反应堆保护系统

摘要： 作为首次采用Tricon数字化平台实现的核电厂反应堆保护系统,方家山核电厂保护系统体现了数字化技术的强大优势,但也不可避免地遇到一些问题。通过对方家山核电厂反应堆保护系统自商运以来的运行维护经验进行总结,归纳出几类典型问题,并通过实际案例进行深度剖析,提出合理可行的改进措施及建议,为数字化平台在其他核电厂设计、调试、维护提供十分重要的指导和借鉴意义。

摘要： 秦一厂反应堆保护系统是基于TXS平台的数字化系统,其安全可靠性直接关系到核电厂的安全稳定运行。本文描述了秦一厂在功率运行期间反应堆保护系统A1通道停堆断路器跳闸的故障现象、原因分析、故障处理以及后续行动,使反应堆保护系统的此类故障率降低,维护系统的稳定性。

摘要： 随着数字化仪控DCS系统在核电站的应用,DCS在反应堆保护中便具有了至关重要的作用。在核电站建设和运行期间,基于DCS系统平台实现的反应堆保护系统,其响应时间是确保核安全的一项重要指标。为了提高测量的精度和效率,主要介绍了一种安全仪控系统响应时间测量装置的设计和应用,主要内容包括硬件架构设计、信号采集、信号输出、软件功能、响应时间测量原理和使用方法。采用该装置高效地完成了田湾5、6号机组反应堆保护系统响应时间的测量任务,大幅度缩短了机组的调试周期。

摘要： 随着数字化技术的发展,核电厂反应堆保护系统(RPS)内部的硬件和软件容易受到共因失效的影响。采用数字化混合平台是RPS应对共因失效的新方法。研究采用动态的Markov分析方法,综合考虑设备故障率和维修旁通两种因素建立系统级模型。在停堆功能拒动事件下,定量分析数字化混合平台RPS停堆功能的可靠性,并与“数字化单一平台RPS”以及“多样化驱动系统——RPS”两种系统的停堆功能可靠性进行对比。结果表明:数字化混合平台通过建立内部多样性的方法,降低共因故障对RPS可靠度的影响,提高了停堆功能的可靠度;多样化驱动系统作为RPS的外部多样性后备,同样既削弱了RPS内部共因故障的影响,又提升了停堆功能的可靠度。

摘要： 【美国X能源公司网站2022年3月2日报道】美国X能源公司(X-Energy)近日交付了小型高温气冷堆Xe-100反应堆保护系统原型机的第一组设备,这意味着X能源公司在美国能源部“先进反应堆示范计划”资助下开展的Xe-100商业化工作取得突破性进展。Xe-100反应堆保护系统原型机由X能源公司与岩溪创新公司(Rock Creek Innovation)耗时两年联合开发,由4组设备组成。

摘要： 伴随某发电厂机组启动试验圆满完成,为使得相关工作人员了解发电厂蒸汽供应系统自动控制优化工作的内容,本文介绍了在机组启动试验中发现的几个重大问题,运用自动控制原理优化方案,通过模拟验证、仿真,使控制系统尽可能吻合系统参数,保证工艺系统参数正常,不发生自动逻辑保护动作,为维修人员、相关工作人员讲解问题处理过程,并在后续机组中得以实践,减少了机组调试时间,取得了一定经济效益。

摘要： 福清核电M310机组反应堆保护系统是基于Tricon平台实现的,当前该平台采取的常规预防性维修策略未与项目实现适应性匹配,缺乏针对性和老化管理,制约了电厂成本控制和维修效率提高。以功率运行和定期试验两类常见的机组状态作为分析范围,以部件层级设备作为分析对象,确认出基于Tricon平台的反应堆保护系统故障会导致严重后果的信号回路和设备部件,进而提出合理的预防性维修策略,以增强预防性维修的针对性,解放无效的人力和物力资源,增强关键设备的关注度,进一步提高维修质量和设备可靠性。

摘要： 目前IEC61508中的原理与方法已经被国际上流程工业、机械工业、医药、交通等与安全相关的控制领域广泛接受,但是在核电仪控领域,相比较故障树、可靠性框图、马尔科夫等可靠性计算方法,IEC61508的应用并不广泛.因此,本文采用IEC61508第六部分对典型的核电厂反应堆保护系统可靠性进行计算,并与可靠性框图计算方法比较,验证IEC61508中的可靠性计算结果相比可靠性框图计算数量级一致且略微保守,可以在核电仪控领域推广使用.

摘要： 本文首先介绍了反应堆保护系统响应时间自动化测试装置的开发背景,针对保护通道响应时间T2测试逻辑复杂、工期短、拆接线难度大、隔离措施要求高等特点,提出了开发全自动化测试的方案,结合核电机组保护系统设备布置的特点和安装方案,提出了利用测量电缆作为通讯媒介的方案,论证了自动化测试关键技术通道选择的总体设计方案和具体实现;最后,通过对福清5号机组保护系统响应时间测试的实施,验证了自动化测试通道选择方案的可行性.该方案为其他同类型核电机组的反应堆保护系统响应时间测试自动化装置开发提供了参考.

摘要： 本文主要介绍一种系统可靠性定量分析方法.文章以组成系统最小回路的各个卡件的失效率作为分析系统可靠性指标的输入,根据系统本身组成以及表决规则,采用故障树分析方法,计算出包含拒动概率、误动率、可用性等的系统可靠性指标.此计算结果不仅验证了系统的可靠性要求,也为系统可靠性分析提供了理论支撑,此分析方法也适用于其他反应堆保护系统.

摘要： 反应堆保护系统是核电站最重要的安全系统,对其实施维修是保障其安全可靠运行的必要手段.HTR-PM600由6个反应堆模块组成,每个反应堆模块配备一套保护系统.若HTR-PM600保护系统的维修仍沿用传统单模块核电站的策略,其维修成本将是传统单模块核电站的6倍,单位功率维修成本将显著增加.此外,维修活动对反应堆保护系统也存在一定的不利影响,选取合适的维修周期,才能确保安全可靠性.因此,为了降低HTR-PM600保护系统维修成本,保证其安全稳定运行,有必要对HTR-PM600反应堆保护系统的维修策略开展相关研究.本文对反应堆保护系统维修策略的现状和优化模型进行了调研,并对HTR-PM600保护系统维修策略的优化开展了初步研究.

摘要： 本文应用ANSYS建立反应堆保护系统安全级机柜有限元模型，计算其在自重及地震载荷下的模态和应力结果，并依据RCC-M应力限制要求，判定安全级机柜分析结果满足抗震要求，确保了反应堆系统安全级机柜的抗震性能。

摘要： 反应堆保护系统的可靠性研究是核电站仪控领域的热门课题。本文以高温气冷堆示范工程（HTR-PM）的反应堆保护系统为研究对象，讨论保护系统可靠性研究的失效模式与影响分析（FMEA）方法。首先介绍HTR-PM保护系统的功能和结构，以及FMEA分析的目的、方法和步骤，之后对HTR-PM的保护系统进行初步的FMEA分析。本文的工作为进一步开展HTR-PM保护系统的可靠性研究提供了基础

摘要： 高温气冷堆示范工程反应堆保护系统属于安全级（1E级）系统，是反应堆仪表与控制系统重要的组成部分之一。本保护系统在设计中采用四通道冗余和两级四取二表决的结构，以降低误动作概率并提高系统可靠性。为减小软件共因失效的潜在危险，在保护系统内部采用保护变量分组方法实现了保护功能的多样性。

摘要： 反应堆保护系统是核电站重要的安全系统之一，对保护核电厂设备及人员的安全、提高核电厂利用率有举足轻重的作用。我国在数字化保护系统的研究从20世纪90年代开始，已经基本不存在实现数字化保护系统的技术及设备障碍，以正在开工建设的固有安全性高的第4代核反应堆.高温气冷堆-示范工程为依托，实现数字化反应堆保护系统的国产化，对于我国整个核电产业的国产化是一个很大的贡献。

摘要： 秦山核电站是中国内地第一座核电站:也是国内在役核电站中第一个采用数字化技术改造基于模拟技术的反应堆保护系统的核电站.秦山核电站的反应堆保护系统数字化改造项目是国际上采用相同数字化核电站安全级仪控技术平台(AREVA NP 公司的TELEPERM XS)实施改造的项目中工期最短的项目,整个项目从主设备合同签订到设备投入使用只用了28 个月时间,同时也开创了国内在役核电站使用成熟的数字化技术改造安全级仪控系统的先河,具有非常重要的现实意义.本文侧重于详细介绍项目工程实施的两个重要阶段--设备安装和系统调试,以大量的工程实施实例为事实基础,叙述了安装和调试中遇到的主要问题和解决方案,旨在为国内其他在役电站将要实施的安全级仪控系统的数字化改造项目提供可以借鉴的经验和教训.

摘要： 以钍基熔盐堆(TMSR)保护系统为研究对象,采用故障树分析方法,建立了以保护系统误动和保护系统拒动分别为顶事件的故障树,对所建故障树进行定性分析,给出所建故障树的最小割集,并计算了各底事件的结构重要度系数,确定了系统的薄弱环节,给出了保护系统误动率的表达式.

摘要： 以钍基熔盐堆(TMSR)保护系统为研究对象,采用故障树分析方法,建立了以保护系统误动和保护系统拒动分别为顶事件的故障树,对所建故障树进行定性分析,给出所建故障树的最小割集,并计算了各底事件的结构重要度系数,确定了系统的薄弱环节,给出了保护系统误动率的表达式.

摘要： 以钍基熔盐堆(TMSR)保护系统为研究对象,采用故障树分析方法,建立了以保护系统误动和保护系统拒动分别为顶事件的故障树,对所建故障树进行定性分析,给出所建故障树的最小割集,并计算了各底事件的结构重要度系数,确定了系统的薄弱环节,给出了保护系统误动率的表达式.

摘要： 以钍基熔盐堆(TMSR)保护系统为研究对象,采用故障树分析方法,建立了以保护系统误动和保护系统拒动分别为顶事件的故障树,对所建故障树进行定性分析,给出所建故障树的最小割集,并计算了各底事件的结构重要度系数,确定了系统的薄弱环节,给出了保护系统误动率的表达式.

摘要： 本发明涉及一种反应堆压力壳(2)，在反应堆堆芯(6)与用于汽水分离的分离装置(10)之间设置有流体室(8)，其流动横截面面积在分离装置(10)之前变大。通过横截面的扩大实现了对从反应堆堆芯(6)流出的汽水混合物(G)的预分离。优选通过应用该预分离，使得只是在中央区域设置有旋流分离装置(24)，以及仅在旋流分离装置(24)附近设置干燥装置(26)。由此实现了反应堆压力壳(2)的总结构高度的降低。

摘要： 一种轻水反应堆用燃料组件、轻水反应堆炉心设计方法及轻水反应堆用燃料组件设计方法，所述燃料组件设计方法具备：将燃料组件(10)中所含的燃料棒(11，12)根数设为N，将燃料棒中的封入了含可燃性毒物的核燃料物质的装有可燃性毒物的燃料棒(12)的根数设为n，将核燃料物质中可燃性毒物的平均质量比例设为p，将燃料组件全部根数的平均铀235的浓缩度设为e时，通过解析或实验来积累表示多个p·n/N与e的各个组合作为炉心是否成立的炉心判定数据的炉心判定数据积累步骤；基于炉心判定数据来确定判定p·n/N与e的组合作为炉心是否成立的判定式的炉心判定式确定步骤；和基于判定式来判定被暂时设定的燃料组件的构成作为炉心是否成立的炉心成立与否判定步骤。

摘要： 一种核反应堆封头(12)包括容器上封头(14)、贯穿件(36)，该贯穿件沿着贯穿轴线(B)延伸穿过容器上封头(14)以允许控制杆驱动机构(32)的控制轴(34)穿过容器上封头(14)并到达核反应堆(2)的对应的控制引导管(30)，贯穿件(36)包括延伸穿过容器上封头(14)的贯穿管(38)和在贯穿管(38)内并与贯穿管(38)同轴地延伸的热套筒(40)，热套筒(40)和贯穿管(38)之间具有轴向间隙，其中核反应堆封头还包括附接到热套筒(40)的下端上用于与对应的控制杆引导管(30)的上端保持最小间距的间隔件(60)。

摘要： 本发明涉及用于保护反应堆中仪表线的保护装置及反应堆，其中反应堆包括堆芯腔室、用于界定出堆芯腔室的堆芯上板以及堆芯下板；仪表线包括堆芯段，堆芯段穿过堆芯上板伸入至堆芯腔室中；保护装置包括设于堆芯腔室中的支撑组件、以及固定于支撑组件上的保护管；保护管包括供堆芯段伸入的中空管道，本发明保护装置可有效保护仪表线免受水流冲击，且在堆芯卸料后，可稳定固定在堆芯腔室，减轻反应堆换料大修的影响；此外，还可间接地增加仪表使用周期，有效降低电厂成本。

摘要： 用于保护核反应堆的方法和对应的核反应堆该保护方法包括以下步骤：‑步骤(S12)：重建在堆芯的核燃料组件的燃料棒之间释放的最大线性功率密度；‑步骤(S14)：计算棒的热机械状态和燃耗系数；‑步骤(S24)：借助于热机械代码的元模型，通过使用所述重建的最大线性功率密度、计算的热机械状态和计算的燃耗系数，计算在一个棒的包壳中的机械应力或形变能量密度；‑步骤(S30)：将所计算的机械应力或所计算的形变能量密度与相应的阈值进行比较；‑步骤(S32)：如果所计算的机械应力或所计算的形变能量密度超过相应阈值，则停止核反应堆。

摘要： 本发明涉及用于反应堆金属元件以减少进入核反应堆环境的腐蚀产物的保护涂层，尤其涉及隔离涂层被施加到核反应堆水环境中的金属元件以降低和/或减缓反应堆元件金属表面的一般腐蚀和侵蚀-腐蚀。优选地，涂层为0.1微米至0.3毫米薄层的氧化物涂层，例如氧化钛、氧化锆、氧化钽、Al

摘要： 本发明涉及一种压力反应堆堆壳(2)，在反应堆堆芯(6)与用于汽水分离的分离装置(10)之间设置有流体室(8)，其流动横截面面积在分离装置(10)之前变大。通过横截面的扩大实现了对从反应堆堆芯(6)流出的汽水混合物(G)的预分离。优选通过应用该预分离，使得只是在中央区域设置有旋流分离装置(24)，以及仅在旋流分离装置(24)附近设置干燥装置(26)。由此实现了压力反应堆堆壳(2)的总结构高度的降低。

摘要： 本发明公开一种反应堆模型、反应堆通风测试装置与反应堆通风测试方法，所述反应堆模型包括：外壳、堆容器和固定屏蔽部；所述堆容器设置在所述外壳内，所述固定屏蔽部位于所述外壳顶部，所述堆容器壁面与所述外壳之间保留空隙以形成堆坑，所述堆坑为风流过所述堆容器壁面的通道；所述反应堆模型上设置管道接口，用于连接送排风系统以至少向所述堆坑通风。反应堆模型、反应堆通风测试装置与反应堆通风测试方法，利用反应堆模型模拟反应堆原型，该模型具有与原型较高的相似率，同时试验的可操作性好，模型制作成本低。对应的反应堆通风测试装置与反应堆通风测试方法利用所述反应堆模型进行测试，易于操作，节省了开展反应堆通风测试研究的成本。

摘要： 本发明涉及反应堆、反应堆主设备及用于反应堆主设备的隔水环，主设备包括筒体，筒体内设置有堆内构件，堆内构件的周圈与筒体的内壁之间间隔设置。筒体的侧壁上设有接管口，接管口形成有相互隔离的出口通道、入口通道。隔水环包括环形本体和在环形本体的边缘向外延伸设置的延伸部；环形本体的外圈与筒体的内壁面外形对应，环形本体的内圈外形尺寸大于堆内构件的外圈外形尺寸，堆内构件膨胀后，与隔水环的内圈之间密封，使主设备在堆内形成几道独立的环腔，使一回路冷却剂按照小型堆设计意图形成循环回路，让冷却剂可以在主设备内分别从相互独立的通道进行，省去了长的主管道结构，实现了核岛主设备的紧凑布置。

摘要： 本实用新型涉及反应堆、反应堆主设备及用于反应堆主设备的隔水环，主设备包括筒体，筒体内设置有堆内构件，堆内构件的周圈与筒体的内壁之间间隔设置。筒体的侧壁上设有接管口，接管口形成有相互隔离的出口通道、入口通道。隔水环包括环形本体和在环形本体的边缘向外延伸设置的延伸部；环形本体的外圈与筒体的内壁面外形对应，环形本体的内圈外形尺寸大于堆内构件的外圈外形尺寸，堆内构件膨胀后，与隔水环的内圈之间密封，使主设备在堆内形成几道独立的环腔，使一回路冷却剂按照小型堆设计意图形成循环回路，让冷却剂可以在主设备内分别从相互独立的通道进行，省去了长的主管道结构，实现了核岛主设备的紧凑布置。