摘要：针对研究堆动态参数测量现有方法不足,基于反应堆中子噪声分析方法,设计了一套核功率测量系统.该系统通过对信号前置放大和信号调理的自适应控制测量反应堆临界后的核功率,实现反应堆中子噪声和核功率的智能化、自动化监测.试验测量结果表明:该系统测量的核功率与中子注量率分布测量的理论计算功率值一致,验证了系统测量的有效性,为反应堆核功率测量提供了一种便捷、可靠的测量手段.

摘要：核电站反应堆功率能否稳定控制对于核电站的运行安全至关重要。本文从反应堆功率测量和校正原理出发,对核电站发生热功率漂移对核功率控制的影响进行深入分析,并有针对性的提出设计改进措施,优化操纵员的干预策略。

摘要：作为数值反应堆中必不可少的物理和热工部分,中广核研究院有限公司开发了三维物理热工耦合分析软件,通过动态链接库技术实现了自主研发的核反应堆系统瞬态分析软件和三维核设计软件的耦合,并已与国际基准题结果对比验证。本文为耦合软件的应用,围绕华龙一号的落棒分析问题,开展不同落棒组合的耦合计算分析,并研究停堆棒组落棒和温度调节棒(R)棒组两组落棒对堆芯功率的影响。分析结果表明,非中心对称的棒组落棒事故会导致堆芯径向功率出现不对称,并使得堆芯出口回路温度不同。落棒反应性价值越大,R棒调节后的稳态功率回升相比初始稳态差异越大,DNBR公式计算值的变化趋势与功率呈现相反规律。

摘要：原有的反应堆轴向功率偏差报警系统在实现功能的同时设计较为简单,没有考虑到某些异常工况的出现,这种异常工况可能会造成结果不是很理想,因此,本文专门对此进行了研究,提出一种对反应堆轴向功率偏差报警系统进行设计优化的方案,以达到预期的控制和指示目标。设计优化方案在设备实施时,由于KMP仪表硬件本身固有的局限性,在KMP仪表的调试期间引起了较多突出的问题,本文对这些问题也进行了研究。

摘要：以某1 000 MW机组核电站压水堆设计及试验数据为依据,将燃料组件沿轴向分为若干个控制体,利用MATLAB软件对临界热流密度(CHF)特性进行了计算。计算结果表明:正常运行工况下沿冷却剂流动方向,冷却剂温度从下部第一个控制体到最上部控制体,温度变化趋势为先慢后快最后变化平缓,最高温度值出现在堆芯出口处;燃料棒表面温度变化与核功率有一定的相关性,核功率比较大的燃料棒中间区域热流密度也较大;各核功率状态下偏离泡核沸腾比(DNBR)最小值出现在中间稍偏上的控制体处,DNBR值总体上呈两头大中间小的趋势;最高核功率状态下,最小DNBR值最接近1.3,实际热流密度最接近CHF,出现CHF现象的概率增加,运行过程中应防止反应堆超功率运行。

摘要：失控提棒是核电厂中发生频率较高的事故。为了了解该事故发生时核功率、堆芯核通量、堆芯热流密度的表现形式,以某机组压水堆运行核电站设计数据为基础,利用RELAP5进行了反应堆失控提棒反应性引入计算分析。计算结果表明,在次临界状态、热态零功率或有功率状态下,事故过程中核功率响应,虽然在瞬态中的核功率峰值很大,但时间很短,能量释放和燃料平均温度的增加并不大。控制棒组失控提升连续引入反应性,使核功率迅速增长,但功率的增长将被负的多普勒反应性反馈所限制。在高反应性引入速率时,堆芯核通量上升很快,高核通量信号会导致停堆事件的发生。由于燃料和冷却剂系统液体热容的影响,堆芯热流密度将滞后于核通量的增加。为了避免燃料元件包壳损坏,就应该使反应堆保护系统能够在偏离泡核沸腾比(DNBR)下降到限值之前终止该事故。