堆外核测量系统裂变电离室线性响应研究

为满足先进反应堆堆外核测量系统中间量程测量通道灵敏度高、探测器灵敏区长、反应堆线性响应好的需求,采用多支灵敏区长度具有一定比例关系、同时机械结构完全相同的裂变电离室,进行热中子灵敏度标定和反应堆线性响应研究,以为核电厂实际所需长灵敏区裂变电离室提供一种在现有试验堆条件下进行其核性能试验的方法。通过测量不同灵敏区长度的裂变电离室热中子灵敏度和反应堆高中字注量率下的线性响应,对其热中子灵敏度随灵敏区长度的线性变化和反应堆线性响应进行试验验证。测量结果表明,裂变电离室热中子灵敏度随灵敏区长度呈线性关系,且在反应堆热中子注量率1.23×10^(2)~3.10×10^(10)nv(1nv=1n·cm^(-2)·s^(-1))范围内进行计数率模式和MSV模式线性拟合,裂变电离室最大线性度为-1.23%。

Instrumental neutron activation analysis of beachrock samples of South East Coast of Tamilnadu,India

Element profiles of some beach rock samples collected from South East Coast of Tamilnadu, India have been determined using single comparator method of INAA. The geo-chemical behavior of the elements in the region is discussed. The irradiations were done at thermal neutron flux of ~ 1011 cm-2·s-1 at 20kW power using Kalpakkam Mini Reactor (KAMINI), IGCAR, Kalpakkam, Tamilnadu, India. Around 19 elements have been determined from 15 samples by high-resolution gamma spectrometry. The accuracy and precision were evaluated by assaying the irradiated Standard Reference Material (SRM 1646a Estuarine sediment) and were found to be in good agreement with certified values.

堆芯仪表系统用矿物绝缘电缆组件的研制

为了实现关键仪表设备国产化,研制了国产化的堆芯仪表系统用矿物绝缘电缆组件,并根据设计院提供的技术参数进行了产品的设计。采用试验法对产品进行验证。试验包含热老化、辐照老化、振动老化、抗震试验、设计基准事故试验、严重事故试验等项目。试验产品顺利通过了所有试验。该组件的成功研制解决了国内缺少堆芯仪表系统用矿物绝缘电缆组件的问题,为CAP1400堆芯仪表系统成套设备矿物电缆组件的供货提供了保证。

分布式钠泄漏探测器问题分析及改进

快堆采用金属钠作为冷却剂,金属钠具有许多优良特性,非常适合用于快堆堆芯冷却;但钠化学性质活泼,在高温下发生泄漏可能带来严重后果,因此监测是否存在钠泄漏情况是很有必要的。本文通过阐述快堆分布式钠泄漏探测器安装及调试情况并结合ECS700集散控制系统的使用情况,分析后续机组调试和运行阶段可能出现的钠泄漏探测异常原因,并提供钠泄漏探测器改进方案和参考。

放射性检测仪表在高压法三聚氰胺后反应器中的应用

文章在阐述放射性检测仪表基本原理的基础上,根据三聚氰胺后反应器的实际工艺状况及测量需求,设计了针对性的测量方案,并实现了长晶体级联、多通道内置式放射源防护罐、射线约束方向调节装置等多项技术创新,对三聚氰胺后反应器及其他类似装置测量设计具有一定的指导意义。

安全仪表系统在乙二醇装置中的应用

安全仪表系统(SIS)在乙二醇装置中起着重要作用,其设计必须根据草酸二甲酯(DMO)合成反应器的工艺特点及关键联锁回路的安全完整性等级(SIL)定级结果,采用对应SIL等级的现场仪表、控制器、执行元件,最大程度地保证系统的可靠性和安全性。探讨了SIS在乙二醇装置DMO合成反应器上的应用和设计优化,重点阐述了SIS的UPS供电方式、I/O卡件的配置、维护旁路设计等方面内容,为化工装置中SIS的应用提供了可行性方案。

MBRA在核电厂仪控系统可靠性分析中的应用研究

核电厂仪控系统的可靠性对于核电厂的安全、平稳运行至关重要。为了保证核电厂仪控系统的可靠性,需要在设计过程中对规模庞大且功能复杂的核电厂仪控系统进行可靠性分析。传统的核电厂仪控系统可靠性分析一般基于系统设计文本直接构建可靠性分析模型。模型结构往往与系统结构不匹配,使得模型的构建与检查极为困难。为了解决这个问题,考虑使用基于模型的可靠性评估(MBRA)方法,构建核电厂仪控系统的故障传播模型以进行可靠性分析。使用核电厂仪控系统可靠性分析与设计软件,构建了反应堆保护系统稳压器压力触发安注功能的故障传播模型,对其失效概率进行了故障树分析,并提出了提高安注功能可靠性的改进方式。应用结果表明,使用MBRA方法进行核电厂仪控系统的可靠性分析,降低了可靠性建模的难度,使模型易于检查与确认,提高了可靠性分析的效率、准确性。

“华龙一号”与AP1000反应堆保护系统分析研究

保护系统是反应堆的重要安全系统。该系统的作用是保护燃料包壳、一回路压力边界和安全壳的完整性。“华龙一号”与AP1000均为三代压水堆1000 MW级别堆型。选取典型漳州1#、2#机组和三门1#、2#机组的反应堆保护系统设备作差异性对比。从整体系统架构差异性到具体数字化仪控实现平台安全级分布式控制系统(DCS)进行全面的分析与对比。通过逐项的对比异同点,发现“华龙一号”和AP1000堆型的反应堆保护系统各有长处,在设备布置和信号传输方面存在较大差异。因AP1000堆型依赖非能动设计,降低了系统复杂度,保护系统设备数量也低于“华龙一号”。AP1000堆型的四序列反应堆保护系统架构和创新型设计可为后续三代改进压水堆的反应堆保护系统设计提供借鉴。

秦山核电二期工程堆芯测量系统设计

秦山核电二期工程堆芯测量系统采用计算机技术实现了对相关数据的自动采集、数据处理和信息显示。调试和运行结果表明,该系统测量精度高、性能良好,其设计完全满足工程要求。本文简要介绍了该系统的设计方案、系统功能、系统组成、工作原理和应用情况。

多相反应器的非均相特性测量技术进展

为了增大传质和传热面积,多相反应器中分散相通常以颗粒形式(气泡、液滴或固体颗粒)分散、运动于连续相流体中,与周围的连续相及其他分散相颗粒的相互作用使颗粒和颗粒群呈现复杂的时空非均相行为。多相反应器中非均相特性的准确描述是发展准确的反应器模型、进行定量诊断分析和优化设计高效反应器的必要基础。本文总结了多相反应器中颗粒和颗粒群的复杂时空行为,提出了当前多相反应器非均相特性测量正面临的在线测量、高分散相浓度和多分散相等主要难题;综述了多相反应器测量技术研究的进展,指出了PC和PV等光纤测量技术是较经济的高浓度两相反应器的在线测量技术,而侵入式照相法测量结果更准确,具备解决上述测量难题方面的可行性,具备较好的应用前景,但要实现工业在线测量仍存在一些高难度的技术问题需要解决。

核反应堆仪控系统软件验证与确认过程研究

仪控系统通过软件程序和硬件设备对核反应堆进行监测、运行以及安全保护,对核安全具有重要作用。为保证仪控系统中软件的安全性、可靠性,需要在软件生命周期过程中,开展验证与确认工作。论述了在核反应堆仪控系统软件开发过程中需要定义的验证与确认阶段,对每个阶段验证与确认的活动、输入、输出进行定义,以指导软件验证与确认工作的有效实施。

基于LabVIEW的磁控电抗器测试系统

为了实现对磁控电抗器控制与工作回路电压和电流的监控,以验证磁控电抗器的可靠性及性能,提出了一种基于虚拟仪器技术的软件检测系统设计方案。该系统以NI USB-6210数据采集板卡为硬件平台,采用了LabVIEW和Matlab混合编程的方法,充分利用了LabVIEW友好的图形化人机界面和PC机强大的数据处理能力的优势,通过Matlab Script节点法、后台分析、报表设计、数据库存储,实现了对采集数据及波形的分析,以形成操作简单方便、测试精度高、功能完善的测试及分析平台,进而为磁控电抗器的设计、监控和性能分析提供了依据。系统测试结果表明,该方案在缩短测试系统开发周期的同时实现了对设备实时(毫秒级别)的检测。

HTR-10数字化运行仪表与控制系统更新设计

10MW高温气冷堆(HTR-10)全数字化运行仪表与控制(I&C)系统经长期运行后面临设备老化、性能降低、备件短缺、可扩展性差等一系列的问题和不足。通过分析系统的技术特点和存在的问题及不足,提出了系统在网络结构、硬件配置及功能优化等方面的更新原则、目标和具体方案,系统更新后将有效提高系统运行的安全性和稳定性。

HTR-10数字化运行仪表与控制系统的设计

核反应堆数字化仪表和控制系统与传统的以模拟仪表构成的仪表与控制系统相比,具有明显的优越性。本文介绍了10MW高温气冷实验堆(HTR-10)数字化运行仪表和控制系统的设计与实施,包括系统结构、主要技术特点、系统主要功能等,并给出了系统的现场调试和运行情况。

国内外研究堆仪控系统调研

研究堆代表了当前核反应堆的最新发展水平,而仪控系统是核反应堆的信息神经和控制中枢,在整个反应堆系统中具有举足轻重的作用。本文梳理了截至目前国内外研究堆仪控系统的发展现状,总结了国外发达核大国和国内典型的研究堆仪控系统的技术特点,重点关注了其保护和控制功能,回顾了研究堆仪控系统的发展历史和趋势,并指出了目前国内与国外发达国家的差距。

饱和电抗器特性单片机测试仪研究

介绍一种研究可控饱和电抗器输出特性的单片机测试仪,用于检测并处理可控饱和电抗器中的感应线圈电压波形的平均值、有效值。当交流激励直接让饱和电感处于饱和状态时,研究感应线圈电压与直流偏磁磁势之间的关系曲线,并绘制它的开环输出特性。

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。

核电仪控技术应用中的基本问题

就核电仪控技术应用中的基本问题作了简要概述,希望能引起对基础性技术工作研究的足够重视。基本问题分为理论基础问题和技术应用问题,内容涉及核反应堆物理、热工和控制仪表技术。这些问题一方面导致研发工作方向性失误;另一方面反映出在工程应用中基础性研究工作的缺失。

启明星Ⅱ号双堆芯零功率实验装置仪控系统设计

启明星Ⅱ号双堆芯零功率实验装置是重金属冷却反应堆工程化设计及新型核能系统集成研发的综合性实验平台,包含水堆和铅堆两个堆芯。基于该装置的特点设计了启明星Ⅱ号双堆芯零功率实验装置仪控系统,对水堆和铅堆两个堆芯的运行实施监测、控制和保护功能。本文介绍了该仪控系统的组成及功能。

计数率测量仪死时间的确定方法

采用反应堆不同的运行功率和缓发中子不同时刻的衰减作为模拟源,测量出两套计数率测量仪的死时间分别为3.65和5.18μs,并提出利用反应堆的功率周期上升测量计数率测量仪死时间的方法。