-
公开(公告)号:CN111403058B
公开(公告)日:2022-05-03
申请号:CN202010223232.9
申请日:2020-03-26
申请人: 广西防城港核电有限公司 , 中广核研究院有限公司 , 中国广核集团有限公司
IPC分类号: G21C17/104
摘要: 本发明公开了一种核反应堆的控制棒价值测量方法,在核反应堆处于次临界状态下进行控制棒价值测量,该测量控制棒价值的方法包括:首先在蒸发器冷却正常停堆模式下设置核反应堆主回路系统的参数,并将所有待测的控制棒均插入堆芯的最低位置;然后对核反应堆进行稀释,使核反应堆处于次临界状态;之后依次提棒并依次记录源量程计数率值,根据源量程计数率的值来求解控制棒的价值。该核反应堆的控制棒价值测量方法在次临界状态进行,操作更加简单,安全性提高,占用的关键路径时间更短。
-
公开(公告)号:CN111403058A
公开(公告)日:2020-07-10
申请号:CN202010223232.9
申请日:2020-03-26
申请人: 广西防城港核电有限公司 , 中广核研究院有限公司 , 中国广核集团有限公司
IPC分类号: G21C17/104
摘要: 本发明公开了一种核反应堆的控制棒价值测量方法,在核反应堆处于次临界状态下进行控制棒价值测量,该测量控制棒价值的方法包括:首先在蒸发器冷却正常停堆模式下设置核反应堆主回路系统的参数,并将所有待测的控制棒均插入堆芯的最低位置;然后对核反应堆进行稀释,使核反应堆处于次临界状态;之后依次提棒并依次记录源量程计数器值,根据源量程计数器的值来求解控制棒的价值。该核反应堆的控制棒价值测量方法在次临界状态进行,操作更加简单,安全性提高,占用的关键路径时间更短。
-
公开(公告)号:CN113345605A
公开(公告)日:2021-09-03
申请号:CN202110477046.2
申请日:2021-04-29
申请人: 广西防城港核电有限公司 , 中国广核集团有限公司
摘要: 本发明公开了一种核反应堆换料启动快速达临界控制方法,包括以下步骤:S1、在反应堆换料后处于热停状态,确定堆芯的状态满足初始要求;S2、以27m3/h±0.5m3/h的大流量对堆芯进行稀释处理;当稀释到R棒组为130步时的临界硼浓度或者中子倒计数率达到0.1时,停止稀释;S3、提升R棒组外的其他棒组;S4、提升R棒组,将R棒组棒位从5步提升到130步,直到达临界。本发明的核反应堆换料启动快速达临界控制方法,先进行稀释再进行提棒,避免稀释达临界,提高安全性;采用大流量稀释,不需等待均匀,能够确保一次提R棒达临界,缩短达临界时间;提棒达临界130步,确保机组一次达临界,减少多次达临界的相关操作,缩短达临界的时间。
-
公开(公告)号:CN113345605B
公开(公告)日:2022-12-23
申请号:CN202110477046.2
申请日:2021-04-29
申请人: 广西防城港核电有限公司 , 中国广核集团有限公司
摘要: 本发明公开了一种核反应堆换料启动快速达临界控制方法,包括以下步骤:S1、在反应堆换料后处于热停状态,确定堆芯的状态满足初始要求;S2、以27m3/h±0.5m3/h的大流量对堆芯进行稀释处理;当稀释到R棒组为130步时的临界硼浓度或者中子倒计数率达到0.1时,停止稀释;S3、提升R棒组外的其他棒组;S4、提升R棒组,将R棒组棒位从5步提升到130步,直到达临界。本发明的核反应堆换料启动快速达临界控制方法,先进行稀释再进行提棒,避免稀释达临界,提高安全性;采用大流量稀释,不需等待均匀,能够确保一次提R棒达临界,缩短达临界时间;提棒达临界130步,确保机组一次达临界,减少多次达临界的相关操作,缩短达临界的时间。
-
公开(公告)号:CN108986939B
公开(公告)日:2020-07-24
申请号:CN201810799240.0
申请日:2018-07-19
申请人: 广西防城港核电有限公司 , 中国广核集团有限公司
IPC分类号: G21C17/00
摘要: 本发明公开了一种用于验证核反应堆功率量程功率系数Gk标定值的方法,系数Gk用以修正RPN系统由于核反应堆的堆芯燃耗加深和功率分布所导致的偏差,RPN系统具有四组通道,每组通道的功率量程分为多节电离室,用于验证核反应堆功率量程功率系数Gk标定值的方法包括以下步骤:步骤一:标定第一Gk值;步骤二:保持堆芯平稳运行的情况下,计算得出实际反应堆核功率值Pkme;步骤三:RPN系统对核反应堆进行测量,得出第一实时反应堆核功率值Pr;步骤四:通过实际反应堆核功率值Pkme与第一实时反应堆核功率值Pr计算得出第二Gk值。借此,本发明的用于验证核反应堆功率量程功率系数Gk标定值的方法,能够验证反应堆功率量程功率系数Gk标定值是否正确。
-
公开(公告)号:CN115455633A
公开(公告)日:2022-12-09
申请号:CN202210258380.3
申请日:2022-03-16
申请人: 广西防城港核电有限公司 , 中国广核集团有限公司
IPC分类号: G06F30/20 , G06Q10/04 , G06Q10/06 , G06Q50/06 , G06F119/02
摘要: 本发明涉及一种核反应堆核燃料可靠性评估方法和系统,包括步骤:对核反应堆核燃料进行通用核燃料评估,获得通用核燃料的核燃料属性的变化归类;根据通用核燃料的核燃料属性的变化归类判断是否需要进行非通用核燃料评估;若是,则对核反应堆核燃料进行非通用核燃料评估;若否,则检查文件记录和核燃料性能裕量记录。本发明可以在核燃料未发生破损之前,通过核燃料性能裕量预测核燃料在未来可能发生破损的概率,避免核燃料在运行中发生破损,从而避免因核燃料破损或者异常性能问题导致核电厂发生重大的运行事件,提高核电厂的安全性和可靠性。
-
公开(公告)号:CN109887554A
公开(公告)日:2019-06-14
申请号:CN201910187364.8
申请日:2019-03-13
申请人: 广西防城港核电有限公司 , 中国广核集团有限公司
IPC分类号: G16C60/00 , G21C17/022
摘要: 本发明公开了一种核反应堆一回路冷却剂临界溶解硼含量的计算方法,包括:将上一次启堆时的临界状态与本次启堆时的预估临界状态进行比较计算反应性的变化量;上一次启堆时的临界状态的相应变量包括第一一回路冷却剂溶解硼含量;本次启堆时的预估临界状态的相应变量包括第二一回路冷却剂溶解硼含量;上一次启堆时的临界状态与本次启堆时的预估临界状态通过列反应性平衡公式计算第二一回路冷却剂溶解硼含量的反应性;通过第二一回路冷却剂溶解硼含量的反应性乘以对应的硼微分价值计算出本次启堆时的第二一回路冷却剂溶解硼含量的值。本发明的核反应堆一回路冷却剂临界溶解硼含量的计算方法,可以避免反应性带来的理论数据误差,计算更加精准。
-
公开(公告)号:CN109830321A
公开(公告)日:2019-05-31
申请号:CN201910130084.3
申请日:2019-02-21
申请人: 广西防城港核电有限公司 , 中国广核集团有限公司
摘要: 本发明公开了本发明提供了一种核电机组升功率阶段用于确定中间量程保护定值的方法,包括如下步骤:进行8%FP平台热平衡试验;采集热平衡测量时间段内堆芯功率,并进行记录;分别采集主控室机柜的中间量程第一通道和第二通道的电压值,并进行记录;将中间量程的电压值转换为电流值;根据堆芯功率和电流值,进行8%FP平台中间量程保护信号对应的电流定值计算;机组功率上升至30%±2%FP功率后读取平台核功率数值;以及根据优化公式计算任意功率下的中间量程保护信号对应的电流定值。本发明的方法能够防止中间量程保护定值设置错误引入反应堆不恰当保护动作或保护失效,并且提高了中间量程保护定值设置的准确性。
-
公开(公告)号:CN108986939A
公开(公告)日:2018-12-11
申请号:CN201810799240.0
申请日:2018-07-19
申请人: 广西防城港核电有限公司 , 中国广核集团有限公司
IPC分类号: G21C17/00
摘要: 本发明公开了一种用于验证核反应堆功率量程功率系数Gk标定值的方法,系数Gk用以修正RPN系统由于核反应堆的堆芯燃耗加深和功率分布所导致的偏差,RPN系统具有四组通道,每组通道的功率量程分为多节电离室,用于验证核反应堆功率量程功率系数Gk标定值的方法包括以下步骤:步骤一:标定第一Gk值;步骤二:保持堆芯平稳运行的情况下,计算得出实际反应堆核功率值Pkme;步骤三:RPN系统对核反应堆进行测量,得出第一实时反应堆核功率值Pr;步骤四:通过实际反应堆核功率值Pkme与第一实时反应堆核功率值Pr计算得出第二Gk值。借此,本发明的用于验证核反应堆功率量程功率系数Gk标定值的方法,能够验证反应堆功率量程功率系数Gk标定值是否正确。
-
公开(公告)号:CN110033873B
公开(公告)日:2021-11-26
申请号:CN201910338093.1
申请日:2019-04-25
申请人: 广西防城港核电有限公司 , 中国广核集团有限公司
IPC分类号: G21C17/10
摘要: 本发明公开了一种用于分析和判断核燃料组件破损的方法,包括如下步骤:反应堆在满功率或低功率平台连续运行,运行时间大于第一时间段,当监测到第一情况发生时满足第一条件;反应堆持续降功率,当监测到第二情况发生时满足第二条件;反应堆停堆,停堆第二时间段后,当监测到第三情况时满足第三条件;反应堆再启堆到预设功率平台运行,当监测到第四情况时满足第四条件;以及当第一条件、第二条件、第三条件和第四条件均满足时,则判断反应堆的核燃料组件发生破损。本发明的用于分析和判断核燃料组件破损的方法提高了判断核燃料发生破损的准确率。
-
-
-
-
-
-
-
-
-