WWER型核电机组反应堆停堆保护系统设计优化与改造

在进行核电机组反应堆停堆保护系统定期试验时,需依次将停堆断路器实体断开,此类定期试验风险较大,国内外运行的核电机组多次发生在反应堆停堆保护系统定期试验过程中由于设备故障导致非计划停堆的事件,造成了较大的经济损失。论文介绍了某WWER核电机组反应堆停堆保护系统设计优化方案及改造的实践成果。

核电站数字化反应堆保护系统停堆响应时间分析

为了评价出核电站数字化反应堆保护系统停堆响应的最大时间,根据数字化反应堆保护系统结构,分析出保护系统的响应过程须经过AI输入、IO总线通讯、CPU运算、网络通讯、DO输出处理。并基于DCS定周期扫描的运行方式,得出了各处理过程所需最大响应时间的计算方法,DCS停堆响应时间的评价值就是各部分最大响应时间的累加。最后提出了可缩短响应时间的改进方法。

医用同位素生产堆应急停堆系统设计研究

医用同位素生产反应堆(MIPR)以硝酸铀酰(或硫酸铀酰)水溶液为核燃料,主要生产医用同位素^(99)Mo和^(131)I。反应堆的安全性是需要关注的重要问题。当发生一次冷却水泵故障、误提棒、气回路氢氧复合能力丧失等事故而未能紧急停堆的情况下,由应急停堆系统实现反应堆停堆。本文介绍了应急停堆系统的设计原理及运行方式,并分析了"正压卸料"和"负压卸料"停堆方式应急停堆瞬态过程。结果表明,"正压卸料"应急停堆可在150 s内完成燃料的完全排出;"负压卸料"应急停堆可在700 s内完成燃料的完全排出。"正压卸料"的燃料排出速度比"负压卸料"快,该研究结果可对反应堆临界安全分析提供输入数据。

停堆保护系统可靠性指标分配测算

通过研究工业领域常用的可靠性指标分配方法,结合新堆的设计特点,确定了适合的可靠性指标分配方法。利用比例组合法和专家打分法将新堆的堆芯损坏频率(CDF)分配到停堆保护系统。通过分配测算,停堆保护系统的可靠性指标达到8.83×10^(-5)即满足安全目标要求。

ADS加速器失束次临界反应堆动态特性研究

加速器驱动系统(ADS)中次临界堆芯的功率水平依靠强流质子轰击散裂靶产生的中子源来维持。加速器较为频繁的失束问题,必将对ADS次临界反应堆安全性产生影响。研究了ADS系统失束事故特性,设计开发出具有较强针对性的用于ADS失束事故分析软件,对加速器驱动快中子次临界反应堆的动态响应开展了初步研究。结论表明仅靠断束停堆,仍有可能危及次临界反应堆的安全性。建议增设辅助停堆保护系统以提高ADS安全性。

高温气冷堆停堆保护系统的多样性分析

为评价高温气冷堆(HTR)停堆保护系统的多样性特征,基于NUREG/CR-6303的分析方法,通过导则中D3评估方法来确定必需的多样性,并采用NUREG/CR-7007的多样性量化评估方法,分析并识别出停堆保护系统7大多样性属性的25条因素值,计算出标准化的多样性量化值。针对系统多样性存在的薄弱点及工程的实际情况,提出了可行的改进方案。重新核算结果表明,改进方案能有效提升系统的多样性量化值。

变送器冗余结构对紧急停堆系统可靠性影响分析

为优化紧急停堆系统的可靠性设计,采用故障树方法对某紧急停堆系统硬件进行可靠性建模,通过定量计算得到系统的薄弱环节在于变送器。进一步分析变送器冗余结构对可靠性的影响,探讨了冗余结构的两种基本改变方式下整体误动率和拒动率的变化规律;在所建故障树模型基础上,对不同变送器冗余结构下紧急停堆系统拒动率进行量化对比,四取二结构是最合理选择,其系统拒动率比三取二和二取一结构低了3个数量级,而五取二结构可靠性提升不大,不具备经济性。

核电厂反应堆保护系统紧急停堆响应时间分析及测试

简要介绍核电厂反应堆保护系统的结构和紧急停堆工况下的数据处理过程,对反应堆保护系统紧急停堆的响应时间进行理论分析。建立响应时间测试原理,并设计相应的测试装置,完成实际测试工作。对测试所得实验数据进行统计学分析的结果表明,反应堆保护系统紧急停堆响应时间的理论最大值为149.1 ms,实验最大值为144.8 ms;实验响应时间符合均值为120.6 ms,方差为90.1 ms的正态分布。

核电厂反应堆保护系统停堆断路器的功能实现及调试

本文针对核电站反应堆保护系统的反应堆停堆功能,首先介绍了如何通过停堆断路器来断开棒控系统控制棒工作线圈的电源以完成停堆功能,然后给出了停堆断路器的工作原理,并进一步指出了DCS控制系统是如何控制停堆断路器完成停堆功能。

基于SPND跳堆功能研究

反应堆保护系统的功能是保护三大核安全屏障（即燃料包壳、一回路压力边界和安全壳）的完整性。在发生设计基准工况DBC2～4工况下，反应堆保护系统自动启动，执行跳堆功能，使反应堆达到可控状态。目前在建的EPR反应堆跳堆功能，偏离泡核沸腾比低（LDNBR）和线功率密度高（HLPD）均是基于自给能中子通量探测器（SPND）测量的中子通量计算的结果。本文对EPR核电厂基于SPND跳堆功能进行了研究，进一步分析和研究反应堆保护功能的要求，以分析此设计是否满足标准法规对核电厂安全运行和审评的要求。分析结果表明，现有设计能满足标准法规的要求。

核电厂反应堆保护系统整定值确定一般方法探究

本文对核电厂反应堆保护系统的保护参数通道不确定度计算方法,以及该方法中所需考虑的各个影响因素进行分析和讨论,并以保护参数反应堆冷却剂流量为例,探讨了如何确定和维护核电厂安全分析报告技术规格节中的保护参数触发整定值和允许值。该方法和过程对确定不同堆型或新建大型核电厂的反应堆保护系统整定值具有一定的指导作用和参考价值。

熔盐堆非安全级电源向安全级仪控系统供电的设计评估

中科院上海应用物理研究所设计的熔盐堆是具有固有安全性的第四代反应堆。该堆的设计具有一些特点,比如,其保护系统为安全级,而向其供电的电源系统为非安全级。为了评价该设计的合理性,本文从反应堆固有的安全特性、保护系统和电源系统设计特性出发,对交流电源的可靠性、不间断电源的故障特性、保护系统的传感器(包括核测系统)电源特性、保护系统柜的电源特性、停堆断路器柜和手动驱动特性以及假定保护失效的后果进行分析。分析表明,该设计满足安全要求。对于按失电安全、无自动触发的失电安全动作设计的二类研究堆,照搬小型核电厂仪控系统的辅助支持系统的要求来审评是不合适的,过高的要求难以带来明显的安全收益。

用于支持PSA成功准则的ATWS敏感性研究

极限的未能紧急停堆的预期瞬态(ATWS)是核电厂二次侧热移出能力减小引起的升温瞬态。为评价AP1000核电厂在发生ATWS事故后的响应,采用LOFTRAN程序对极限的丧失主给水ATWS进行计算分析。对影响电厂系统响应的一些关键因素,如蒸汽旁排的容量、堆芯补水箱(CMT)特性和硼反应性系数、反应堆冷却剂泵(RCP)可用性、启动给水系统(STS)可用性和蒸汽发生器(SG)传热等作了一系列敏感性分析。分析结果表明:为缓解ATWS事故,应隔离蒸汽旁排,并在触发CMT的同时停运RCP。

核电厂数字化反应堆保护系统T2响应时间分析及测试

反应堆保护系统是核电厂数字化仪表控制系统中重要的安全系统,是DCS的重要组成部分。为了核电站的安全,对保护系统的响应时间有严格的要求,有必要对响应时间进行评价,本文简要介绍了核电站反应堆保护系统的结构,给出了T2响应时间测试范围,并对反应堆保护系统的响应时间进行理论分析,给出了T2响应时间测试方法,建立了响应时间测试原理,介绍了VP Link作为测试装置如何进行响应时间测试。以某核电厂1&2机组的SG1水位低低导致紧急停堆响应时间测试工况为例,详细介绍了实际响应时间测试工作,给出了响应时间测试的输出文件清单,并对测试结果进行记录和分析。

AP1000反应堆保护和安全监视系统定期试验分析

介绍AP1000机组反应堆保护和安全监视系统的试验组成及试验方式,分析了AP1000反应堆保护和安全监视系统定期试验特点,并对海阳核电站该系统试验程序本地化完善提出建议。

核电厂停堆断路器停堆控制接口设计

压水堆核电厂普遍采用停堆断路器作为紧急停堆系统的执行机构。通过对当前多种停堆控制接口方案的研究分析,指出当前的设计方案在某些工作瞬态下存在两个隐患:停堆线圈的负载与控制平台的带载能力失配;停堆断路器欠压线圈控制回路间存在电路耦合。针对这两个问题,根据相关标准法规要求,采用二极管电路解耦方法及中间继电器解耦方法,分别提出一种改进方案,为后续核电厂停堆控制接口的设计及改造提供参考。

核反应堆保护系统停堆断路器异常动作分析研究

本文通过深入分析某核电厂反应堆保护系统停堆断路器异常动作原因,研究核安全级控制系统与非核安全级控制系统间通讯及扫描周期的差异性和反应堆保护系统仪表质量位设置的特殊性,明确保护系统仪表质量位的阈值设计应该结合安全功能需求、工况和仪表特性进行综合考虑的原则,同时给出修改主蒸汽流量计超量程下限质量位阈值和调整机组下行时蒸汽发生器液位控制值的优化措施,增加了技术上和操作上的防护屏障,可以有效避免此类问题再次发生。该研究对核电厂机组安全稳定运行具有实际应用价值,并对后续机组及同行电厂保护系统动作机理研究具有借鉴意义。

AP1000核电厂甩负荷工况下快速降功率系统棒组选择研究

为了使AP1000快速降功率系统(RPR系统)实现完全甩负荷工况下停机不停堆的目标,必须选择适合于机组当前工况的RPR系统棒组。以AP1000机组调试过程中75%电功率甩负荷和100%RTP(RTP表示反应堆额定功率)甩负荷试验为基础,对RPR系统棒组的选择标准及计算方法进行分析,结果表明,棒组选择方案能够实现RPR系统的设计目标。根据试验经验反馈和AP1000堆芯装载特点,对运行后RPR系统棒组的选择提出建议。