摘要：棒控棒位系统是核电站的重要组成部分,控制棒驱动机构电流转换时间是反应控制棒可靠、稳定运行的重要参数。为提高转换时间测试效率,通过LabVIEW软件读取数据,计算转换时间,并判断测试结果。利用自动生成的测试记录来实现对人工读取转换时间测试数据的优化。优化后的测试方法可将测试时间由64h缩短为4.5h。通过某RPC供货项目对新测试方法进行实践测试验证,验证结果表明该方法可极大提高测试效率,减少人工错误及人力投入。

摘要：传统的核电厂安全级DCS输入通道试验(T1试验)方法为手动执行,试验数据需手动计算和判定,存在效率低、易出错等缺点。为提升T1试验的测试效率和结果准确性,基于PXI平台标准化模块和嵌入式技术,并结合NASPIC平台特性开发一套便携式的T1试验装置,实现输入通道精度和可用性的自动测试。该装置已在NASPIC平台某安全级DCS产品上进行了验证,实现了T1试验自动化测试。此装置的应用大幅提升了试验效率及数据分析的便捷性,可为其他平台T1试验实现自动化测试提供一定参考。

摘要：核电厂安全级热电偶调理模块响应时间是安全级DCS停堆响应时间的重要组成部分,其性能指标将直接影响停堆响应时间的最终结果。因此,在热电偶调理模块研制过程中,热电偶调理模块的响应时间测试尤为重要。主要研究解决热电偶调理模块输入信号电压变化小及模块多段输出的问题,最终实现使用示波器自动测试和统计热电偶调理模块响应时间。

摘要：为保证反应堆压力容器的传热性能,未对其进行任何表面处理,这导致安装及使用过程中反应堆压力容器表面出现了腐蚀问题。针对该问题,确定了所选用的表面处理技术为超音速火焰喷涂,所用材料为铁基非晶合金。针对所制备的铁基非晶合金涂层进行了孔隙率、厚度、涂层结合强度、热冲击、电化学腐蚀试验、盐雾试验、热导率及拉伸等测试。从表面结构、结合能力、耐蚀性能、对基材性能影响4个方面探究了涂层与表面处理技术在核电领域的适用性,结果表明,涂层与基材结合能力较好,且带涂层的封孔样可在不影响基材传热性能的情况下有效提升基材的耐蚀性能。

摘要：核反应堆控制棒驱动机构是核反应堆中的重要组成部分,其状态检测对于保障核反应堆的安全运行具有重要意义。主要介绍了核反应堆控制棒驱动机构的组成和工作原理,以及常用的状态检测方法,包括振动监测法、射线探测法和电信号分析法等。在此基础上,重点介绍了电感法状态检测原理和电感测量检测方法,并通过试验验证了该方法的可行性和准确性。

摘要：为实现燃料组件下管座的冷却剂压降、异物过滤和结构承载等多种性能的综合提升,本研究提出了一种多目标优化方法。该方法以冷却剂压降和异物过滤效率为目标,优化下管座的关键尺寸参数,并以六边形下管座为例开展了尺寸优化研究。结果表明,采用该方法下管座的冷却剂压降和异物过滤的优化幅度分别达到12.5%和6.3%,并且优化后的最大应力同步降低14.0%,性能提升效果显著。本研究建立的多目标优化方法具有通用性,能够适用于其他类型下管座的结构优化以提升其综合性能。

摘要：为定量研究钠热管轴向热阻分布特性及径向传热特性,开展了钠热管启动过程中轴向传热及稳态径向传热实验。结果表明:启动过程中加热功率对轴向传热等效热阻的影响显著,随着功率的增大,其轴向传热等效热阻先减小后趋于平缓;在低倾角工况下,轴向传热等效热阻显著增大,倾角较大时其影响较小;温度在350℃以下时,蒸汽处于自由分子流状态,汽液界面热阻可达10^(-4)(m^(2)·K)/W的量级,而更高温度下的蒸汽处于连续流状态,汽液界面热阻仅为10^(-6)~10^(-5)(m^(2)·K)/W;热管固液界面上存在可能由氧化层导致的传热热阻,量级为10^(-4)(m^(2)·K)/W,在低温下该热阻占热管径向传热总热阻的60%左右,其随温度的升高略有增大,在650℃时可达总热阻的80%。

摘要：基于固态燃料钍基熔盐堆(TMSR-SF1)的特点,提出了基于多专业耦合的反应堆本体设计方法。参考现有成熟的设计规范,结合固态燃料钍基熔盐堆反应堆本体的结构和功能要求,完成了反应堆本体结构设计方案,并进行了反应堆本体屏蔽设计分析、堆容器上顶盖传热与温度场分析、反应堆结构力学分析,最终通过本体结构设计与多专业分析的反复分析迭代,初步实现了TMSR-SF1反应堆本体设计,满足TMSR-SF1功能要求。此外,通过反应堆结构选材论证和制造可行性分析,确保了结构设计的工程可实施性。

摘要：随着数字化技术的普遍使用,数字化控制系统(DCS)被日益广泛地应用于核电厂的反应堆保护系统,随之而来的是对数字化系统中软件共因故障的关注.纵深防御和多样性策略设计成为解决共因故障的有效措施.为保证核电厂仪控系统4个纵深防御层次的有效性,减少共因故障的发生,以核电厂仪控设计中最重要的设计准则纵深防御和多样性准则为出发点,基于一个安全动作指令完整的信号路径,从纵深防御和多样性的角度分别对信号调理及隔离分配,采集、处理和输出以及驱动信号的优先级处理3个组成部分提出具体的设计需求,指导安全级DCS系统的研发工作,确保开发出的产品能满足核电厂实际应用的特殊需求,从而为核电厂的安全运行提供有力保障.

摘要：输入参数对反应堆系统动力响应的敏感性分析是优化设计的重要前提。以反应堆系统关键部位的接触刚度和间隙为输入变量,利用Sobol法开展了关键输入参数对地震条件下系统动力响应的敏感性分析,得到了全局敏感性系数及输入参数的重要度排序,此外,还采用K-S测度敏感性分析法对结果进行了检验。分析表明:燃料组件地震响应对2个部位的接触刚度变化较敏感,3个部位切向载荷极值均对所在部位接触刚度的变化最敏感。相关方法与分析流程可推广至反应堆冷却剂系统及其他主设备,为优化设计参数的选取提供定量分析手段与数据支持。