反应堆寿期末核仪表功率量程信号波动分析及维修优化

核电站反应堆寿期末,多个核电机组核仪表功率量程中子测量信号出现不同程度的波动问题。尽管核功率的平均水平没有超出额定功率,但瞬时的核仪表功率波动大可能导致核仪表功率量程中子测量信号达到控制棒闭锁信号阈值,从而闭锁控制棒的提升。在核仪表功率量程中子通量波动较大时,电厂只能通过降功率避免触发控制棒闭锁信号,严重影响核电机组的发电效益。本文分析反应堆寿期末核仪表功率量程中子测量信号波动大的根本原因,并制定统一解决方案和控制标准。

“华龙一号”核仪表系统设备自主设计研究

“华龙一号”是我国自主设计的第三代核电技术。其核仪表系统设备中的二次仪表主要使用进口产品。为替代进口产品,以“华龙一号”为对象,开展了自主数字化核仪表系统设备设计。在设备设计中,围绕核仪表系统设备微弱信号测量的特点,运用电压频率转换、电流频率转换等测量技术,实现全光隔离的硬件架构,提高了数字化核仪表自身的抗电磁干扰能力。吸取国内外同类设备在设计和使用中的经验,集成了核电厂常用的反应性计算和反应堆失水事故计算功能,并研发了具备自动测试功能的移动服务单元。通过核安全级设备要求的基准试验、电磁兼容性试验、环境试验和地震试验,证明了该设备满足“华龙一号”核仪表系统设备的要求。该设备的研制可支撑我国核仪表系统设备的自主供货。

集成化堆外核仪表系统测试设备的设计

为了方便、快捷、有效地实现对堆外核仪表系统的功能性能测试,对集成化堆外核仪表系统测试设备进行了设计和验证。采用信号输出模块、信号采集模块、通信模块和上位机组成了该测试设备,并通过对上位机的软件设计实现了上位机对测试设备的控制。该测试设备能够在实现向堆外核仪表系统输入信号的同时,对堆外核仪表系统输出信号进行连续监测。对该测试设备的功能性能进行了测试。测试结果为:信号输出模块中,微电流输出误差均小于0.5%、输出脉冲信号大于1000 Hz时误差最大为0.018%、输出直流电流信号误差最大为0.07%、输出电压信号误差最大为0.07%;信号采集模块中,直流电流信号采集误差最大为0.13%、低压电压信号采集误差最大为0.07%、高压信号采集误差最大为0.14%;所有开关量采集通道功能正常。该测试设备能够应用于堆外核仪表系统的功能性能测试,为后续研究自动化、智能化堆外核仪表系统测试设备提供参考。

核电厂核仪表系统功率量程中子注量率变化率校正系数的仿真研究

核电厂核仪表系统功率量程中子注量率变化率是重要的保护参数,对该参数的计算进行正确的校正,既可以保证在发生弹棒和落棒事故时正常执行停堆功能,又可以在寿期初和寿期末发生甩负荷至厂用电运行工况时避免停堆而影响核电厂的经济性。依据功率量程中子注量率变化率校正的基本原理,以岭澳核电站二期和秦山核电厂二期扩建工程为例,论述了利用仿真分析工具,开展中子注量率变化率校正系数仿真研究的基本方法,相关研究结果已成功应用于现场调试。

华龙一号核仪表系统定期试验方案设计

核仪表系统是核电厂重要的核安全级专用仪控系统.为确保核仪表系统和设备的可靠性和有效性与核电厂整个寿期内的设计要求始终保持一致,需要对其进行定期试验和监督.通过对华龙一号核仪表系统功能和配置的分析和研究,同时结合系统设备设计,确定了本系统的定期试验方案,制定了详细的可执行的定期试验要求,并对其特点进行了分析.结果表明,华龙一号核仪表系统定期试验实施方案充分利用自动试验装置优势,通过在电厂正常运行期间和换料停堆期间对核仪表系统功能和性能进行验证,确保了系统的可用性和可靠性.

秦山核电二期工程核仪表系统设计

对秦山核电二期工程600MW核电站核仪表系统(RPN)的设计、采购和安装调试的基本情况进行分析。秦山核电二期工程RPN的构成和外部接口均参考大亚湾核电站,但系统内部采用了先进的数字化技术。文章首先对系统作简要的描述,然后回顾了系统在初步设计和施工设计阶段的设计,然后介绍了“八五”期间部分设备模拟样机攻关,最后介绍了系统在现场的安装调试期间遇到和解决的一些问题。

核电厂核仪表系统安装与布置影响分析

基于核仪表系统的设备组成,对设备的安装与布置进行了详细论述,结合已运行核电厂的经验,对安装产生的影响进行了分析。在核电厂建造阶段,应确保核仪表系统各个组成设备的正确安装与布置,使得投入运行后的系统设备能做到对微弱信号的准确监测和可靠运行,从而发挥核仪表系统在核电厂运行中的重要作用。

核仪表系统中子倍增时间算法分析与评价

核仪表系统中子倍增时间是核电厂反应堆启动过程中需密切监视和控制的重要参数。中子倍增时间的准确测量和及时响应直接影响反应堆启动和安全运行。针对国内多个核电厂反应堆运行中出现的中子倍增时间波动及响应不及时问题,基于中子倍增时间的计算原理,对倍增时间算法进行了研究。通过对模拟仿真对算法中的相关参数进行敏感性分析,并结合中子倍增时间在反应堆设计中功能要求,给出了算法参数设置的优化建议。同时,结合工程实测数据验证了算法的有效性,以期为工程实际应用中子倍增时间的相关参数设置优化提供指导。

核电厂核仪表系统信号异常原因分析及改进

对国内核电厂核仪表系统(RPN)源量程通道信号异常事件的原因和改进措施进行研究。通过分析源量程通道组成、信号异常现象、信号传输线路及传输波形,建立源量程通道等效电路模型;对模型进行电路分析,得到源量程通道理论干扰源。建立信号异常故障树,对已发生事件、同类型因素比对并排除故障树无关枝节,得到源量程信号异常的薄弱环节及原因,同时给出改进措施。改进措施已应用于实际核电项目建设中,对国内外同类事件的处理具有一定参考价值。

方家山核电工程核仪表系统改进

核仪表系统(RPN)是核电站重要的安全系统。秦山核电厂扩建项目(方家山核电工程)核仪表系统采用了基于Rolls-Royce Civil Nuclear的SPINLINE 3的数字化技术。与参考电站核仪表系统采用的模拟技术相比,数字技术从一定程度上精简了设备配置,简化了系统内、外部接口设计,提高了设备的在线自诊断能力,缩短了检修和维护时间,相应地提高了核电厂的可靠性和经济性。

智能型核仪表的单片计算机技术

介绍了一种应用于智能型核仪表的以ＭＣＳ－５１系列单片机为核心的信息处理系统，并对采用计算机技术进行核探测器一次信号采集、处理的基本原理，以及对核密度计、核子秤和煤炭灰份测定仪等单片机二次仪表的硬件结构和软件设计思想进行了详尽的论述，该系统硬件通用性强，软件可移植性好，适用于核探测器脉冲信号的处理。

核仪表在工业生产过程中的应用

核仪表具有可靠性高、抗干扰能力强、智能化等特点,广泛应用于各种现场环境比较恶劣的工业生产在线监测,成为工业生产过程控制中不可替代的重要检测手段。本文主要介绍核仪表的国内外工业应用现状、核仪表的基本构成、大致分类、几种主要核仪表及其工业应用,以及未来核仪表的发展趋势。

一种野外农用核仪表低功耗数采系统

介绍了一种以80C31单片机为核心的低功耗通用型数据采集控制系统,可作为独立的智能核心部件镶嵌到小型低功耗智能核仪表中,构成便携式或微型野外核农仪表。

核仪表在钢铁工业的应用与发展

核仪表(核子控制系统)具有非接触测量、精度高、反应快、稳定性好,采用计算机技术实现数字化、智能化、网络化的特点,因此已越来越广泛地应用在生产过程复杂、自动化程度高、现场环境比较恶劣的钢铁制造流程在线检测,并在实时控制系统中作为不可缺少的基础仪表提供各种重要检测数据。本文主要介绍核仪表在国内外钢厂应用现状、发展、技术与经济效益。

两种堆外核仪表系统设计方案比较

核电厂堆外核仪表系统(RNI)是反应堆重要的安全级专用仪控系统。其通过布置在反应堆压力容器外的中子探测器监测堆芯运行状态,在反应堆功率及功率变化异常时为保护系统提供停堆、允许信号,对反应堆的安全运行具有重要意义。针对目前国内核电厂堆外核仪表系统设计方案及系统结构各异的现状,调研、分析了两种较为成熟的数字化核仪表系统架构。从系统功能划分、接口设计、保护通道精度、通道响应时间、通道定期试验等方面,多维度、多角度地对两种方案进行了对比分析和研究,并给出每种设计方案的优点与不足以及两种方案的适应范围分析。该研究为后续工程项目中核仪表系统设计、方案选择、优化改造等提供参考。

反应堆核仪表微电流放大技术研究

为提高核仪表系统计算中子注量率、中子变化率的准确性,通过分析传统V/F转换电路与I/F转换电路的工作原理及特性,介绍了一种基于I/F理论的核仪表系统设计方案,并进行实验。实验结果表明:将I/F转换技术应用于核仪表系统具备一定可行性,且测量误差在允许范围内,与传统V/F转换方式相比,I/F转换具有更好的线性。

核仪表系统中间量程通道量程切换问题研究

某核电厂1号机组处于次临界状态,核仪表系统中间量程突发异常尖峰电流导致跳堆。对于这一事件,针对故障现象及中间量程工作原理进行分析。明确疑似故障点后,在现场进行有针对性的模拟试验。使用微电流发生器模拟探测器输入;使用高速记录仪采集系统输出;对采集数据进行分析,并与现场异常数据进行比对。最终定位具体故障原因,是由于中间量程通道内软件量程切换参数设置问题造成的异常尖峰电流闪发,从而导致跳堆。提出可行且对现场影响最小的解决方案。该方案经现场实施验证并获得成功后,向后续中国改进型三环路压水堆(CPR1000)项目及欧洲压水堆(EPR)项目进行了反馈。针对在微电流测量中普遍使用的自动量程切换软件内参数设置进行优化,提前排除了隐患,有效保障了机组安全稳定运行。

核电厂堆外核仪表接口与定期试验架构方案浅析

为优化核电厂堆外核仪表系统接口与定期试验架构方案,对目前国内压水堆核电厂堆外核仪表系统主要使用的Rolls-Royce基于Spinline3平台产品和AREVA基于TXS平台产品在不同核电厂所采用的4种堆外核仪表系统接口和定期试验架构方案进行了对比分析。分析结果表明堆外核仪表系统采用模拟量输出的接口和内置信号源并采集下游系统反馈的定期试验架构方案可以避免信息不一致和提高设备可靠性。本研究提出的堆外核仪表接口与定期试验架构方案可用于未来新建核电厂堆外核仪表系统的设计参考。