摘要：基于目前中国改进型三环路压水堆(CPR1000)部分机组存在因中间量程电流饱和导致无法在48%额定功率(P_n)完成定值标定及核电厂大修经济性考虑,采用MCNP程序及核设计软件包SCIENCE,研究分析中间量程保护定值标定的新方法。分析结果表明,中间量程保护定值标定调整至30%P_n功率平台实施,采用改进方法标定的保护定值更接近于设计值。

摘要：红沿河核电厂1号机组首次启动过程中,核仪表系统(RPN)中间量程通道闪发异常电流导致反应堆停堆。通过对中间量程通道工作原理分析和现场故障排查,并进行模拟实验,确定故障根源为中间量程通道的量程切换处理过程存在缺陷,制定并实施了基于参数优化的解决方案。

摘要：“华龙一号”作为自主研发的第三代核电站,与国内二代及二代加核电站相比,堆外核仪表系统(RPN)的探测技术存在较大的不同。首堆示范电站上,RPN系统中间量程采用了裂变室中子探测器,在此之前国内核电站的使用裂变室作为堆外核测仪表应用较少,相关经验欠缺。通过深入研究裂变室的工作原理、硬件构成、信号处理方式,充分识别中间量程测量方案中的潜在风险。坎贝尔模式下的自动增益和量程切换仿真验证,裂变室的重叠性检查策略的模拟推演等,都是基于风险识别,提前做的积极应对。相关研究,验证成果能够为后续新堆型的裂变室设计应用、调试以及运维阶段提供重要参考。首次将裂变室用于高中子注量率停堆保护的后备手段,这是全新的实践探索,可为后续堆外核仪表系统的优化和改进提供借鉴。

摘要：对于核电厂运行,堆外核测仪表系统是一个至关重要的系统。中间量程使用裂变室探测器,在当前国内核电站的设计中,裂变室作为堆外核测仪表应用较少,相关经验欠缺。本文将对中间量程探测器的处理过程进行简要分析,通过分析明确其输入信号与输出功率之间的关系。

摘要：核仪表系统(RPN)作为核电站的实时监测系统,需要三个量程的软件提供一系列的参数来作为判断基准,当测量到的这些参数超过设定阈值时,便会触发停堆或联锁信号。中间量程在整个装料和临界前的一系列试验过程中,都需要进行电流的测量和监测。通过对福清核电核仪表系统(RPN)中间量程饱和问题进行分析,能够更好的了解福清核电RPN系统的设计特点和先进性,从而达到对反应堆进行保护和控制的目的。并且从中了解到国外生产厂家RRCN在设计RPN系统软件时的一些设计思路和设计理念,从而为将来国产化RPN系统提供一些理论依据。

摘要：某压水堆核电厂调试启动期间核仪表系统(RPN)中间量程通道(IRC)的输出电流在核功率(Pn)小于30%FP时提前达到饱和值。首循环换料设计方案(FCRS)确定后,IRC提前饱和的主要影响因素是探测器出厂热中子灵敏度(SF)。根据未能紧急停堆的预期瞬态(ATWT)设计功能和RPN安全准则,得出IRC提前饱和造成ATWT允许信号实际阈值低于设计期望阈值是可接受的结论。IRC提前饱和时,必须在饱和点以下选择Pn作为ATWT允许信号阈值,以确保ATWT允许信号可正确触发。提出采用首循环18个月换料设计方案(FCRS18)的机组应选用SF较小的探测器,以降低IRC提前饱和问题发生的几率。

摘要：通过分析停堆后堆外r吸收剂量率变化趋势,得出紧急停堆后的重新临界过程中IRCγ过度补偿有触发SRC中子计数率高停堆的风险。根据IRC和SRC测量功能,得出IRCγ欠补偿有导致停堆后和达临界期间堆外核功率测量失效的风险。基于气体电离室的工作气体成分和压强对其饱和起始电压和饱和电流影响的理论及实验结果,分析指出Y4核电厂IRC探测器的气体压强小于设计值,根据探测器的补偿负高压与电流对应关系,指出其IRCγ欠补偿是由补偿负高压设置不当所致。根据γ电离电流随氩气压强变化趋势,判断F2核电厂IRCγ过度补偿是由探测器的补偿室气体压强高于测量室气体压强所致。

摘要：分析了堆外核测量系统中间量程裂变电离室工作原理及宽量程测量的多种工作模式,根据其多工作模式特点研究宽量程中子注量率测量技术,探讨了上堆试验方法。对裂变室脉冲模式和均方压模式情况在反应堆进行性能验证,验证结果表明,该探测器具有超宽的量程范围,探测器输出与中子注量率在脉冲计数模式线性度最大值为1.16%,均方压工作模式线性度最大值为2.06%,中子通量测量上限可达到1010 cm^(-2)·s^(-1)量级,符合AP系列堆外核测量系统中间量程通道的宽量程使用要求,可广泛应用于核电及船用堆外核测量监测系统。

摘要：反应堆核仪表系统通过一系列布置在堆外的中子探测器进行反应堆中子注量率测量,为反应堆启动、运行和安全提供初始测量信号。中间量程中子注量率测量范围超过6个量级,同时探测器输出的电流十分微弱,最小达到10 pA,对测量技术要求较高。线性电流测量方法会产生由量程切换带来的测量跳变,影响反应堆周期测量稳定性,从而影响反应堆安全。本文详细分析了对数测量原理,利用对数放大电路具有宽动态范围的特点,实现了很宽的动态范围的中子注量率快速测量,避免了量程切换带来的测量数值跳变,提高了中子注量率测量和周期计算的精度。模拟探测器信号输入10 pA~100μA的微电流进行测量,结果表明,对于范围达7个数量级的输入电流,测量的相对误差低于0.5%,该方案适用于反应堆中子注量率的中间量程测量。

摘要：作为核反应堆测量系统的重要组成之一,堆外核测量系统能够实时连续测得反应堆物理参数。核电站堆外核测量数字仪表控制系统的设计需要采用模块化的方法来提高设计效率,以提升设备的可靠性和可维护性。设计了堆外核测量系统的模块化构建方案。该方案以基础模块为基础,由源量程、中间量程、功率量程三个部分构建了整个系统。在此基础上,设计了堆外核测量系统机柜。该机柜能够接收探测器的信号,经处理后将计算结果和设备状态等综合信息发送至其他系统。在不同工况下,综合各项鉴定标准的机柜通过了功能性能试验、长期稳定性试验、堆上测试和鉴定试验。电磁兼容试验、环境试验和抗震试验结果证明,该方案能够在核电仪控设备中批量化应用,并且有利于实现堆外核测设备的数字化。