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核电站数字化反应堆保护系统停堆响应时间分析 被引量：19
1
作者 郑伟智 李相建 朱毅明 《自动化博览》 2010年第8期74-76,共3页
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... 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。 展开更多
关键词 反应堆保护系统 停堆 响应时间 扫描周期
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AP1000全数字化仪控系统安全分析 被引量：9
2
作者 李蔚 吴帆 王峰 《电力安全技术》 2006年第6期45-46,共2页
关键词 AP1000 非能动 主控室 停堆 仪控系统 操纵员
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聚变驱动次临界堆双冷嬗变包层材料活化计算与分析 被引量：5
3
作者 黄群英 陈明亮 +3 位作者 彭蕾 朱晓翔 陈义学 吴宜灿 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2004年第3期269-276,共8页
对聚变驱动次临界堆 (FDS Ⅰ )包层进行了材料活化计算与分析。利用多功能中子学程序系统VisualBUS1 .0及多群数据库HENDL1 .0 /MG进行中子输运计算 ,以获得包层各个功能区的中子注量率能谱 ;在此基础上 ,使用欧洲活化计算程序FISPACT及... 对聚变驱动次临界堆 (FDS Ⅰ )包层进行了材料活化计算与分析。利用多功能中子学程序系统VisualBUS1 .0及多群数据库HENDL1 .0 /MG进行中子输运计算 ,以获得包层各个功能区的中子注量率能谱 ;在此基础上 ,使用欧洲活化计算程序FISPACT及IAEA聚变活化数据库FENDL/A 2 .0分别对停堆初期包层不同功能区的剂量率水平和衰变余热水平、停堆后期结构材料与氚增殖剂 /冷却剂的活化性能及其杂质的控制要求进行了计算及分析。 展开更多
关键词 次临界堆 聚变驱动 双冷嬗变包层 停堆 中子学 中子注量率 IAEA 活化 初期 增殖
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蒸汽发生器的维修技术与工具 被引量：6
4
作者 丁训慎 《核电工程与技术》 2004年第3期23-27,35,共6页
介绍了蒸汽发生器多种维修技术和多项维修工具。采用先进的维修技术和维修工具，对保证蒸汽发生器安全运行、减少停堆时间和降低人员辐照剂量能够起到重要作用。
关键词 蒸汽发生器 停堆 安全运行 维修工具 降低
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反应堆保护系统数字化升级的旁通研究 被引量：1
5
作者 贾小东 何玉鹏 +2 位作者 周丽红 李倩 姜静 《自动化仪表》 CAS 2023年第S01期23-27,共5页
反应堆保护系统通道旁通是反应堆正常运行中对某一保护通道相关设备进行维修或试验时采用的一种重要闭锁手段。目前,新建核电站主要为“华龙一号”。该系统架构采用4取2典型停堆逻辑降级方式,旁通设计较为成熟。区别于“华龙一号”,某... 反应堆保护系统通道旁通是反应堆正常运行中对某一保护通道相关设备进行维修或试验时采用的一种重要闭锁手段。目前,新建核电站主要为“华龙一号”。该系统架构采用4取2典型停堆逻辑降级方式,旁通设计较为成熟。区别于“华龙一号”,某数字化改造项目采用3取2逻辑降级停堆方式,原设计为模拟技术,旁通手段粗暴,不利于维护。对比二者旁通设计要求发现,基于系统架构的不同,二者在通道旁通时所对应停堆断路器的状态不同。进一步研究“华龙一号”旁通方案发现若该数字化改造项目通道旁通采用相同的设计原理,可能会导致误停堆。因此,引入停堆断路器状态检查,并设计互锁逻辑,可防止通道旁通时导致误停堆情况的发生。该方案也可为系统架构为3取2逻辑降级停堆的反应堆保护系统提供借鉴。 展开更多
关键词 数字化改造 反应堆保护系统 通道旁通 华龙一号 停堆 断路器状态
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“大机小网”核电机组涉网调试风险及控制优化策略 被引量：4
6
作者 毛李帆 张嵩 +4 位作者 魏国清 吴锋 吴晓蓉 张忠华 余加喜 《吉林电力》 2017年第1期8-12,共5页
"大机小网"核电机组涉网调试试验会引起电网功率显著变化,当核电试验不稳定触发机组停机、停堆时,或试验期间电网产生其他故障时,系统将产生严重的热稳定或频率稳定问题,以某省级电网及其所属核电站为例,分析了该核电站机组... "大机小网"核电机组涉网调试试验会引起电网功率显著变化,当核电试验不稳定触发机组停机、停堆时,或试验期间电网产生其他故障时,系统将产生严重的热稳定或频率稳定问题,以某省级电网及其所属核电站为例,分析了该核电站机组在涉网调试期间以及在各种边界条件下存在的安全风险问题,并制定相应的风险控制策略;根据计算分析结果,提出选择合适的负荷水平进行试验、试验前合理安排联络线功率、故障后利用联络线短时过负荷能力、试验前降低另一台核电机组出力4种风险优化策略,以降低安全事故风险等级,保证电力系统安全稳定运行。 展开更多
关键词 电网 调试 大机小网 核电机组 风险等级 联络线 停机 停堆
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池式反应堆剩余发热长期冷却分析 被引量：2
7
作者 王岩 石琦 +2 位作者 陈晓明 李金才 周志伟 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2002年第3期204-209,共6页
对一座池式反应堆剩余发热长期冷却进行了分析。剩余裂变功率通过求解中子动力学方程得出 ,剩余衰变功率采用我国最新的核工业标准EJ/T 745 92计算。传热计算采用一维传热模型。编制了计算程序 ,选取了合适的参数进行了计算并给出了与R... 对一座池式反应堆剩余发热长期冷却进行了分析。剩余裂变功率通过求解中子动力学方程得出 ,剩余衰变功率采用我国最新的核工业标准EJ/T 745 92计算。传热计算采用一维传热模型。编制了计算程序 ,选取了合适的参数进行了计算并给出了与RETRAN 0 2程序计算结果的比较。最后还分析了剩余发热的冷却情况与池内水量、混凝土导热系数。 展开更多
关键词 池式反应堆 剩余发热 长期冷却 剩余裂变功率 中子动力学 停堆 堆芯 水池传热 剩余衰变功率
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不可凝气体对PRS换热能力影响分析
8
作者 张明 《科技视界》 2023年第4期60-63,共4页
在停堆工况下,二次侧管道内可能存在空气。由于不可凝气体的存在,PRS的换热能力将会受到较大影响。文章针对不可凝气体对PRS换热能力的影响及应对措施进行了分析。初步分析表明,在15MW的加热功率下,存在不可凝气体将导致蒸汽发生器气体... 在停堆工况下,二次侧管道内可能存在空气。由于不可凝气体的存在,PRS的换热能力将会受到较大影响。文章针对不可凝气体对PRS换热能力的影响及应对措施进行了分析。初步分析表明,在15MW的加热功率下,存在不可凝气体将导致蒸汽发生器气体温度升高约30℃。为了提高PRS带热能力,在事故前期通过大气释放阀进行排气,可以有效降低管道内不可凝气体份额,在20MW的加热功率下,排气措施可以使SG温度由237℃降低到约204℃。为提高PRS事故应对能力,建议在停堆事故规程中增加排气相关操作。 展开更多
关键词 停堆 不可凝气体 非能动余热排出系统 换热能力
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REA硼酸箱容积问题探讨 被引量：3
9
作者 圣国龙 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2009年第4期108-112,共5页
介绍了压水堆核电站反应堆硼和除盐水补给系统(REA)硼酸箱容积的设计准则,以及技术规范对REA硼酸箱容积的限制要求。在比较分析大亚湾核电站18个月换料改造和岭澳一期核电站1/4换料堆芯改造对REA硼酸箱容积论证的基础上,预评估将来提高1... 介绍了压水堆核电站反应堆硼和除盐水补给系统(REA)硼酸箱容积的设计准则,以及技术规范对REA硼酸箱容积的限制要求。在比较分析大亚湾核电站18个月换料改造和岭澳一期核电站1/4换料堆芯改造对REA硼酸箱容积论证的基础上,预评估将来提高18个月换料燃料富集度到4.95%时,现有REA硼酸箱容积和硼酸浓度的缺额。为满足设计准则对REA硼酸箱容积的技术要求,建议在新电站设计中适当提高REA硼酸箱容积或者提高硼酸浓度。 展开更多
关键词 核电站 硼酸箱 容积 停堆
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反应堆保护系统与汽轮机保护系统——设计准则比对分析 被引量：3
10
作者 李洪光 《科技创新导报》 2019年第20期90-92,共3页
反应堆保护系统(RPR)、汽轮机保护系统(GSE)是核电站最重要的两套保护系统,为了提高系统可靠可用性,最大限度的降低拒动率、误动率,两套保护系统在设计上均做了保守考虑。但因各自系统失效后果或代价不同,系统设计考虑也有所不同。本文... 反应堆保护系统(RPR)、汽轮机保护系统(GSE)是核电站最重要的两套保护系统,为了提高系统可靠可用性,最大限度的降低拒动率、误动率,两套保护系统在设计上均做了保守考虑。但因各自系统失效后果或代价不同,系统设计考虑也有所不同。本文从某核电站两大保护系统架构及功能实现出发,结合各系统设计特点对其设计准则进行比对分析得出相应的结论,为核电站保护方案持续改进做了有益的探讨,拓展了新的思路。 展开更多
关键词 反应堆保护系统(RPR) 汽轮机保护系统(GSE) 停堆 停机 保护组 安全列 纵深防御
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兆瓦级空间气冷堆系统启停堆瞬态分析 被引量：1
11
作者 岳坤 王成龙 +3 位作者 张冉 秋穗正 苏光辉 田文喜 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2022年第6期1022-1033,共12页
本文针对兆瓦级高温气冷堆布雷顿循环系统,采用Fortran语言开发系统分析程序TASS,包括堆芯、透平-发电机-压气机、回热器、冷却器和热管式辐射散热器等模型。通过设计值与程序计算值对比对TASS进行验证,并利用TASS对系统启动、停堆瞬态... 本文针对兆瓦级高温气冷堆布雷顿循环系统,采用Fortran语言开发系统分析程序TASS,包括堆芯、透平-发电机-压气机、回热器、冷却器和热管式辐射散热器等模型。通过设计值与程序计算值对比对TASS进行验证,并利用TASS对系统启动、停堆瞬态工况进行数值模拟。结果显示,通过分两阶段、阶梯式引入正反应性和提高涡轮机械的转轴速度,堆芯流量和功率匹配良好,系统可在3.5 h内完成启动过程,达到反应堆功率3406 kW、流量14.2 kg/s的稳态运行。系统停堆过程中,反应堆可依靠自身的非能动余热排出能力,确保芯块和包壳温度与熔点间存在较大安全裕量,实现安全停堆。 展开更多
关键词 空间气冷堆 瞬态分析 启动 停堆
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核电站抗震电源柜设计 被引量：2
12
作者 李京峰 《电气时代》 2015年第6期74-75,共2页
根据核电站设备的使用环境和安全级别要求,设备分为核级和非核级。其中核级产品定义为安全级1E级设备,其基本的要求是保证设备在正常环境下和地震载荷下能够正常运行,并执行其原有的功能。核电厂1E级机柜,是属于保证核电站安全可靠运行... 根据核电站设备的使用环境和安全级别要求,设备分为核级和非核级。其中核级产品定义为安全级1E级设备,其基本的要求是保证设备在正常环境下和地震载荷下能够正常运行,并执行其原有的功能。核电厂1E级机柜,是属于保证核电站安全可靠运行的安全级设备。此类设备的作用包括反应堆安全停堆、安全壳隔离、堆芯冷却以及从安全壳和反应堆排出热量,防止放射性物质向环境过量排放等作用。此类设备的设计要求在正常环境和地震载荷下必须能正常运行,保证其原有的性能,完成对各种仪表、电气的供电,信号的连接或扩展。并且还具有对现场工况进行显示和控制等功能。 展开更多
关键词 安全壳 核电站安全 放射性物质 现场工况 地震载荷 机柜 堆芯 反应堆安全 停堆 电源柜
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知识库和推理机在核电事件分析中的应用研究 被引量：1
13
作者 孙海波 李青 《电子技术应用》 2022年第S01期216-218,共3页
核电站在正常运行过程中,可能会由于设备故障、人员技能不足、人因失误等原因导致机组非预期的保护动作,例如甩负荷、停机、停堆等,这对核电厂的安全性、经济性以及运行稳定性造成较大不利影响。事件原因的快速准确定位对事件响应的有... 核电站在正常运行过程中,可能会由于设备故障、人员技能不足、人因失误等原因导致机组非预期的保护动作,例如甩负荷、停机、停堆等,这对核电厂的安全性、经济性以及运行稳定性造成较大不利影响。事件原因的快速准确定位对事件响应的有效性和机组的安全经济运行具有重要意义。本文介绍了一种核电厂运行事件原因智能分析方法,以运行事件为切入点,设计并构建专家知识库,以此为核心并辅以动态不确定因果关系推理算法,实现核电厂运行事件原因的智能诊断与定位,该方法适用性强,具有较高的应用价值。 展开更多
关键词 核电厂 非预期运行事件 停机 停堆 事件原因 智能分析 故障诊断
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基于THERMIX/BLAST和vPower平台的HTR-PM启停堆过程仿真分析 被引量：2
14
作者 高强 周志伟 +2 位作者 周杨平 眭喆 马远乐 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2012年第3期115-120,共6页
将THERMIX/BLAST程序嵌入至vPower仿真平台,开发球床模块式高温气冷堆示范电厂(HTR-PM)工程模拟机。在该工程模拟机上进行双堆冷启动过程和双堆正常冷停堆过程的模拟仿真,分析2种工况中反应堆功率、氦气流量、蒸汽发生器出入口参数及汽... 将THERMIX/BLAST程序嵌入至vPower仿真平台,开发球床模块式高温气冷堆示范电厂(HTR-PM)工程模拟机。在该工程模拟机上进行双堆冷启动过程和双堆正常冷停堆过程的模拟仿真,分析2种工况中反应堆功率、氦气流量、蒸汽发生器出入口参数及汽轮机入口蒸汽参数等关键参数的变化趋势,总结双堆冷启动过程和双堆正常冷停堆过程的运行特点。结果表明,2个反应堆在运行过程中互相影响,二回路参数变化是2个反应堆耦合的结果。 展开更多
关键词 HTR-PM THERMIX/BLAST vPower 启动 停堆
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日本示范快堆的设计现状
15
作者 刘云娇 《国外核新闻》 北大核心 1993年第11期11-12,共2页
【《日本原子》1993年7月号第7页报道】日本原子力发电公司(JAPC)继文殊快堆之后,一直在从事示范快堆(DFBR)的设计研究工作,该公司是负责 DFBR 堆建造与营运的主要部门。JAPC 公司用2年时间(1990至1991年)进行了 DFBR 堆的初步概念设计... 【《日本原子》1993年7月号第7页报道】日本原子力发电公司(JAPC)继文殊快堆之后,一直在从事示范快堆(DFBR)的设计研究工作,该公司是负责 DFBR 堆建造与营运的主要部门。JAPC 公司用2年时间(1990至1991年)进行了 DFBR 堆的初步概念设计研究和其商业化前景的评价研究。 展开更多
关键词 设计现状 文殊 子力 中间热交换器 概念设计 主要部门 停堆 旋转屏蔽塞 备用停堆系统 蒸汽发生器
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核电厂信号质量位应用及设计优化
16
作者 王权 《电子技术应用》 2022年第S01期209-211,共3页
核电厂采用数字化控制系统以来,发现了多起因信号质量位误触发而导致的停堆事件,结合核电厂近几年发生的数起有典型意义的案例,进行分类归纳和总结,梳理出技术和管理共性薄弱环节,提出改进的措施和建议,实施必要的改造,希望能从根本上... 核电厂采用数字化控制系统以来,发现了多起因信号质量位误触发而导致的停堆事件,结合核电厂近几年发生的数起有典型意义的案例,进行分类归纳和总结,梳理出技术和管理共性薄弱环节,提出改进的措施和建议,实施必要的改造,希望能从根本上解决问题,防止事件的重复发生,有效降低非计划停机停堆等瞬态事件发生的次数。 展开更多
关键词 核电厂 停堆 信号质量位
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2011年全球核电机组的变化情况 被引量：1
17
作者 伍浩松 《国外核新闻》 2012年第1期10-11,共2页
【本刊2012年1月综合报道】截至2011年12月31日，全球共有435台现役核电机组，总净装机容量为368．186GWe；有5台机组处于长期停堆状态；另有63台机组正处于建设阶段。
关键词 核电机组 装机容量 停堆
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AP1000循环水系统逻辑优化分析
18
作者 许强 宋慧斌 田立国 《科技创新与应用》 2022年第6期76-78,共3页
丧失循环水将直接影响电站的稳定运行并产生大的瞬态。文章根据三门核电循环水系统的系统构成和电站的保护逻辑配置,结合实际工作实践,分析在丧失循环水情况下电站的响应,提出导致主蒸汽安全阀开启并可能触发安全系统动作的主要风险,并... 丧失循环水将直接影响电站的稳定运行并产生大的瞬态。文章根据三门核电循环水系统的系统构成和电站的保护逻辑配置,结合实际工作实践,分析在丧失循环水情况下电站的响应,提出导致主蒸汽安全阀开启并可能触发安全系统动作的主要风险,并给出优化逻辑和瞬态处理建议,对今后运行工作中的瞬态处理有较高的参考价值,对后续项目的设计也有借鉴价值。 展开更多
关键词 循环水 主蒸汽安全阀 停机 停堆
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某核电机组汽轮机超速保护控制反复动作原因分析与处理 被引量：1
19
作者 郑军伟 赵东阳 刘东亮 《核安全》 2021年第3期59-64,共6页
为查明某核电机组受电网短时故障影响发生汽轮机超速保护控制反复动作的原因,制订解决方案避免问题重发,本文根据汽轮机转子力矩平衡方程得出汽轮机加速度初始值与甩负荷值成正比的结果,给出了以额定负荷平台甩空载数据为基准的加速度... 为查明某核电机组受电网短时故障影响发生汽轮机超速保护控制反复动作的原因,制订解决方案避免问题重发,本文根据汽轮机转子力矩平衡方程得出汽轮机加速度初始值与甩负荷值成正比的结果,给出了以额定负荷平台甩空载数据为基准的加速度计算式;由控制系统记录得出汽轮机超速保护控制反复动作的直接原因是超加速度保护反复触发;基于汽轮机超速保护控制设计功能和其反复动作期间汽轮机转速得出超加速保护的转速判断阈值偏小的结论;根据额定负荷平台甩厂用电和甩空载试验数据得出可以提高转速判断阈值的结果;基于额定负荷平台甩空载数据计算出汽轮机从额定负荷瞬间甩掉50%的额定负荷后第1个转速峰值为额定转速的102.26%;给出转速判断阈值应小于该峰值的结论。该机组的转速判断阈值最终调整为额定转速的102%。 展开更多
关键词 核电厂 汽轮机 超速保护控制 加速度 停堆
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10MW高温气冷实验堆吸收球停堆系统设备热态试验 被引量：1
20
作者 黄志勇 刁兴中 周惠忠 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2004年第3期230-234,共5页
碳化硼吸收球停堆系统是 10MW高温气冷实验堆的第二停堆系统 ,其功能是 ,在控制棒失效时 ,吸收球落入反射层的吸收球孔道 ,以达到紧急停堆的目的。介绍了在堆外、空气介质、150℃工作温度条件下 ,对吸收球传动机构设备进行的热态考验、... 碳化硼吸收球停堆系统是 10MW高温气冷实验堆的第二停堆系统 ,其功能是 ,在控制棒失效时 ,吸收球落入反射层的吸收球孔道 ,以达到紧急停堆的目的。介绍了在堆外、空气介质、150℃工作温度条件下 ,对吸收球传动机构设备进行的热态考验、传动试验和落球试验。结果表明 ,吸收球停堆系统 7套设备均达到了传动机构工作正常、落球时间在 3min之内、球位指示正确等设计要求。 7套设备安装到 10MW高温气冷实验堆上之后 ,在堆上进行了氦气介质下的热态落球试验 ,其结果达到设计规范的要求。 展开更多
关键词 10MW高温气冷实验堆 停堆 控制棒 氦气 反射层 碳化硼 空气介质 工作温度 传动机构 设备安装
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