秦山核电二期扩建工程堆芯冷却监测系统设计

由于秦山核电二期工程中使用的堆芯冷却监测系统机柜已停产,所以在秦山二期扩建工程中采用了安全级数字化仪表控制系统(TXS)作为堆芯冷却监测系统的处理平台。本文详细描述了采用TXS平台后堆芯冷却监测系统的结构和工作原理。

压水堆核电厂堆芯冷却监测系统的数字化改造方案研究

堆芯冷却监测系统(Core Cooling Monitoring System,简称CCMS)是压水堆核电厂事故后监视的组成部分,用于完成堆芯温度测量与压力容器内水位测量的功能。现役部分核电厂,如大亚湾核电厂等,其CCMS系统已运行十年以上,即将达到设备运行寿期,面临设备老化、零部件停产等问题,需要进行系统升级改造。本文基于北京广利核系统工程有限公司研发的安全级数字化仪控系统平台FirmSys,提岀了一种CCMS系统的技术改造方案,包括系统功能、工作原理及系统组成和配置等。本方案在实现原有温度及水位监测功能的基础上,同时可以满足核电厂由SOE规程升级至SOP规程的需要,并具有可靠性高、精度高、人机界面友好、便于维护等诸多优点。

主泵参数变化对压力容器液位测量影响分析

为了量化分析CPR1000核电厂主泵特性及相关参数(如电网频率、空泡份额等)变化对堆芯冷却监测系统(CCMS)压力容器液位(L VSL)测量引入的误差,评价该误差对事故处理进程的影响,基于CCMS L VSL测量原理,推导出主泵各参数变化对L VSL测量引入误差的计算公式,并进行量化计算。计算结果表明,除主泵本身的性能降级会导致L VSL较大的低估误差外,其余参数变化对L VSL测量引入的误差可忽略。结合状态导向法事故运行程序(SOP),分析了主泵本身性能降级导致的低估误差对操纵员关键安全操作的影响。结果表明,该误差可能干扰SOP中主泵的相关操作,但不会阻碍SOP事故处理中关键安全操作的执行。

秦山二期扩建工程堆芯冷却监测系统核级软件开发

在秦山二期扩建工程中,首次采用了安全级DCS平台来实现堆芯冷却监测系统信号处理。由于安全级软件开发技术难度高,过程复杂,标准严格,因此在国内尚属起步阶段。论文以秦山二期扩建工程软件开发和V&V实践为基础,详细论述了整个开发流程和相关关键技术。

“华龙一号”压力容器的设计改进和优化

"华龙一号"是我国自主研发的具有完全自主知识产权的第三代压水堆核电站。"华龙一号"反应堆压力容器在M310基础上进行了更进一步的设计改进和优化,避免发生泄漏导致冷却剂丧失和堆芯裸露的可能性,确保华龙一号压力容器(RPV)的设计可靠,同时,为后续反应堆压力容器的设计提供宝贵的经验。

CPR1000堆芯冷却监视系统整体架构剖析

目前沿海在建CPR1000项目,红沿河、宁德、阳江等"二代加"百万千瓦级先进压水堆,采用了MELTAC-N plus R3数字化控制系统,运用该平台实现堆芯冷却监测系统功能。本文具体分析了堆芯冷却监测系统的整体架构,及详细分析了事故后重要监测参数—堆芯饱和裕度和压力容器液位计算的过程,对于想深入了解CCMS功能实现的工程技术及运行维修人员具有一定的指导作用。

秦山二期扩建机组堆芯冷却监测系统的调试

文中简要介绍了秦山二期扩建机组堆芯冷却监测系统,包括该系统的调试大纲项目,以及调试中的典型故障处理,在此基础上对堆芯冷却监测系统的调试工作进行了总结。

秦山核电二期堆芯温度水位测量系统改造

秦山核电二期1、2号机组堆芯温度水位测量系统自投用以来已运行10余年时间,由于国外生产厂家倒闭,备件供应和技术服务已停止多年。本文着重介绍了改造背景、实施效果及实施过程遇到的问题,通过对堆芯冷却监测机柜升级替换,能够从根本上解决旧系统中出现的备件短缺问题,恢复设备可用性。同时,新系统采用多重冗余,具有模拟系统所不具备的自诊断功能、高可靠性、高精度等优点。

热态RIC热电偶测量工作风险分析

为有效控制热态时RIC热电偶绝缘电势测量工作中的风险,论文对该工作中存在的有代表性的风险进行分析,分析风险出现原因以及预防措施,希望能对以后的工作起到一定的借鉴作用。

秦山核电二厂堆芯冷却监测系统数字化改造

堆芯冷却监测系统(ICCMS)属于安全1E级,连续监测堆芯温度、过冷裕度,以及压力容器水位等参数,对机组的安全稳定运行起着重要的作用。通过对秦山核电二厂堆芯冷却监测系统改造的背景进行分析,论证了系统改造的必要性,并结合现场的情况,在考虑了改造的实施难度和成本控制的基础上,确定了改造范围并进行了说明。改造后的新系统不仅实现了所有监测功能,其可靠性和开发性等方面也得到提高,系统优化也为其他仪控系统改造提供参考。

“华龙一号”堆芯冷却监测系统设计

"华龙一号"是我国自主研发的第三代核电站,其反应堆及一回路系统在设计中对固有安全性提出了更高的要求。对于二代加核电厂堆芯冷却监测系统(CCMS),需要在反应堆底部开孔测量水位。该设计降低了反应堆固有安全性,必须重新设计。本文设计了一种新型CCMS,其探测器从压力容器顶盖插入堆芯进行直接测量,不但提高了关键点的水位测量准确度,同时避免了压力容器底部开孔,满足了"华龙一号"反应堆固有安全性要求。

核电厂堆腔冷却状态监测研究

为判断严重事故下堆腔的事故进程和堆腔注水策略启动后的执行效果,分析了严重事故条件下不同注水速度下堆腔多项物性参数状态的发展序列,对比研究了传统二代加核电厂、改进型二代加核电厂、华龙一号核电厂的监测手段;通过优化温度测量仪表、液位测量仪表、监测系统的功能设计和计算方法,最终在华龙一号核电厂中设计了完善的监测系统。此监测系统实现了严重事故下反应堆压力容器(RPV)失效前的事故状态监测、堆腔注水策略启动后缓解措施投运情况监测以及RPV破损后熔融物状态监测,有效完成了严重事故条件下堆腔状态监测需求。

大亚湾核电站堆芯冷却监测系统改造

针对大亚湾核电站堆芯冷却监测系统(CCMS)面临部件老化、备件无法采购导致系统工作不稳定及故障报警闪发的现状,提出对CCMS进行整体升级改造。描述新CCMS采用国产化安全级仪控平台Firmsys的设计方案,以及对新CCMS的功能及接口等关键技术进行研究与分析;介绍在安装调试阶段遇到的技术问题及其解决方法。对改造后系统进行功能验证,以实现CCMS的自主化设计和改造。

MLOCA瞬态堆芯水位监测有效性分析

为了验证中国改进型百万千瓦级(CPR1000)核电站在一回路中等破口失水事故(MLOCA)工况下堆芯冷却监视系统(CCMS)测量的有效性,及定量分析控制系统中反应堆冷却剂泵(简称:主泵)状态的2种判定方法导致的水位计算差异,对CCMS测量原理进行了分析。以RELAP5-3D程序对CPR1000机组进行热工水力建模、使用虚拟数字化控制系统(DCS)模拟其控制逻辑,定量计算了在这2种主泵状态判定方法中CCMS输出水位及其误差,并分析了误差产生的原因。结果表明:2种方案都会引入较大的水位误差,结合状态导向法事故处理程序(SOP)分析,可能使操纵员对堆芯水位判断产生一定的误导。