超温ΔT紧急停堆整定值优化研究

对超温ΔT停堆信号中的关键参数进行优化,通过功率运行控制棒组(RCCA)失控抽出事故分析对优化后的超温ΔT停堆信号进行验证研究,采用热工水力子通道分析程序和瞬态分析程序对超温ΔT整定值设定进行分析,新的整定值将对停堆时间、最小偏离泡核沸腾比(DNBR)和反应性引入速率限值方面产生影响。分析结果表明,优化后的整定值在保证反应堆安全裕量的前提下增加了运行裕量,提高了反应堆经济性并能满足反应堆安全运行的要求。

超温超功ΔT逻辑实现分析研究

M310机组以及基于该堆型改进的CPR1000机组中均设计有超温超功ΔT信号。该信号同时参与反应堆的保护以及控制功能,以保护核电厂的安全运行。核电厂使用的不同仪控平台,对该信号的逻辑处理上会略有区别,尤其在表决逻辑中的逻辑退化的处理方法上差异较大。这与平台自身的属性以及核电厂仪控总体结构的划分均有着密切关系。鉴于超温超功ΔT信号对核电厂安全运行的重要作用,有必要详细评估不同仪控平台间逻辑退化处理方式给核电厂安全运行带来的影响。通过调研法律法规的相关要求、对比该信号在不同仪控平台中不同的逻辑退化方式,以及详细的概率论计算、分析后,总结出与超温超功率ΔT信号类似信号的逻辑设计原则。该问题的研究为后续三代核电堆型的设计积累了经验,即针对同时参与保护与控制功能的信号要综合考虑核电厂的可用率及成本影响后谨慎决策逻辑退化问题。

超温/超功率ΔT停堆响应时间测试分析

超温/超功率ΔT保护是压水堆电厂的重要保护功能,初步安全分析报告(Preliminary Safety Analysis Report,PSAR)技术规格书一章对其响应时间的测试有强制要求。基于IEEE388对保护系统响应时间测试的要求,根据超温/超功率ΔT保护的算法及标准设计方案,提出了AP1000超温/超功率ΔT保护响应时间的推荐测试参数,并重点分析了保护系统动态补偿对于响应时间测试的影响。分析发现动态补偿对于测量响应时间有一定的影响,为得到可信的、保守的测量结果,在进行超温/超功率ΔT停堆保护响应时间测试时,应该保留动态补偿环节。

大亚湾核电站18个月换料堆芯热工水力设计

大亚湾核电站从第九循环开始由年换料向18个月换料转换,使得原堆芯热工水力设计不再适用。18个月换料的热工水力设计采用法马通新开发的临界热流密度(CHF)关系式——FC关系式,并用全统计法代替原来的确定论方法确定DNBR设计限值。由于在过渡循环中AFA 2G和AFA 3G燃料组件混装,使混合堆芯的最小DNBR小于均匀堆芯的最小DNBR,本文确定了一个包络的混合堆芯DNBR亏损规律。并在此基础上得到了过渡循环和平衡循环的堆芯物理限值线,以及新的超温ΔT超功率ΔT保护定值。

安全级仪控系统对避免反应堆偏离泡核沸腾的研究

建立了燃料棒轴向不同位置偏离泡核沸腾比(Departure from Nucleate Boiling Ratio,DNBR)的计算模型,研究分析了一回路冷却剂温度对DNBR的影响。针对超温、超功率ΔT保护触发安全级仪控系统执行紧急停堆功能,避免发生偏离泡核沸腾(DNB)展开了研究。研究了安全级仪控系统的驱动信号、控制逻辑,明确了安全级仪控系统在避免反应堆偏离泡核沸腾的堆芯保护功能。为进一步分析事故工况下安全级仪控系统的保护作用奠定了基础。