,以便安全可控地启动核反应堆。但在实际的核反应堆中,核燃料本身可释放相当数量的中子,如何充分利用堆内核燃料自发裂变产生的中子,通过核燃料设计、燃料装填方式、探测器布置、探测器选型等一种或多种方式的综合,达到无外引入中子源的前提下仍可安全可控地启动反应堆,是目前反应堆设计的重要方向之一。本文通过对多种中子探测器的特性分析和性能比较,基于VVER无源启动实践特点,对CAP1000堆型或全新堆芯的低中子源或无源启动设计相关的堆外核探测系统提出优化建议。

SL200Z型内燃机无源启动器

河南省汤阴县宏达启动器厂生产的神牛牌SL200Z型内燃机无源启动器(专利号:ZL00262104.5)结束了内燃机手摇启动的历史,目前已批量生产投放市场。该产品可广泛用于14.7kW以下的单缸柴油机,不用油不用电并具有7大优点。①结构合理,安装简便。和柴油机配套不需作任何改动,且自动启动和手摇启动两不误。

压水堆核电厂无源装料及启动研究

反应堆堆芯实行无外中子源起动可以有效减少氚产量和放射性废物产量,具有很好的经济和环保效益。文章简要介绍压水堆核电厂反应堆无源装料以及启动过程,并采用MCNP程序包对反应堆堆芯进行模拟,对其换料及启动的可行性进行分析和研究。

秦山核电厂反应堆无源装料及启动

秦山核电厂的第5燃料循环和第11燃料循环,分别由于中子源强度衰减过多和没有外加的次级中子源,在反应堆装料和启动过程中存在堆外核测仪表的部分监测盲区。介绍了我国法规的相关要求以及秦山核电厂实现无源启动所采取的应对措施,结果表明,无外加中子源时反应堆启动的安全性能够得到保证。

核电厂无源启动中子探测器选型与试验研究

为监测核电厂首循环装料、停堆以及启动过程中的堆芯状态,国内外核电厂一般在堆芯引入2个一次中子源组件,但一次中子源均为国外进口,存在进口受限的问题。为解决此问题,研究首循环取消一次中子源组件,采用燃料组件自发裂变产生的中子作为启动用中子源。燃料组件自发裂变产生的中子强度远低于一次中子源。针对以上情况,需在堆外采用更高灵敏度的探测器进行中子注量率的监测。本文在分析各种高灵敏度探测器基本原理的基础上,给出高灵敏度中子探测器的选型建议,并对其性能进行了试验验证,试验结果表明:^(3)He正比计数管即使在γ剂量率大于0.1 Gy/h时,设置合适的甄别电压,也可以有效甄别γ噪声,试验验证的最大γ剂量率为1.0 Gy/h。

压水堆核电厂堆外源量程探测器计数率分析

压水堆核电厂启动过程中,次级中子源为堆外源量程探测器提供本底计数率,避免测量盲区,确保反应堆安全启动。但次级中子源的引入会为核电厂带来较大的经济和环境负担,同时也需承受次级中子源破损等带来的风险。为此,可使用受辐照燃料组件的自发裂变中子源进行替代,即无源启动方式。通过研究堆外源量程探测器计数率的理论计算方法,并基于运行电厂测量数据进行分析验证,为源量程探测器计数率的理论预估提供了较为完善的理论方法流程。本文结果可为无源启动源量程探测器计数率分析提供支持,同时也可用于次级中子源装载量或布置位置的优化分析等。

先进三代核电机组反应堆达临界方式及特性分析

介绍了先进三代核电机组如何在低中子注量率的情况下通过堆外核测量系统源量程探测器监视反应堆达临界,并对其达临界过程中探测器的计数率变化进行比照、分析。通过分析发现,在低中子注量率情况下,利用反应堆启动率(或周期)的变化能够实现对反应堆临界实现与否的判断。同时,利用相对中子源不同位置的探测器计数率的变化规律,能够监测反应堆逼近临界的程度。这一反应堆达临界方式可以在诸如无源启动等低中子注量率情况下得到应用。