压水堆堆外核探测系统及探测方法

    公开(公告)号:CN103345950A

    公开(公告)日:2013-10-09

    申请号:CN201310293905.8

    申请日:2013-07-12

    IPC分类号: G21C17/10 G21C17/104

    摘要: 本发明提供了一种压水堆堆外核探测系统,用于反应堆零功率物理试验,其包括中间量程探测器和反应性仪,所述中间量程探测器设于反应堆压力容器之外并用于测量反应堆的核功率,所述反应性仪依据所述中间量程探测器测量的数据计算堆芯反应性,该反应性数据可用于等温温度系数和控制棒价值测量。综上,本发明将中间量程探测器测量的数据输送至反应性仪内,可进行更大通量波动的试验,伽马噪音影响小,可远离多普勒发热点,测量结果准确,可实施低泄漏及低低泄漏装载方案,提高燃料利用的经济型,可采用重反射层设计,从而进一步提高燃料利用的经济性和抗震能力,测量结果受空间位置影响小,可有效降低实施堆腔注水改造等由于RPN外移带来的影响。

    一种核仪表系统保护定值的处理方法及系统

    公开(公告)号:CN116434995A

    公开(公告)日:2023-07-14

    申请号:CN202310303512.4

    申请日:2023-03-20

    IPC分类号: G21D3/06 G21D3/00

    摘要: 本发明涉及一种核仪表系统保护定值的处理方法及系统。该方法在堆芯机组100%FP以上功率运行时,中间量程的低保护定值为闭锁状态,所述低保护定值与所述堆芯机组在100%FP以下的功率相对应,该方法包括保护步骤:S11、获取每个中间量程通道的电流值。S12、判断电流值超过高保护定值的中间量程通道的数量是否满足预设条件。其中,高保护定值对应100%FP以上的功率,每个中间量程通道分别对应一个高保护定值。S13、若是,则触发停堆操作。本发明使用中间量程高功率保护定值进行超功率停堆保护,能够有效防止反应堆超功率风险,避免功率量程失效时反应堆出现安全风险,保证反应堆安全。

    核电站硼稀释事故处理方法以及系统

    公开(公告)号:CN109785980B

    公开(公告)日:2021-01-26

    申请号:CN201910068054.4

    申请日:2019-01-24

    IPC分类号: G21C7/08 G21C9/02

    摘要: 本发明公开了一种核电站硼稀释事故处理方法以及系统,适用于功率运行自动控制工况,方法包括:棒控棒位系统提供控制棒棒位的测量信号给反应堆保护系统;反应堆保护系统根据棒控棒位系统提供的测量信号得到控制棒的实际棒位数值,并根据所述实际棒位数值确定是否需要启用隔离稀释源功能以输出隔离信号给化学和容积控制系统,从而实现在功率运行自动控制工况下发生硼稀释事故时自动隔离稀释源,满足操纵员较长时间不干预的验收要求,比如华龙项目要求的30分钟不干预的时间要求,显著提高机组的安全性能以及自动化程度,满足三代堆型的安全要求,达到三代堆型的技术指标要求。

    核电站硼稀释事故处理方法以及系统

    公开(公告)号:CN109785980A

    公开(公告)日:2019-05-21

    申请号:CN201910068054.4

    申请日:2019-01-24

    IPC分类号: G21C7/08 G21C9/02

    摘要: 本发明公开了一种核电站硼稀释事故处理方法以及系统,适用于功率运行自动控制工况,方法包括:棒控棒位系统提供控制棒棒位的测量信号给反应堆保护系统;反应堆保护系统根据棒控棒位系统提供的测量信号得到控制棒的实际棒位数值,并根据所述实际棒位数值确定是否需要启用隔离稀释源功能以输出隔离信号给化学和容积控制系统,从而实现在功率运行自动控制工况下发生硼稀释事故时自动隔离稀释源,满足操纵员较长时间不干预的验收要求,比如华龙项目要求的30分钟不干预的时间要求,显著提高机组的安全性能以及自动化程度,满足三代堆型的安全要求,达到三代堆型的技术指标要求。