【摘 要】
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反应堆保护系统是核电厂中非常重要的安全系统,主要用于保护反应堆、环境及人员的安全,属于核电厂1E级仪表控制设备,其自身的可靠性和安全性,对核电厂的正常运行起着至关重要的作用.其中反应堆保护系统架构对整个系统的可靠性、可用率和可维护性等起着关键作用.本文基于龙鳞(NASPIC)平台,根据反应堆保护系统的功能需求和设计准则,提出了一套较为完善合理、满足功能和设计准则要求的反应堆保护系统架构.同时根据架构设计搭建了“华龙一号”科研样机,并基于FTA/Markov可靠性分析方法,就搭建的保护系统科研样机进行了功能
【机 构】
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中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室,成都,610213;生态环境部核与辐射安全中心,北京,100082
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反应堆保护系统是核电厂中非常重要的安全系统,主要用于保护反应堆、环境及人员的安全,属于核电厂1E级仪表控制设备,其自身的可靠性和安全性,对核电厂的正常运行起着至关重要的作用.其中反应堆保护系统架构对整个系统的可靠性、可用率和可维护性等起着关键作用.本文基于龙鳞(NASPIC)平台,根据反应堆保护系统的功能需求和设计准则,提出了一套较为完善合理、满足功能和设计准则要求的反应堆保护系统架构.同时根据架构设计搭建了“华龙一号”科研样机,并基于FTA/Markov可靠性分析方法,就搭建的保护系统科研样机进行了功能测试和可靠性分析计算,证明反应堆保护系统架构设计符合设计要求,为后续项目的系统架构设计提供参考.
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为了解决华龙一号(HPR1000)事故后安全壳内置换料水箱(IRWST)过滤器设计中的压降求解问题,本文提出了一种单变量求解IRWST过滤器压降的方法,通过在过滤模块和汇流槽之间增加阻力部件,将IRWST过滤器压降求解中的多组变量转化为阻力部件的流通面积这一单组变量,实现了 IRWST过滤器的压降求解.结果表明:采用单变量求解方法,可使每个过滤模块的碎渣量和流量相同,通过对IRWST过滤器的压降值计算,可确定IRWST过滤器的初步过滤面积;通过碎渣压降试验对IRWST过滤器的初步过滤面积进行了验证,其结果
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控制棒提供堆芯反应性控制与停堆裕量,其真实物理棒位由棒位测量系统监测.某核电厂棒控与棒位测量系统设备换型后,在系统调试阶段出现了真实棒位不变测量棒位频繁跳变的问题.本文通过棒位测量原理及后处理电路特性研究,结合已有数据分析,确定了棒位频繁跳变根本原因是探测器初级线圈供电不同频同相,并给出了棒位探测器参数设定方法.通过现场采集数据,开发棒位探测器校准数据处理软件解决了该核电厂棒位跳变问题,同时针对测量棒位跳变问题的根本原因提出了硬件层面的优化建议.
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为探究转子偏心率对核主泵转子密封激励力的影响,基于雷诺时均N-S方程和RNG k-ε湍流模型,选取平面密封、迷宫密封和螺旋密封3种口环结构方案,对核主泵口环间隙内部流动进行数值计算,得到口环间隙区域压力、泄漏量及其密封激励力的分布规律.结果表明,模型泵性能预测值和试验值较为吻合,扬程最大误差为4.78％.在转子无偏心时,相对于平面密封,采用螺旋密封方案时口环泄漏量显著降低93.1％,而密封激励力增加63％.偏心率为10％时,口环压力分布沿周向较为均匀;当偏心率为30％时,周向靠近偏心位置处,口环间隙内部产
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