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华龙一号堆芯在线监测系统的设计与实现
1
作者 张香菊 蔡利 +6 位作者 王军令 杨梦怡 罗世杰 卢皓亮 彭思涛 厉井钢 王婷 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第7期1406-1412,共7页
不同于CPR1000等二代核反应堆堆型使用的堆底插入式移动中子探测器,华龙一号等三代核反应堆使用自给能中子探测器(SPND)作为反应堆堆芯中子测量硬件,本文详细阐述了华龙一号使用的基于SPND的高精度堆芯监测系统的设计和实现。首先,提出... 不同于CPR1000等二代核反应堆堆型使用的堆底插入式移动中子探测器,华龙一号等三代核反应堆使用自给能中子探测器(SPND)作为反应堆堆芯中子测量硬件,本文详细阐述了华龙一号使用的基于SPND的高精度堆芯监测系统的设计和实现。首先,提出了一种新型SPND信号处理方法,这种方法不仅解决了传统设计软件无法进行高精度SPND电流计算的缺陷,而且还能对测量的SPND进行高精度信号处理,并基于此建立了一种高精度的堆芯三维功率重构方法。随后,描述了基于这套理论模型设计出的华龙一号堆芯在线监测系统SOPHORA,并详细说明了其不确定度分析方法。不确定度分析结果表明,该系统的各项关键参数的精度可以满足高精度堆芯监测的需要。最后,为了确认该系统的性能,对比分析了华龙一号首堆在启堆过程中的测量与理论预测SPND电流的偏差和组件功率分布的偏差。结果显示,该偏差远小于启动物理试验的规程要求。不确定度分析结果和启堆过程中组件功率偏差分析结果的双重验证表明,SOPHORA实现了高精度堆芯监测,其使用的SPND信号处理及堆芯三维功率重构方法具有显著的准确性和可靠性。 展开更多
关键词 华龙一号 SPND 堆芯在线监测系统 SOPHORA
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核电站安全功能测试模型开发和应用
2
作者 穆海洋 李美霖 +1 位作者 谢国宝 管海飞 《电子技术应用》 2023年第S01期32-36,共5页
核电站安全系统相关调试工作的进度安排、一次试验成功率等是制约核电站调试工期的关键因素。为了应对调试期间上下游工艺系统状态限制,田湾核电站3、4号机组基于安全级DCS系统功能测试模型,通过软件脚本构建安全系统的测试工况,大幅降... 核电站安全系统相关调试工作的进度安排、一次试验成功率等是制约核电站调试工期的关键因素。为了应对调试期间上下游工艺系统状态限制,田湾核电站3、4号机组基于安全级DCS系统功能测试模型,通过软件脚本构建安全系统的测试工况,大幅降低了试验的准备难度。同时使用测试脚本批量触发信号,可以精确控制测试需要触发的安全功能和工艺设备,降低试验风险,缩短试验工期。 展开更多
关键词 核电站 DCS系统 安全功能 测试模型
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基于CEEMDAN-GRU的主泵电机绕组温度预测 被引量：1
3
作者 朱一虎 夏虹 +3 位作者 杨波 朱少民 张汲宇 王志超 《应用科技》 CAS 2023年第4期14-20,共7页
针对核电站主泵电机绕组温度的预测问题,提出了基于自适应噪声完备集合经验模态分解(complete ensemble empirical mode decomposition with adaptive noise,CEEMDAN)和门控循环单元(gated recurrent unit,GRU)的预测模型。首先使用CEEM... 针对核电站主泵电机绕组温度的预测问题,提出了基于自适应噪声完备集合经验模态分解(complete ensemble empirical mode decomposition with adaptive noise,CEEMDAN)和门控循环单元(gated recurrent unit,GRU)的预测模型。首先使用CEEMDAN对采集到的绕组温度序列进行分解,经过分量重构得到其高、低频分量和趋势项,在此基础上分别构建各分量的GRU预测模型,将各分量的预测结果叠加集成得到绕组温度的整体预测值。仿真结果表明,与传统的循环神经网络(recurrent neural network,RNN)、长短期记忆(long short-term memory,LSTM)模型和GRU模型相比,本文提出的预测模型在多元评价指标方面均优于其他模型,具有更高的预测精度,验证了该模型的可行性。 展开更多
关键词 主泵 电机 绕组温度 时间序列 状态预测 自适应噪声完备集合经验模态分解 深度学习 门控循环单元
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反应堆保护系统网络通信设计的研究与优化
4
作者 张骏 刘敏 +2 位作者 李广桥 杨宇宁 祁俊杰 《电子技术应用》 2023年第S01期27-31,共5页
反应堆保护系统保障机组在紧急情况下实现反应堆紧急停堆及专设安全设施驱动控制连锁,是关系机组安全的重要仪控系统。通过对网络通信板卡在反应堆保护系统中的作用进行研究,发现在当前设计下存在的安全隐患。通过对保护逻辑及硬件设计... 反应堆保护系统保障机组在紧急情况下实现反应堆紧急停堆及专设安全设施驱动控制连锁,是关系机组安全的重要仪控系统。通过对网络通信板卡在反应堆保护系统中的作用进行研究,发现在当前设计下存在的安全隐患。通过对保护逻辑及硬件设计的进一步研究,提出了相应的优化方案,以降低网络通信板卡故障造成专设安全设施误动的风险,达到提高反应堆保护系统运行稳定性的目的。 展开更多
关键词 反应堆保护系统 网络通信 表决逻辑
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液态金属局部流速测量技术对比研究
5
作者 肖辉 刘志春 +4 位作者 王苏豪 张显均 兰治科 卓文彬 王盛 《湖南电力》 2023年第5期134-143,共10页
流场分布会影响能源系统关键设备内的流量、温度、氧浓度及应力分布,获取准确流场分布可提升结构设计能力及系统运行的可靠性。为选择先进核能系统金属冷却反应堆内合适的液态金属流场测量方式,分析适用于液态金属的局部流速测量技术,... 流场分布会影响能源系统关键设备内的流量、温度、氧浓度及应力分布,获取准确流场分布可提升结构设计能力及系统运行的可靠性。为选择先进核能系统金属冷却反应堆内合适的液态金属流场测量方式,分析适用于液态金属的局部流速测量技术,对比不同测量技术的研究进展及优劣。结果表明,当前尚未有适用于工程的成熟商业化金属流场测量仪器,介入式方法中,皮托管、电磁探针及电涡流探针的技术成熟度较高;非介入式方法中,超声多普勒技术成熟度最高,电磁感应成像应用前景较好。在此基础上,针对典型反应堆内运行环境推荐测量技术,其中电磁感应法因无需添加粒子、时间分辨率高而具有更广适用性。 展开更多
关键词 液态金属 局部流速 测量技术 研究进展
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“华龙一号”堆芯液位探测器功能试验方法优化设计
6
作者 徐海玲 周星杰 +2 位作者 崔聪 邓森 黄伟杰 《核电子学与探测技术》 CAS 北大核心 2023年第2期250-255,共6页
针对“华龙一号”堆芯液位探测器在功能试验过程中出现的液位跟踪曲线异常波动,无法准确跟踪液位变化的问题,通过研究分析热传导相关特性,确定是由于水蒸气中气泡聚集和试验装置顶部过冷导致,经过调整试验过程中的压力容器压力、电加热... 针对“华龙一号”堆芯液位探测器在功能试验过程中出现的液位跟踪曲线异常波动,无法准确跟踪液位变化的问题,通过研究分析热传导相关特性,确定是由于水蒸气中气泡聚集和试验装置顶部过冷导致,经过调整试验过程中的压力容器压力、电加热功率和降水位速度等方法,对功能试验的方法与试验装置进行改进设计,最终消除了功能试验中的跟踪曲线异常抖动现象。 展开更多
关键词 堆芯冷却剂液位探测器 “华龙一号” 功能试验 核安全
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秦一厂启动给水调节阀控制功能优化研究与应用
7
作者 俞骁 孙海波 《电子技术应用》 2023年第S01期114-118,共5页
秦一厂启动给水系统支管流量调节阀未设计自动调节功能,历年来在机组启停阶段,操纵员手动调节该阀门控制蒸发器水位的难度较大,有必要对其控制方式进行自动化改造。通过仿真建模及验证,形成一套自动控制方案,并在实际机组上进行工程实... 秦一厂启动给水系统支管流量调节阀未设计自动调节功能,历年来在机组启停阶段,操纵员手动调节该阀门控制蒸发器水位的难度较大,有必要对其控制方式进行自动化改造。通过仿真建模及验证,形成一套自动控制方案,并在实际机组上进行工程实施和应用,实现启动给水流量调节阀的自动调节功能,提高控制效率,减轻运行人员操作负荷。同时,该实践对其他电厂也具有较高的参考价值。 展开更多
关键词 核电厂 启动给水调节阀 自动控制 仿真 验证
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“华龙一号”数字化堆芯控制系统设计与改进
8
作者 何程 何明智 陆炜伟 《电子技术应用》 2023年第S01期67-71,共5页
压水堆核电厂堆芯控制系统主要实现反应堆冷却剂平均温度控制、反应堆功率控制等重要功能。数字化技术的普及为控制系统带来了更精准的控制能力、更稳定的运行能力,但同时也带来了新的挑战与风险。应用数字技术带来的质量位、缺省值、... 压水堆核电厂堆芯控制系统主要实现反应堆冷却剂平均温度控制、反应堆功率控制等重要功能。数字化技术的普及为控制系统带来了更精准的控制能力、更稳定的运行能力,但同时也带来了新的挑战与风险。应用数字技术带来的质量位、缺省值、交叉比较等全新功能,若未进行合理的配置,反而会使在运的控制系统产生偏离控制的后果。以漳州核电1号机组(华龙一号)数字化堆芯控制系统为例,通过对其设计功能的研究,识别出现有设计存在的缺陷,进而提出了相应的改进方案。同时为数字化堆芯控制系统的后续优化给出了建议,可为新建压水堆核电厂数字化堆芯控制系统在系统设计阶段提供一定的借鉴与参考。 展开更多
关键词 数字化堆芯控制系统 冷段温度 交叉比较 缺省值
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基于FirmSys系统的设备接口模块(CIM)的研究与应用
9
作者 李广桥 户滕 +2 位作者 张骏 杨宇宁 祁俊杰 《电子技术应用》 2023年第S01期41-45,共5页
在核电站安全级DCS中,设备接口模块具有优先级指令判断、驱动、信号采集等功能,在执行电站的保护功能中起着至关重要的作用。在满足核安全要求中的独立性和多样性的原则下,对FirmSys系统实现的设备接口模块功能和工作原理进行介绍,并对... 在核电站安全级DCS中,设备接口模块具有优先级指令判断、驱动、信号采集等功能,在执行电站的保护功能中起着至关重要的作用。在满足核安全要求中的独立性和多样性的原则下,对FirmSys系统实现的设备接口模块功能和工作原理进行介绍,并对其不足提出优化与改进建议。 展开更多
关键词 备接口模块 独立性 多样性 FirmSys
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核电站在线硼酸浓度测量方法研究和应用
10
作者 高飞洋 《电子技术应用》 2023年第S01期37-40,共4页
压水堆核电站经常采用密度法硼酸浓度测量仪表,其内嵌的算法和修正系数在出厂时已固化。为了解决某核电站调试期间密度法硼酸浓度测量仪表精度低且示值漂移的问题,研究了仪表内嵌算法中修正系数的设置,探讨了仪表的使用场景局限性,根据... 压水堆核电站经常采用密度法硼酸浓度测量仪表,其内嵌的算法和修正系数在出厂时已固化。为了解决某核电站调试期间密度法硼酸浓度测量仪表精度低且示值漂移的问题,研究了仪表内嵌算法中修正系数的设置,探讨了仪表的使用场景局限性,根据工程实际建立了一种独立于仪表本体的硼酸浓度测量算法。经验证,在仪表本体内嵌算法失效的情况下,可以使用该算法在DCS系统中进行替代,从而保证仪表测量精度满足核电站技术规格书要求。 展开更多
关键词 密度法 硼酸浓度 压水堆
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M310机组安全仪控系统定期试验设计研究与优化
11
作者 杨宇宁 李广桥 张骏 《电子技术应用》 2023年第S01期10-18,共9页
田湾5、6号机组安全仪控系统基于FirmSys平台实现自动反应堆紧急停堆和专设安全设施驱动,是核电站安全稳定运行的重要保障。系统具有自诊断和自监视功能来检测故障,为了确保系统的可用性和可靠性,需要定期对系统的运行状态进行检查。通... 田湾5、6号机组安全仪控系统基于FirmSys平台实现自动反应堆紧急停堆和专设安全设施驱动,是核电站安全稳定运行的重要保障。系统具有自诊断和自监视功能来检测故障,为了确保系统的可用性和可靠性,需要定期对系统的运行状态进行检查。通过对反应堆保护系统和多样性驱动系统的定期试验设计方案的研究和优化,包括通道检验、逻辑功能试验及设备驱动功能及接口试验,验证定期试验方案的可用性、完整性、可恢复性及安全性。 展开更多
关键词 反应堆保护系统 多样性驱动系统 定期试验
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SOP规程下堆芯冷却监测系统的设计 被引量：16
12
作者 何正熙 余俊辉 +1 位作者 李小芬 苟拓 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2012年第5期107-110,共4页
在岭澳核电站二期工程中首次采用状态导向规程(SOP)。根据该规程的要求,堆芯冷却监测系统(CCMS)需要完成SOP下6大状态功能中的2个监测任务,即一回路水装量和一回路压力温度的监测。由反应堆压力容器水位来反映水装量,用最低过冷裕度(ΔT... 在岭澳核电站二期工程中首次采用状态导向规程(SOP)。根据该规程的要求,堆芯冷却监测系统(CCMS)需要完成SOP下6大状态功能中的2个监测任务,即一回路水装量和一回路压力温度的监测。由反应堆压力容器水位来反映水装量,用最低过冷裕度(ΔTsat)来反映一回路的压力和温度。为了完成这些监测任务,从一次仪表、数据处理到信息显示相对于事件导向规程(EOP)下的设计都有重大的不同,本文主要从系统设计的角度对其进行描述。 展开更多
关键词 堆芯冷却监测 SOP EOP 系统设计
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测量压水堆核电站一回路水泄漏的 ^(13)N 监测系统 被引量：8
13
作者 郭兰英 赵修良 +4 位作者 赵立宏 龚学余 曹雷 何宪 凌球 《核电子学与探测技术》 CAS CSCD 北大核心 1998年第4期282-284,共3页
本文描述了监测压水堆核电站一回路水泄漏率的１３Ｎ监测系统的工作原理，系统组成及工作性能。该系统具有探测灵敏度高、可靠性高及响应速度快等优点。
关键词 核电站 压水堆核电站 泄漏率 氮13 监测系统
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秦山核电二期扩建工程堆芯冷却监测系统设计 被引量：6
14
作者 何正熙 李白 +1 位作者 吴峻 张帆 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2008年第1期5-9,共5页
由于秦山核电二期工程中使用的堆芯冷却监测系统机柜已停产,所以在秦山二期扩建工程中采用了安全级数字化仪表控制系统(TXS)作为堆芯冷却监测系统的处理平台。本文详细描述了采用TXS平台后堆芯冷却监测系统的结构和工作原理。
关键词 堆芯冷却监测系统 TXS 分散控制系统
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在核反应堆安全运行中使用在线监视技术的设想 被引量：6
15
作者 罗征培 李富 +1 位作者 王亚奇 刘文锋 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2000年第1期32-38,共7页
为确保不超过安全极限 ,监测什么样的变量是反应堆安全保护的关键。时刻监视它离安全限值的裕量有利于克服过剩的保守性。对缺少固定在芯内的中子探测器的情况 ,提议对DNB、芯块熔化、PCI等人们关心的安全极限 ,仍直接监测芯内功率分布 ... 为确保不超过安全极限 ,监测什么样的变量是反应堆安全保护的关键。时刻监视它离安全限值的裕量有利于克服过剩的保守性。对缺少固定在芯内的中子探测器的情况 ,提议对DNB、芯块熔化、PCI等人们关心的安全极限 ,仍直接监测芯内功率分布 ,提出对压水堆如何设置它的安全整定值的公式 ;论述了实现这设想的先决条件为 :所监测的变量必须是实测的、空间连续的、时间连续的和快速响应的 ,并介绍了为此所开拓的某些方法。 展开更多
关键词 核反应堆 安全整定值 安全运行 在线监视技术
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核电厂核测量系统电磁干扰及抗干扰研究 被引量：6
16
作者 赵修良 孙娜 +3 位作者 贺三军 陈斌 刘丽艳 周超 《核电子学与探测技术》 CAS 北大核心 2018年第4期556-562,共7页
介绍了核电厂核测量系统基本原理,分析了空间辐射干扰、电源干扰、传输线干扰和电子器件噪声等干扰源对核电厂核测量系统产生的不利影响;研究了核测量系统相关抗电磁干扰策略,总结了抑制核测量系统电磁干扰的多种有效措施;并探讨了核电... 介绍了核电厂核测量系统基本原理,分析了空间辐射干扰、电源干扰、传输线干扰和电子器件噪声等干扰源对核电厂核测量系统产生的不利影响;研究了核测量系统相关抗电磁干扰策略,总结了抑制核测量系统电磁干扰的多种有效措施;并探讨了核电厂电磁兼容抗扰度试验方法及相关法规。指出了为了满足核电厂核测量系统的抗扰度要求,未来核测量系统将向着低噪声前端电子学设计和全数字化信号处理的方向发展。 展开更多
关键词 核测量系统 电磁干扰 抗干扰
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反应堆物理试验用便携式数字反应性仪的研制 被引量：5
17
作者 黄礼渊 付国恩 李翔 《核电子学与探测技术》 CAS CSCD 北大核心 2010年第5期638-641,660,共5页
反应堆物理试验中需进行反应性测量,为了测量反应性,研制了基于逆动态法原理的可消除空间效应的便携式数字反应性仪。详细叙述了数字反应性仪的物理模型、硬件设计、软件设计、动态跟踪法和可消除空间效应的落棒法测量模式以及堆上考验... 反应堆物理试验中需进行反应性测量,为了测量反应性,研制了基于逆动态法原理的可消除空间效应的便携式数字反应性仪。详细叙述了数字反应性仪的物理模型、硬件设计、软件设计、动态跟踪法和可消除空间效应的落棒法测量模式以及堆上考验试验情况。 展开更多
关键词 数字反应性仪 空间效应 逆动态法 动态跟踪法 落棒法
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数字化反应堆集中数据采集系统研制 被引量：5
18
作者 代航阳 邓圣 崔璨 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第2期56-59,共4页
通过分析反应堆运行状态的数据对象,并针对反应堆的试验需求,设计基于数字化的集中数据采集与处理系统。该系统综合运用计算机总线、电气隔离、虚拟仪器、LabWindows/CVI平台和Access数据库等技术进行系统的软硬件设计,实现试验过程数... 通过分析反应堆运行状态的数据对象,并针对反应堆的试验需求,设计基于数字化的集中数据采集与处理系统。该系统综合运用计算机总线、电气隔离、虚拟仪器、LabWindows/CVI平台和Access数据库等技术进行系统的软硬件设计,实现试验过程数据的自动采集记录、故障报警、数据融合分析和远程辐射监控等功能;基于多层构架的软件设计实现运行状态的界面显示和故障查询,提高数据采集的直观性和可靠性。试验证明,本系统运行稳定可靠,数据处理能力强、安全性高,操作简单易维护,提高了反应堆集中数据采集的数字化和自动化程度,达到了设计指标要求。 展开更多
关键词 集中数据采集系统 运行监测 临界外推 故障报警
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秦山核电二期工程核仪表系统设计 被引量：10
19
作者 刘艳阳 李文平 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2003年第z1期238-240,248,共4页
对秦山核电二期工程600MW核电站核仪表系统(RPN)的设计、采购和安装调试的基本情况进行分析。秦山核电二期工程RPN的构成和外部接口均参考大亚湾核电站,但系统内部采用了先进的数字化技术。文章首先对系统作简要的描述,然后回顾了系统... 对秦山核电二期工程600MW核电站核仪表系统(RPN)的设计、采购和安装调试的基本情况进行分析。秦山核电二期工程RPN的构成和外部接口均参考大亚湾核电站,但系统内部采用了先进的数字化技术。文章首先对系统作简要的描述,然后回顾了系统在初步设计和施工设计阶段的设计,然后介绍了“八五”期间部分设备模拟样机攻关,最后介绍了系统在现场的安装调试期间遇到和解决的一些问题。 展开更多
关键词 核仪表系统 设计 SPINLINE3
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缓发中子计算燃料元件破损方法研究 被引量：2
20
作者 徐治龙 刘兴民 +3 位作者 刘勇进 常猛 孙微 李春 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第B06期168-171,共4页
当燃料元件发生破损时,裂变产物会释放到主冷却剂中,引起主冷却剂放射性水平增加。根据燃料元件破损的监测数据,采用一定的计算方法,计算燃料元件破损数目,可为核电厂处理元件破损事故、确保反应堆和人员安全提供重要依据。本文对缓发... 当燃料元件发生破损时,裂变产物会释放到主冷却剂中,引起主冷却剂放射性水平增加。根据燃料元件破损的监测数据,采用一定的计算方法,计算燃料元件破损数目,可为核电厂处理元件破损事故、确保反应堆和人员安全提供重要依据。本文对缓发中子先驱核产生、释放、迁移和探测器响应等过程进行深入研究,并对每个过程建立了数学计算模型,形成了1套根据缓发中子监测数据来计算燃料元件破损数目的方法。该方法可适用于多数反应堆的燃料元件破损数目计算。 展开更多
关键词 反应堆 主冷却剂 缓发中子 燃料元件破损
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