堆芯核测探测器故障处理及现象分析

反应堆堆芯核测系统是核电站核测量系统的一个重要组成部分,其主要作用是测量反应堆堆芯功率分布,校刻堆外核测系统和提供堆芯燃耗的历史数据。而微型裂变室探测器是堆芯核测系统中子注量率测量部分的主要元件,多个探测器故障将失去堆芯核测的测量作用迫使机组退防,影响机组安全稳定运行。分析福清核电运行过程中出现的探测器故障,总结维护探测器的经验。     

核反应堆进行MUR时流量测量技术讨论

MUR技术即反应堆小幅功率提升,旨在安全的前提下重新捕获现有反应堆堆芯功率测量不确定度,从而提高反应堆功率。MUR执行的关键技术点之一就是如何提高主给水流量测量精度,在国家“3060”的大背景下能够以较低成本有效提高核电发电功率。讨论现有的孔板流量测量技术及超声波流量测量技术,并分析孔板流量测量的局限性。     

加快小堆示范工程国内开建

正中核集团正在研发以热电联产为主要用途的10万千瓦的先进小型压水堆ACP100技术。加快ACP100示范工程国内开建,实现科技成果商品化,助推我国小堆技术抢滩全球市场,打造新能源出口的新亮点,是核工业发展的迫切现实需要及内在诉求。小堆比较优势显著。一是小堆可实现比三代压水堆更高的安全性。小堆一般具有一些特殊的堆芯安全设计特点,如反应堆冷却剂系统一体化或     

中广核集团自主化先进反应性仪与动态刻棒技术打破国外垄断

正反应性是描述反应堆偏离临界程度的重要动态参数,针对核电站开发的反应性测量和动态刻棒装置是反应堆零功率实验阶段的重要测试装置,在核电站装料、倒换料和运行期间,有效监测反应性的变化。该装置可在每次堆芯装载发生变化时,及时准确地给出反应性,同时结合控制棒的位置数据,通过控制棒的提升或下降,完成对控制棒价值的刻度,大大缩短核电站的启动和调试时间,是核电站安全性、可靠性、经济性的重要保障。目     

速递

<正>中科院:将推出世界首台迷你"核电宝"日前,我国铅基快中子反应堆研发工作取得重大突破,铅基反应堆核心技术实现了自主化,并跻身到了世界领先水平。沿用此项技术,未来,我国还将率先推出只有集装箱大小的迷你型核电源装置"核电宝"。经专家组鉴定,由中科院核能安全技术研究所设计研发的世界规模最大、功能最全的"铅基堆冷却剂技术综合实验回路"和"铅基堆冷却剂氧测控技术",实验能力和运行参数达到国际领先水平,实现了核心技术自     

废中子温度测量通道抽取装置主要问题及改进

田湾核电站1号、2号机组反应堆堆芯中安装有54个中子温度测量通道,当中子温度测量通道出现故障或到达使用寿期时,需使用废中子温度测量通道抽取装置将其拆除。介绍废中子温度测量通道取出装置的结构、工作原理,阐述抽取装置使用过程中出现的主要问题原因及优化改进措施。     

两相流体流量测量的采样分流方法研究

从气体与液体等流体中取样,将单相液体分流出来,对单相液体流量进行测量,以明确被测液体与气体的流量。测量单相液体能够有效避免气液流体波动而影响测量精度。研究表明,取样流体流量和总流量比值存在线性关系,并对液体取样装置进行设置,对液体、气体两相流展开实验。     

裂变反应堆类型简介

裂变反应堆类型很多。裂变反应根据堆内中子能量大小,分为快中子反应堆和热中子反应堆等堆型;以水作为慢化剂的热中子反应堆根据氢原子中的中子数不同,可以分为轻水堆(LWR)、重水堆等堆型;轻水堆根据冷却剂状态不同,可以分为压水堆、沸水堆等堆型。     

反应堆冷却剂泵振动诊断分析及处理

对核电站两台反应堆冷却剂泵的振动进行诊断分析,确定引起泵振动原因,并通过动平衡试验有效降低了泵的振动,保证了泵的安全、可靠运行。     

高温气冷堆固有安全特性

<正>高温气冷堆固有安全性分析反应堆的安全特性一般包括:自然安全性、非能动安全性、能动安全性、后备安全性等。自然安全性是指由反应堆自身的物理、化学及核特性实现安全功能,不需要借助其他外部装置。通常,固有安全性特指自然安全性,即反应堆本身具有的安全特性。高温气冷堆的固有安全性通过八个方面来实现:温度效应、裂变产物的积累效应、燃耗效应、高性能的燃料元件、较低的堆功率密度、较大的堆芯热容量、较     

核电厂反应堆指套管磨损过快治理技术探索

核电厂堆芯指套管为核电厂反应堆中子通量测量探头提供导向和通道。指套管磨损泄漏将破坏核电厂反应堆一回路压力边界，严重影响核电厂安全稳定运行。分析核电厂反应堆指套管磨损过快的主要原因。针对磨损过快原因，分析和探讨各种指套管磨损治理技术的应用效果，为核电厂反应堆指套管磨损过快的问题解决提供参考借鉴。     

田湾核电站

2005年10月17日,国家核安全局印发了《关于批准田湾核电站1号机组首次装料的通知》(国核安发[2005]101号),批准田湾核电站1号机组首次装料,并颁发了《田湾核电站1号机组首次装料批准书》。10月18日,1号机组开始首次装料。10月26日,全部163组燃料组件顺利装入反应堆堆芯,并安全就位。10月27日,完成了堆芯装载正确性、核燃料组件头部高度和堆芯异物检查工作,检查结果小巧满足设计要求。田湾核电站正式进入带核运行状态。11月11日,完成了反应堆组装及主回路注硼工作,12月20日,1号机组反应堆实现首次临界。2号机组土建、安装施工已基本完成,机组…     

PLC在破损燃料定位系统中的应用

破损燃料定位系统(简称63105系统)应用于CANDU-6型重水堆核电站中。主要作用是在核电站反应堆内发现破损燃料后,在维持反应堆功率不变的前提下,投运破损燃料定位系统,在自动模式下分别对来自380根燃料通道的主热传输重水样品进行缓发中子的扫描检测,以确定破损燃料棒束所在的确切通道。然后在手动模式下对检测出来的通道实行持续监测,最后通过不停堆换料的方式,将破损的燃料组件更换出堆芯,也保证了电站正常运行对环境和公众的安全承诺。     

日本福岛核事故将对我国核电产业产生六大影响

2011年3月11日下午,日本东北部海域发生里氏9级强烈地震,并引发大规模海啸,造成重大人员伤亡,并导致福岛第一核电站部分机组应急堆芯冷却系统遭到海啸破坏,丧失冷却功能,导致部分堆芯熔化.1号、3号机组反应堆厂房氢气聚集引发爆炸,2号机组反应堆压力容器破损,4号机组起火,事态不断恶化并严重影响周边地区安全.经过中国国家原子能机构组织专家对国际原子能机构3月21日提供的最新数据进行分析,认为日本福岛第一核电站事故目前已趋于稳定.但这次核事故将会对我国乃至整个世界的核电发展产生一定影响.     

华龙一号反应堆堆芯启动物理试验优化研究

核电厂反应堆调试阶段需要完成大量试验，以确保堆芯关键参数和设计值的误差在允许范围内，但试验阶段将占用大量时间。为了在保证安全的前提下尽可能提高核电厂的经济性，对核电厂的一系列试验进行优化十分有必要。针对华龙一号核电站的设计特征，基于物理试验方法和相关标准及国内核电站启动物理试验方面的实践反馈和研究成果，对核电站物理试验进行优化研究，为后续核电站安全、高效地实施启动物理试验提供参考和改进思路。     

钴-59调节棒更换后的物理验证试验

为生产钴-60同位素,秦山三核在104大修期间将原不锈钢调节棒更换为钴-59调节棒。为验证新换入的钴-59调节棒是否满足设计要求,并确保换入新调节棒后的反应堆处于安全状态,秦山三核进行了一系列物理验证试验,包括调节棒价值测量、堆芯通量监测等。经过上述试验,确认新调节棒性能与原不锈钢调节棒相当,换入新调节棒后的堆芯运行于安全状态。     

活塞式流量标定装置设计方案选择—3种装置的结构分析对比

增加流量计标定频度,采用实测流体标定或进行在线标定,以及提高标定系统的精度是提高流量计量精度的最有效措施。为达到此目的,国内的石油、石化系统近年来引进了大量活塞式流量标定装置(以下简称装置)。这些装置结构型式虽不尽相同,但都具有准确度高、复现性好、量程比大、体积小、机动性好的优点。这些优点可以说是代表了流量标定装置的发展趋势,只是价格昂贵。因此,我国自行设计制造这种装置以取代进口,无论是从经济的角度看,还是从技术的角度看,都是势在必行的。     

模式5C工况下失去一台停冷泵的响应

机组在模式5C工况下失去一台停冷泵后．通过调整可运行的停冷泵的出口阀及旁路阀的开度,重新建立低水位状态,从而在最短的时间内恢复堆芯的冷却流量。减少燃料包壳损坏的可能性和减轻人员工作负担。     

为高安全性而奋战——控制棒驱动线冷态试验研究中的故事

<正>ACP100小堆别看身板小,在其每一个尺寸、每一个部件或每一个结构的背后,却都有那么一群科研队伍在攻坚克难,为了它的高安全性能而奋战。反应堆控制棒驱动线冷态试验团队正是其中的一员。新型专利出炉和传统反应堆相比,ACP100的许多设计结构都进行了改进和优化,驱动机构也不例外。为了获得快速落棒条件下的瞬态冲击力,需要在导向管内安装测量装置。可小堆安装空间尺寸缩小,且导向管内压力高,测量装置     

秦山二期扩建机组主回路失去强迫循环的运行分析

秦山二期扩建机组是典型的压水堆核电站,反应堆一回路具备一定的自然循环能力,在发生全厂失电事故时,能够导出反应堆的剩余余热,保证核电站反应堆的安全.在日本福岛核事故发生后,人们对反应堆的安全提出了更高的要求,非能动这个词渐渐进入了每个核电工作者的脑海中.主回路失去强迫循环依然能带出堆芯剩余热,这对于秦山二期扩建机组来说,就是对非能动这个词一个很好的诠释——减轻了主系统对外界电源的依赖.本文通过对反应堆主回路强迫循环和自然循环的解析,建立起一套适合秦山二扩的自然循环模型.通过分析自然循环模型的组成,推导出影响自然循环建立的几大因素,并利用仿真模拟机加以验证,最终得出相应的运行对策.