简介:堆芯冷却监测系统(CoreCoolingMonitoringSystem,简称CCMS)用于对压水堆堆芯冷却状态进行监测,属于安全级系统.北京广利核公司采用FirmSys安全级数字化仪控平台产品,对大亚湾核电站CCMS系统进行了数字化改造,以解决原系统可用性降低、堆芯冷却状态算法存在不足、记录功能较弱的问题,同时满足大亚湾核电站事故管理规程从事件导向规程(E0P)向状态导向规程(SOP)过渡的需要.改造后的1#机CCMS系统在2013年11月投入使用,运行稳定可靠.这是国内在役核电厂安全级数字化仪控系统的首次改造,也是国产核级安全级数字化仪控产品FirmSys在国内核电站安全级的首次应用.改造方案可供同类系统改造借鉴.
简介:加速器驱动次临界系统利用散裂反应产生外源中子驱动次临界堆运行,具有次临界固有安全性,同时具备能谱硬、嬗变能力强等特点,被国际公认为核废料处理的最有效手段。ADS系统中外中子源由质子柬流轰击散裂靶产生,束流的瞬态变化将直接引起次临界堆堆芯功率的波动,从而影响整个ADS系统的安全运行。本文在调研分析国际现有的ADS束流瞬态分析模型的基础上。提出一种新型的ADS束流瞬态分析模型。基于通用CFD程序FLUENT,通过用户自定义功能(UOF)将中子动力学模型(PKM)和燃料棒瞬态热分析模型(PTM)集成进入FLUENT软件中,完成FLUENT—ADS束流瞬态分析模型开发。采用OECD/NEA发布的ADS失束事故国际基准例题进行模型验证,关键校验参数与发布结果吻合较好,最大计算误差为5.2%,与国际同类功能的计算程序相当,模型具有一定的可信度,可满足ADS柬流瞬态特性初步分析研究要求。
简介:(2011年7月13日)由环境保护部(国家核安全局)、国家能源局、中国地震局共同组织的针对阳江核电厂和台山核电厂的综合安全检查现场阶段的工作马上就要结束。在向大家表示慰问的同时,也表示祝贺。这次综合安全检查工作从启动到今天,已经有3个多月的时间,进行得相当顺利,也很有成效。接下来的一段时间,预计整个秋季我们还需要继续努力开展工作。我相
简介:压力管卧式重水反应堆(CANDU6)具有相互独立的冷却剂系统和慢化剂系统。慢化剂系统将堆芯高能裂变中子慢化到能维持持续裂变所需的热中子水平,并将慢化中子过程中产生的热量带出。在反应堆大修期间,需要对再循环冷却水系统(RCW)进行检修,则需要并投入其备用系统,但是RCW备用系统仅对反应堆冷却剂系统进行冷却,不提供慢化剂系统热交换器冷却水。所以在RCW备用系统投入的情况下,慢化剂系统丧失冷却。为判断在此情况下慢化剂的温度变化情况,本文对CANDU6大修期间慢化剂系统丧失冷却情况下的温度变化进行分析并与试验结果进行比较,评估是否会由于温度过高而导致系统失效。