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相似文献
 共查询到20条相似文献,搜索用时 15 毫秒
1.
首循环由于堆芯装载了可燃毒物,会导致堆芯下部燃耗比上部燃耗深。当第二循环将可燃毒物拔出后,寿期初往往会出现轴向功率偏差偏正的情况,对轴向功率偏差ΔI控制带来很大挑战。严重时,会因轴向功率偏差ΔI的限制而无法升功率。本文以方家山1号机组为例,分析了第二循环轴向功率偏差ΔI偏正的主要因素,并通过分功率平台设置轴向功率偏差参考值ΔIref、低功率合理利用Ⅱ区的控制手段,使得轴向功率偏差满足运行控制要求,并且不会限制机组升功率。  相似文献   

2.
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。  相似文献   

3.
对于G模式运行的反应堆,为了在负荷跟踪过程中有效调节反应堆的功率需周期性地校准功率棒棒位与汽机负荷对应关系曲线(G9曲线)。这样在负荷跟踪过程中,棒控系统能按照汽机负荷的要求更准确地调节功率控制棒的棒位。本文就大亚湾核电站RGL004试验(确定功率棒棒位与汽机负荷对应关系曲线试验)的试验方法、试验风险和中止条件等进行探讨。  相似文献   

4.
在建立核反应堆点堆动力学模型基础上,通过SIMULINK工具搭建反应堆功率调节系统模型,进行反应性扰动试验,对模型的仿真性能进行验证。仿真模型实现了期望的反应堆功率自动调节的要求和结果。本文工作为进一步开展反应堆控制系统设计奠定了技术基础。  相似文献   

5.
堆外通量测量电离室刻度试验是方家山核电厂定期物理实验之一,该试验利用KME热功率测量和堆内中子通量图测量的结果进行RPN系数刻度,使RPN系统能够准确地反映出反应堆的实际功率水平和堆内轴向功率偏差的情况。方家山使用ETALONG程序对该试验数据进行处理获得KU、KL、α系数,由于该软件为封闭式,无法获得其内部计算方法,本论文利用堆内外校刻的原理对75%FP试验数据进行处理,并与软件处理结果进行对比,以验证该方法的可用性。  相似文献   

6.
控制棒组件(Rod Cluster Control Assembly)简称RCCA,在正常运行时用于调节反应堆功率,在事故工况下快速引入负反应性,使反应堆紧急停堆,保证核安全。随着核电站运行周期的增加,RCCA长期处在高温、高放射性、往复机械运动的特殊工况下,金属材料热老化现象、RCCA与导向管的接触磨损工况,均会导致服役一定时间的控制棒组件产生磨损、肿胀裂纹等缺陷。本文主要论述了RCCA可能产生的缺陷及分析、RCCA肿胀机理、RCCA肿胀部位以及肿胀时间。  相似文献   

7.
压水堆核电厂在运行过程中,控制棒组具有移动速度快、操作可靠、准确度高的特点,是反应堆紧急控制和功率调节所不可缺少的控制手段。考虑棒组测量的准确性及便利性,控制棒微积分价值主要采用调硼法进行测量求得。本文根据调硼法试验过程中所记录的反应性数据,提出一种新的处理方法:将反应性数据代入计算模型,通过合理的分析及计算,得出所测棒组的微积分价值。该方法具有计算过程简便、可重复性高、结果可信度高的特点。本文也为后续核电站对反应性管理提供新思路。  相似文献   

8.
在核反应堆的运行过程中,需要使用各种仪器仪表对反应堆运行状态进行探测及控制,以保证反应堆按照设计安全稳定的运行。因此,为保证反应堆运行安全,有必要保证这些仪器仪表参数测量与数据发送正确无误。在本文中,提出了对部分反应堆仪表的现场校准方法并将其应用于实践当中。结果表明,使用文中提出的现场校准方法和设备可以很好的在现场对被测设备进行校准和维修。  相似文献   

9.
核电厂核仪表系统功率量程中子注量率变化率是反应堆保护系统的重要参数,对该参数的计算校准,既可以保证在发生弹棒和落棒事故时正常执行停堆功能,又可以在寿期初和寿期末发生甩负荷至厂用电运行工况时避免停堆而影响核电厂的经济性。当前核电厂,核仪表系统功率量程中子注量率变化率引入的主回路平均温度信号和主泵转速信号进行校准。本文着重介绍一种采用精确的反应堆冷却剂系统主回路流量来校准中子注量率变化率的方法,对其进行研究与探讨,以达到提高功率量程中子注量率变化率的校准精度的目的。  相似文献   

10.
本文采用下垂控制作为孤岛运行的控制方式。在孤岛运行的模式中,考虑到不同的负载对孤岛运行有着不一样的效果。本文所采用的是负载端为阻性和阻感性的孤岛运行。通过比较得出其对系统的影响,尤其是根据各自的有功功率和无功功率的分布来判断各自产生谐波的大小,并都通过MATLAB/Simulink软件进行建模仿真,进行验证。  相似文献   

11.
风力发电作为一种清洁的新能源具有重要的意义,风力发电系统的运行控制策略直接关系到风力发电,电力供应的安全性和质量的效率。本文对风力发电系统的运行控制的两个主要方面,即最大风力跟踪控制和恒功率控制进行了研究和总结。  相似文献   

12.
<正>0引言核电站反应堆控制棒位置传感器检测装置是反应堆安全运行的重要保障,一旦出现故障将严重危及反应堆安全运行。国内一核电站控制棒位置传感器检测装置在反应堆运行时出现热态断路故障,为了准确找出位置传感器检测装置故障原因,以便制定有效的预防措施,经过安全性、可行性、合理性多方面分析论证,决定设计一套工况模拟加热装置,进行温度自动控制试验研究,以满足系统的温升要求,并按要求进行热容试验、温度自动控制、模拟压力跟随控制试验,以修正实  相似文献   

13.
控制棒驱动机构(CRDM)是反应堆本体中唯一的运动设备,其结构可靠性直接关系到反应堆启动、功率调节、功率维持、正常停堆及事故工况下的安全停堆等。滚轮与丝杠是CRDM的关键传动部件,磨损失效是其最主要的失效模式。本文在研究传动件耐磨可靠性分析方法的基础上,对其建立了耐磨性分析的数学模型。通过分析传动件的结构特性和材料特性,在研究过程中采用材料特性试验和设备磨损试验的方法进行结果对比,获取重要试验数据,有效指导控制棒驱动机构优化设计,对于提高控制棒驱动机构的耐磨性具有重要指导意义。  相似文献   

14.
最近几年法国的核电厂发生了多次功率运行期间突然失去厂外主电源,反应堆停堆并切到厂外辅助电源的故障,在这个过程中发生了几次稳压器安全阀开启的事件。本文的目的是分析法国核电厂失去厂外主电源导致稳压器安全阀开启的原因,最后针对这个风险提出一些整改的建议。  相似文献   

15.
<正>核电机组调试启动是将已安装好的系统设备逐步投入运行以验证性能,在反应堆临界后试验性的提升功率,最终考核机组整体运行水平是否达到设计要求,是否满足性能标准的过程。一台机组调试启动历经单系统试验、核冲洗和开盖冷试、冷试、热试准备、热试、装料准备、堆芯装料、临界前试验、首次临界和低功率试验、功率提升试验共10个阶段,涉及1700多个调试试验,其中间又安排了安装尾项、接产联检、遗留项清理、生产定期试验、运行程序生效、  相似文献   

16.
钠冷快中子增殖反应堆采用三回路系统和直流蒸汽发生器设计,其给水流量控制系统对整个反应堆的安全稳定运行起到了非常重要的作用。根据系统控制要求,分析运行特性,提出了基于钠出口温度不变为主控制量,并采用给水流量需求值作为前馈的串级PI控制方案来调节给水调节阀开度,以及维持给水调节阀前后压力不变来调节给水泵转速。瞬态工况仿真试验验证结果表明,给水流量控制系统能够迅速控制瞬态扰动引起的系统参数变化,满足维持钠出口温度不变和出口蒸汽压力稳定的控制要求。  相似文献   

17.
主环路铂电阻和旁路铂电阻温度计是一回路的承压边界,主环路温度信号送主系统低温超压保护和事故后仪表,旁路温度信号送反应堆保护系统、反应堆功率调节系统、稳压器液位控制系统,属于电站的关键设备.本文详细阐述了温度计改进的相关实践工作,为其他核电厂开展类似项目提供参考借鉴.  相似文献   

18.
主泵是压水堆核电站反应堆冷却剂系统的主要承压设备之一,用于驱动带有放射性的高温高压的冷却剂。每个反应堆环路设置一台主泵。海南昌江核电厂1、2号机组采用德国KSB公司生产的RSR 750型立式轴封主泵。本文对主泵在调试期间与运行过程出现的问题及解决方法进行分析和探讨,为工艺改进及逻辑变更提供参考依据。  相似文献   

19.
一、喷油泵总成故障1.柱塞偶件和出油阀偶件磨损,使供油压力降低,供油规律不符合要求。从而导致柴油机功率下降,油耗增加,转速不稳。2.油泵凸轮轴磨损,使轴向间隙过大。运转时,凸轮轴会产生无规则的轴向窜动,通过调速器的各运动连接部件传递到油量控制机构,引起拉杆(齿条)发抖,使供油量忽大忽小地变化,柴油机运转不平稳。3.柱塞弹簧折断,使柱塞转动不灵活,供油量产生忽大忽小的变化。如果柱塞弹簧多处折断,柱塞下移时不能到达下止点而使柱塞行程减小,吸油量减少,严重时不能吸油,各缸供油量偏差很大。4.由于柴油不…  相似文献   

20.
压水堆核电厂正常运行时一回路压力为15.4MPa,组成一回路压力边界的主要设备为压水反应堆、蒸汽发生器、反应堆冷却剂泵、稳压器等部件组成,通过一回路压力边界内的设备运行将反应堆堆芯中核裂变反应产生的热量传送到蒸汽发生器,从而冷却堆芯,防止燃料元件烧毁,而蒸汽发生器供给汽轮发电机组(二回路)所必需的蒸汽。反应堆冷却剂系统组成的一回路压力边界内设备的正常运行对于保证反应堆稳定运行至关重要。正常运行时,反应堆冷却剂系统维持168吨温度为310℃、压力为15.4MPa的欠饱和水,这些冷却剂在主冷却剂泵的驱动下,循环流动,流经反应堆堆芯,带出裂变反应产生的热量,在蒸汽发生器中,将这些热量传递到二回路给水,产生蒸汽,驱动汽轮机发电。当一回路压力边界失效,将无法维持稳定的一回路压力,一回路压力下降,将使得温度为310℃的过冷水变为饱和水,从而产生大量的蒸汽,进入堆芯的冷却剂将变为汽液两相流或过热蒸汽,传热效果大大下降,同时产生大量的蒸汽,流经主冷却剂泵,将导致主冷却剂泵叶轮发生汽蚀,流量下降,进一步恶化的反应堆堆芯的冷却。堆芯核裂变或核燃料衰变产生的大量热量如果不能及时导出,将可能产生严重的后果甚至堆芯融化,从而造成重大的核安全事故。  相似文献   

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