CN115641973A - 一种用于堆芯中子通量测量系统的验证系统和方法 - Google Patents
一种用于堆芯中子通量测量系统的验证系统和方法 Download PDFInfo
- Publication number
- CN115641973A CN115641973A CN202211102493.0A CN202211102493A CN115641973A CN 115641973 A CN115641973 A CN 115641973A CN 202211102493 A CN202211102493 A CN 202211102493A CN 115641973 A CN115641973 A CN 115641973A
- Authority
- CN
- China
- Prior art keywords
- neutron flux
- reactor core
- measurement system
- flux measurement
- module
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Granted
Links
- 230000004907 flux Effects 0.000 title claims abstract description 64
- 238000005259 measurement Methods 0.000 title claims abstract description 55
- 238000012795 verification Methods 0.000 title claims abstract description 25
- 238000000034 method Methods 0.000 title claims abstract description 13
- 238000004891 communication Methods 0.000 claims abstract description 77
- 238000003745 diagnosis Methods 0.000 claims abstract description 16
- 238000004088 simulation Methods 0.000 claims description 10
- 230000003993 interaction Effects 0.000 claims description 7
- 238000010200 validation analysis Methods 0.000 claims 3
- 238000012360 testing method Methods 0.000 abstract description 11
- 238000000926 separation method Methods 0.000 abstract description 2
- 239000000470 constituent Substances 0.000 description 14
- 238000004364 calculation method Methods 0.000 description 11
- 230000006870 function Effects 0.000 description 8
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 6
- 230000002159 abnormal effect Effects 0.000 description 5
- 238000005315 distribution function Methods 0.000 description 4
- 230000008569 process Effects 0.000 description 4
- 230000008901 benefit Effects 0.000 description 3
- 230000008859 change Effects 0.000 description 3
- 230000014509 gene expression Effects 0.000 description 3
- 238000009835 boiling Methods 0.000 description 2
- 238000002955 isolation Methods 0.000 description 2
- 238000012423 maintenance Methods 0.000 description 2
- 238000012544 monitoring process Methods 0.000 description 2
- 230000009286 beneficial effect Effects 0.000 description 1
- 230000008878 coupling Effects 0.000 description 1
- 238000010168 coupling process Methods 0.000 description 1
- 238000005859 coupling reaction Methods 0.000 description 1
- 238000013461 design Methods 0.000 description 1
- 238000001514 detection method Methods 0.000 description 1
- 238000005516 engineering process Methods 0.000 description 1
- 230000004992 fission Effects 0.000 description 1
- 239000000446 fuel Substances 0.000 description 1
- 230000006872 improvement Effects 0.000 description 1
- 238000012986 modification Methods 0.000 description 1
- 230000004048 modification Effects 0.000 description 1
- 230000003287 optical effect Effects 0.000 description 1
- 230000000737 periodic effect Effects 0.000 description 1
- 238000012545 processing Methods 0.000 description 1
- 238000005070 sampling Methods 0.000 description 1
- 238000006467 substitution reaction Methods 0.000 description 1
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
Images
Classifications
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
本发明公开了一种用于堆芯中子通量测量系统的验证系统和方法,系统包括工控机、通讯接口模块、输入模块和输出模块;所述工控机分别与所述通讯接口模块、所述输入模块和所述输出模块通讯连接;所述通讯接口模块用于向堆芯中子通量测量系统输出模拟数据或接收所述堆芯中子通量测量系统的采集数据;所述输入模块用于接收所述堆芯中子通量测量系统的采集数据;所述输出模块用于模拟自给能中子探测器向堆芯中子通量测量系统提供SPND电流信号以对所述堆芯中子通量测量系统设备进行快速诊断和故障定位。本发明能够模拟自给能中子探测器信号,对CNFM系统设备进行快速诊断和故障定位,突破了传统通过分离仪表对各个通道进行单一测试的局限。
Description
技术领域
本发明属于中子通量测量技术领域,具体涉及一种用于堆芯中子通量测量系统的验证系统和方法。
背景技术
M310堆芯测量系统(RIC)采用从反应堆底部插入的移动式微型裂变室作为中子探测仪表,通过安装在系统工控机内的软件离线计算堆芯三维功率分布。然而,华龙一号堆芯测量系统(RII)为国内自主研制的三代核电先进堆芯测量系统,采用从反应堆顶部插入固定式自给能探测器,相比于RIC系统监测信号数量更多,测量下限更低,实时监测堆芯中子、温度和水位信号,且可在线计算堆芯三维功率分布。
堆芯中子通量测量系统(CNFM)作为华龙一号RII系统的子系统之一,主要用于采集和处理安装在压力容器内的自给能中子探测器(SPND)的电流信号,将SPND的电流信号连同反应堆的其它工况信号一起,用于在线、连续计算堆芯三维功率分布,监测燃料组件线功率密度和偏离泡核沸腾比,并为堆外核仪表系统功率量程提供校准参数。
由于RIC系统仅依靠使用分立仪表对堆芯测量系统各个通道进行单一精度测试,不能模拟堆芯状态,无法验证堆芯测量系统的计算功能,也不能对堆芯测量系统设备进行快速诊断和故障定位。因此针对RIC系统的测试和维护方案已不适用于RII系统。
发明内容
为了解决现有针对RIC系统的测试和维护方案不适用于RII系统,本发明提供了一种用于堆芯中子通量测量系统的验证系统。本发明能够实现对CNFM系统设备的快速诊断和故障定位,确保CNFM系统能够长期可靠、稳定运行。
本发明通过下述技术方案实现:
一种用于堆芯中子通量测量系统的验证系统,包括工控机、通讯接口模块、输入模块和输出模块;
其中,所述工控机分别与所述通讯接口模块、所述输入模块和所述输出模块通讯连接;
所述通讯接口模块用于向堆芯中子通量测量系统输出模拟数据或接收所述堆芯中子通量测量系统的采集数据;
所述输入模块用于接收所述堆芯中子通量测量系统的采集数据;
所述输出模块用于模拟自给能中子探测器向堆芯中子通量测量系统提供SPND电流信号以对所述堆芯中子通量测量系统设备进行快速诊断和故障定位。
作为优选实施方式,本发明的输出模块还用于向所述堆芯中子通量测量系统提供全堆工况信号,为所述堆芯中子通量测量系统计算堆芯三维功率分布提供验证环境。
作为优选实施方式,本发明的通讯接口模块包括CAN通讯接口模块、RS485通讯接口模块和以太网通讯接口模块;
所述CAN通讯接口模块通过CAN网桥与所述工控机通讯连接;
所述RS485通讯接口模块通过串口服务器与所述工控机通讯连接;
所述以太网通信接口模块通过交换机与所述工控机通讯连接。
作为优选实施方式,本发明的输出模块包括SPND信号输出模块;
所述SPND信号输出模块在所述工控机的控制下模拟自给能中子探测器向所述堆芯中子通量测量系统提供SPND电流信号;
所述以太网通讯接口模块在所述工控机的控制下接收所述堆芯中子通量测量系统送出的采集数据;
所述工控机将模拟输出的SPND电流信号与接收的采集数据进行对比分析,实现对所述堆芯中子通量测量系统设备的快速诊断和故障定位。
作为优选实施方式,本发明的SPND信号输出模块为多路高精度宽量程皮安级微电流输出模块。
作为优选实施方式,本发明的输出模块还包括干触点信号输出模块和模拟量信号输出模块;
所述CAN通讯接口模块、RS485通讯接口模块、干触点信号输出模块和模拟量信号输出模块在所述工控机的控制下向所述堆芯中子通量测量系统提供全堆工况数据和信号,为所述堆芯中子通量测量系统计算堆芯三维功率分布提供验证环境。
作为优选实施方式,本发明的系统还包括人机交互模块;
所述人机交互模块与所述工控机通讯连接。
作为优选实施方式,本发明的系统还包括打印机;
所述打印机与所述工控机通讯连接。
第二方面,本发明提出了基于上述验证系统的方法,包括:
控制所述输出模块模拟自给能中子探测器向所述堆芯中子通量测量系统提供SPND电流信号;
控制通讯接口模块接收所述堆芯中子通量测量系统送出的采集数据;
将模拟输出的SPND电流信号与接收的采集数据进行比对分析,实现所述堆芯中子通量测量系统的快速诊断和故障定位。
第三方面,本发明提出了基于上述验证系统的方法,包括:
控制所述通讯接口模块按照预先设置的曲线变化向所述堆芯中子通量测量系统输出全堆中子通量数据和全堆电厂工况信号;
根据全堆中子通量数据和全堆电厂工况信号,进行堆芯三维功率分布计算。
本发明具有如下的优点和有益效果:
本发明提出了一种适用于RII系统的CNFM系统的测试和验证方案,能够实现对RII系统设备的快速诊断、故障定位并实现验证堆芯中子通量测量系统的在线、连续计算堆芯三维功率分布功能的目的。
本发明能够模拟自给能中子探测器信号,对CNFM系统设备进行快速诊断和故障定位,突破了传统通过分离仪表对各个通道进行单一测试的局限。
本发明能够实时模拟堆芯工况状态,为CNFM系统的在线、连续计算堆芯三维功能分布功能提供了验证环境。
附图说明
此处所说明的附图用来提供对本发明实施例的进一步理解,构成本申请的一部分,并不构成对本发明实施例的限定。在附图中:
图1为本发明实施例的系统原理框图。
图2为本发明实施例的SPND信号输出模块原理框图。
图3为本发明实施例的实时模拟全堆工况状态原理图。
图4为本发明实施例的干触点信号输出模块的输出电路图。
图5为本发明实施例的模拟量信号输出模块一个模拟输出通道的输出电路图。
图6为本发明实施例的快速诊断及故障定位流程示意图。
具体实施方式
在下文中,可在本发明的各种实施例中使用的术语“包括”或“可包括”指示所发明的功能、操作或元件的存在,并且不限制一个或更多个功能、操作或元件的增加。此外,如在本发明的各种实施例中所使用,术语“包括”、“具有”及其同源词仅意在表示特定特征、数字、步骤、操作、元件、组件或前述项的组合,并且不应被理解为首先排除一个或更多个其它特征、数字、步骤、操作、元件、组件或前述项的组合的存在或增加一个或更多个特征、数字、步骤、操作、元件、组件或前述项的组合的可能性。
在本发明的各种实施例中,表述“或”或“A或/和B中的至少一个”包括同时列出的文字的任何组合或所有组合。例如,表述“A或B”或“A或/和B中的至少一个”可包括A、可包括B或可包括A和B二者。
在本发明的各种实施例中使用的表述(诸如“第一”、“第二”等)可修饰在各种实施例中的各种组成元件,不过可不限制相应组成元件。例如,以上表述并不限制所述元件的顺序和/或重要性。以上表述仅用于将一个元件与其它元件区别开的目的。例如,第一用户装置和第二用户装置指示不同用户装置,尽管二者都是用户装置。例如,在不脱离本发明的各种实施例的范围的情况下,第一元件可被称为第二元件,同样地,第二元件也可被称为第一元件。
应注意到:如果描述将一个组成元件“连接”到另一组成元件,则可将第一组成元件直接连接到第二组成元件,并且可在第一组成元件和第二组成元件之间“连接”第三组成元件。相反地,当将一个组成元件“直接连接”到另一组成元件时,可理解为在第一组成元件和第二组成元件之间不存在第三组成元件。
在本发明的各种实施例中使用的术语仅用于描述特定实施例的目的并且并非意在限制本发明的各种实施例。如在此所使用,单数形式意在也包括复数形式,除非上下文清楚地另有指示。除非另有限定,否则在这里使用的所有术语(包括技术术语和科学术语)具有与本发明的各种实施例所属领域普通技术人员通常理解的含义相同的含义。所述术语(诸如在一般使用的词典中限定的术语)将被解释为具有与在相关技术领域中的语境含义相同的含义并且将不被解释为具有理想化的含义或过于正式的含义,除非在本发明的各种实施例中被清楚地限定。
为使本发明的目的、技术方案和优点更加清楚明白,下面结合实施例和附图,对本发明作进一步的详细说明,本发明的示意性实施方式及其说明仅用于解释本发明,并不作为对本发明的限定。
实施例
为了实现对RII系统的CNFM系统设备的快速诊断、故障定位,本实施例提供了一种用于堆芯中子通量测量系统的验证系统,本实施例提供的验证系统通过模拟自给能中子探测器信号,对CNFM系统设备进行快速诊断和故障定位,突破了传统通过分立仪表对各个通道进行单一测试的局限。
本实施例提供的验证系统还能够实时模拟反应堆堆芯工况状态,为CNFM系统的在线、连续计算堆芯三维功率分布功能提供了验证环境。
具体如图1所示,本实施例的验证系统主要包括工控机、通讯接口模块、输入模块、输出模块、人机交互模块(KVM)、其他附件设备等。
其中,工控机作为整个系统的总控模块,其通过RS485与输入模块、输出模块通讯连接,用于输出控制/测试指令给输入模块和输出模块,以控制输入模块从堆芯中子通量测量系统获取数据/信号,控制输出模块产生模拟信号,对堆芯中子通量测量系统进行快速诊断、故障定位等。
通讯接口模块包括CAN通讯接口模块、RS485通讯接口模块和以太网通讯接口模块。该工控机还通过CAN网桥/串口服务器/交换机与对应的通讯接口模块连接,通过通讯接口模块实现与外部系统/设备的通讯。
该工控机还可通过USB接口与其他附件设备连接,例如打印机等。
该工控机还通过USB接口和/或VGA接口与人机交互模块(鼠标、键盘、显示屏等)连接,以进行人机交互。
输入模块包括干触点信号输入模块,输出模块包括干触点信号输出模块、模拟量信号输出模块和SPND信号输出模块。
其中,在CNFM系统进行在线、连续计算堆芯三维功率分布的同时,也会根据堆芯的运行状态、计算结果数据判断是否出现了报警信息,如低LOCA(线功率密度裕度)报警、低DNBR(偏离泡核沸腾比)报警,各报警信号通过多路硬接线干触点进行输出。
该系统可通过干触点信号输入模块采集CNFM系统输出的报警信号,并将采集结果通过RS485通讯发送至工控机,工控机将在用户界面呈现干触点报警状态。另一方面,该系统还能将上述干触点报警状态与通过以太网接口以通讯形式接收过来的同类报警进行一一比较:若报警状态相同(均报警或均不报警),则说明CNFM系统的报警干触点输出功能正常;反之,异常。
因此,通过上述方式不仅可验证当CNFM系统在模拟堆芯工况比较极端的状态下,CNFM系统是否能够正确地计算得出相关报警信息,也能够诊断CNFM系统各路报警信号的干触点输出功能是否正常。
SPND信号输出模块在工控机的控制下模拟自给能中子探测器向CNFM系统提供SPND电流信号,并通过以太网通讯接口模块接收CNFM系统送出的采集数据,将模拟输出的电流信号与接收的采集数据进行分析、对比,可实现对CNFM系统设备的快速诊断及故障定位。
该SPND信号输出模块为多路高精度宽量程皮安级微电流输出模块,其特点是输出信号小、覆盖多个量级且精度要求高。为满足上述要求,该SPND信号输出模块采用多量程闭环控制的设计方案,可扩大输出范围并能保证输出精度。如图2所示,以一路微电流输出为例进行说明,该SPND信号输出模块主要由RS485单元、MCU单元、DAC单元、V/I单元构成;其中,该SPND信号输出模块通过RS485单元接收工控机发出的测试信号并将其传输给MCU单元,MCU单元对其进行调节后输出值DAC单元转换为模拟电压信号,该模拟电压信号经V/I单元转换为微电流信号输出,同时V/I单元输出信号还反馈至MCU单元进行反馈调节。
由于SPND信号输出范围从pA级到μA级,跨越了多个量級,为了保证信号的输出精度,划分为5个量程档位进行分段输出,输出范围分别为100pA~1nA、1nA~10nA、10nA~100nA、100nA-1μA、1μA-10μA,每个量程对应的输出电路因元件参数不同而不同。例如,工控机向MCU发送5nA输出信号的命令,MCU接收命令并判断为第2量程档位,结合校准系数计算出DA设定值送至DAC单元,并控制2量程的输出电路进行信号输出,同时通过反馈回路回采输出信号进行闭环控制。
因此,信号输出的精度一方面由反馈回路中采样相关元器件精度决定,另一方面由定期校准后的校准系数决定。
由于微电流信号易受噪声干扰,因此本实施例采用多种屏蔽和隔离技术对微电流信号进行保护,对噪声和干扰进行有效的屏蔽。
本实施例由工控机、CAN通讯接口模块、RS485通讯接口模块、干触点信号输出模块和模拟量信号输出模块构成用于全堆工况状态实时模拟的验证系统,用于向CNFM系统提供全堆输入数据和信号。如图3所示,工控机按周期性调用仿真数据库,使各模块输出的数据和信号按照事先拟定的曲线变化,动态模拟全堆工况状态,为CNFM系统进行在线、连续计算堆芯三维功率分布提供验证环境。具体通过CAN通讯接口模块和RS485通讯接口模块为CNFM系统提供全堆中子通量数据,通过干触点信号输出模块和模拟量信号输出模块模拟生成并为CNFM系统提供全堆电厂工况信号。
进一步的,CAN通讯接口模块包括15路独立的CAN通道,这些通道与CNFM系统的CAN通讯接口相连接。首先由工控机向CAN通讯接口模块发送模拟的中子通量数据,然后CAN通讯接口模块根据CNFM系统约定的通讯协议分发到15路CAN通道进行数据转发,最后中子通量数据被发送到CNFM系统参与堆芯计算。
RS485通讯接口模块与CAN通讯接口模块类似,二者互为通讯冗余关系。
干触点信号输出模块共1路,与CNFM系统的开关量输入接口相连接,该路信号为电厂工况信号的状态,该状态表征所有电厂工况信号的有效(可用)和无效(不可用)状态。该信号被CNFM系统采集后参与堆芯计算。该模块主要的输出电路如图4所示,工作过程是该模块的MCU通过RS485接收来自工控机的控制指令,MCU通过DO引脚输出高或低电平,从而通过三极管驱动继电器,实现干触点输出功能。为了减小干扰,可在MCU引脚与输出电路之间增加光耦隔离芯片。
模拟量信号输出模块共11路(4mA~20mA信号),与CNFM系统的模拟量输入接口相连接,模拟量信号为电厂工况信号,如反应堆入口温度、出口温度、一回路压力、平均核功率等,这些信号被CNFM系统采集后参与堆芯计算。该模块可采用市场上现有的集成模块,也可通过分立元器件实现,如图5所示为一个模拟输出通道经简化后的输出电路,工作过程是该模块的MCU通过RS485接收来自工控机的控制指令,MCU通过DAC转换为电压信号VI后,再通过下图输出电路,实现4mA~20mA信号输出功能。
本实施例提出的上述验证系统可实现模拟自给能中子探测器信号,对CNFM系统设备进行快速诊断和故障定位,如图6所示,具体过程包括:
控制SPND信号输出模块模拟自给能中子探测器向CNFM系统提供SPND电流信号;
通过以太网通讯接口模块接收CNFM系统的采集数据,采集数据信息包括输入信号具体的采集值和信号状态,其中信号状态可表征对应输入信号的正常、自检、断线、超限、采集故障以及通讯异常等状态。
分析采集数据中的各信号状态,可根据不同的信号状态诊断出异常原因。比如,某一路SPND信号状态为断线时,可将故障定位到采集卡输入端部分线路异常;当状态为采集故障时,可将故障定位到采集卡本身异常无输出;当状态为通讯异常时,可将故障定位到采集卡输出端部分线路异常。
本实施例提出的上述验证系统可实时模拟反应堆堆芯工况状态,为CNFM系统的在线、连续计算堆芯三维功率分布功能提供了验证环境,具体过程包括:
控制CAN通讯接口模块和RS485通讯接口模块按照预先设置的曲线变化向CNFM系统输出全堆中子通量数据;
控制干触点信号输出模块和模拟量信号输出模块按照预先设置的曲线变化向CNFM系统输出全堆电厂工况信号;
根据全堆中子通量数据和全堆电厂工况信号,进行堆芯三维功率分布计算。
以上所述的具体实施方式,对本发明的目的、技术方案和有益效果进行了进一步详细说明,所应理解的是,以上所述仅为本发明的具体实施方式而已,并不用于限定本发明的保护范围,凡在本发明的精神和原则之内,所做的任何修改、等同替换、改进等,均应包含在本发明的保护范围之内。
Claims (10)
1.一种用于堆芯中子通量测量系统的验证系统,其特征在于,包括工控机、通讯接口模块、输入模块和输出模块;
其中,所述工控机分别与所述通讯接口模块、所述输入模块和所述输出模块通讯连接;
所述通讯接口模块用于向堆芯中子通量测量系统输出模拟数据或接收所述堆芯中子通量测量系统的采集数据;
所述输入模块用于接收所述堆芯中子通量测量系统的采集数据;
所述输出模块用于模拟自给能中子探测器向堆芯中子通量测量系统提供SPND电流信号以对所述堆芯中子通量测量系统设备进行快速诊断和故障定位。
2.根据权利要求1所述的一种用于堆芯中子通量测量系统的验证系统,其特征在于,所述输出模块还用于向所述堆芯中子通量测量系统提供全堆工况信号,为所述堆芯中子通量测量系统计算堆芯三维功率分布提供验证环境。
3.根据权利要求1所述的一种用于堆芯中子通量测量系统的验证系统,其特征在于,所述通讯接口模块包括CAN通讯接口模块、RS485通讯接口模块和以太网通讯接口模块;
所述CAN通讯接口模块通过CAN网桥与所述工控机通讯连接;
所述RS485通讯接口模块通过串口服务器与所述工控机通讯连接;
所述以太网通信接口模块通过交换机与所述工控机通讯连接。
4.根据权利要求3所述的一种用于堆芯中子通量测量系统的验证系统,其特征在于,所述输出模块包括SPND信号输出模块;
所述SPND信号输出模块在所述工控机的控制下模拟自给能中子探测器向所述堆芯中子通量测量系统提供SPND电流信号;
所述以太网通讯接口模块在所述工控机的控制下接收所述堆芯中子通量测量系统送出的采集数据;
所述工控机将模拟输出的SPND电流信号与接收的采集数据进行对比分析,实现对所述堆芯中子通量测量系统设备的快速诊断和故障定位。
5.根据权利要求3所述的一种用于堆芯中子通量测量系统的验证系统,其特征在于,所述SPND信号输出模块为多路高精度宽量程皮安级微电流输出模块。
6.根据权利要求3所述的一种用于堆芯中子通量测量系统的验证系统,其特征在于,所述输出模块还包括干触点信号输出模块和模拟量信号输出模块;
所述CAN通讯接口模块、RS485通讯接口模块、干触点信号输出模块和模拟量信号输出模块在所述工控机的控制下向所述堆芯中子通量测量系统提供全堆工况数据和信号,为所述堆芯中子通量测量系统计算堆芯三维功率分布提供验证环境。
7.根据权利要求1-6任一项所述的一种用于堆芯中子通量测量系统的验证系统,其特征在于,还包括人机交互模块;
所述人机交互模块与所述工控机通讯连接。
8.根据权利要求1-6任一项所述的一种用于堆芯中子通量测量系统的验证系统,其特征在于,还包括打印机;
所述打印机与所述工控机通讯连接。
9.基于权利要求1-8任一项所述的验证系统的方法,其特征在于,包括:
控制所述输出模块模拟自给能中子探测器向所述堆芯中子通量测量系统提供SPND电流信号;
控制通讯接口模块接收所述堆芯中子通量测量系统送出的采集数据;
将模拟输出的SPND电流信号与接收的采集数据进行比对分析,实现所述堆芯中子通量测量系统的快速诊断和故障定位。
10.基于权利要求1-8任一项所述的验证系统的方法,其特征在于,包括:
控制所述通讯接口模块按照预先设置的曲线变化向所述堆芯中子通量测量系统输出全堆中子通量数据和全堆电厂工况信号;
根据全堆中子通量数据和全堆电厂工况信号,进行堆芯三维功率分布计算。
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
CN202211102493.0A CN115641973B (zh) | 2022-09-09 | 2022-09-09 | 一种用于堆芯中子通量测量系统的验证系统和方法 |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
CN202211102493.0A CN115641973B (zh) | 2022-09-09 | 2022-09-09 | 一种用于堆芯中子通量测量系统的验证系统和方法 |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
CN115641973A true CN115641973A (zh) | 2023-01-24 |
CN115641973B CN115641973B (zh) | 2024-05-07 |
Family
ID=84942874
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
CN202211102493.0A Active CN115641973B (zh) | 2022-09-09 | 2022-09-09 | 一种用于堆芯中子通量测量系统的验证系统和方法 |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
CN (1) | CN115641973B (zh) |
Citations (10)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CN102280148A (zh) * | 2011-04-29 | 2011-12-14 | 清华大学 | 高温气冷堆数字化保护系统的集成测试方法及系统 |
CN107146647A (zh) * | 2017-04-20 | 2017-09-08 | 岭东核电有限公司 | 一种便携式中子检测装置 |
CN107204208A (zh) * | 2017-04-26 | 2017-09-26 | 岭东核电有限公司 | 一种便携式的中子探测器信号动态仿真装置 |
CN112420229A (zh) * | 2020-11-18 | 2021-02-26 | 中国核动力研究设计院 | 一种堆外核仪表系统定期试验装置及其试验方法 |
CN112466492A (zh) * | 2020-11-26 | 2021-03-09 | 中国核动力研究设计院 | 用于堆外核仪表系统中间量程的测量装置及其应用方法 |
CN213023588U (zh) * | 2020-07-27 | 2021-04-20 | 中广核核电运营有限公司 | 一种电离室式探测器电流故障诊断装置及系统 |
CN113241204A (zh) * | 2021-05-19 | 2021-08-10 | 核星核电科技(海盐)有限公司 | 一种用于测试反应堆反应性仪的专用系统 |
CN113270217A (zh) * | 2021-05-14 | 2021-08-17 | 中国核动力研究设计院 | 六段非补偿电离室的功率量程测量方法和装置 |
CN114242274A (zh) * | 2021-11-18 | 2022-03-25 | 中广核研究院有限公司 | 一种保护系统 |
CN114266157A (zh) * | 2021-12-22 | 2022-04-01 | 中国核动力研究设计院 | 实现任意时刻反应堆功率分布试验的方法、装置和设备 |
-
2022
- 2022-09-09 CN CN202211102493.0A patent/CN115641973B/zh active Active
Patent Citations (10)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CN102280148A (zh) * | 2011-04-29 | 2011-12-14 | 清华大学 | 高温气冷堆数字化保护系统的集成测试方法及系统 |
CN107146647A (zh) * | 2017-04-20 | 2017-09-08 | 岭东核电有限公司 | 一种便携式中子检测装置 |
CN107204208A (zh) * | 2017-04-26 | 2017-09-26 | 岭东核电有限公司 | 一种便携式的中子探测器信号动态仿真装置 |
CN213023588U (zh) * | 2020-07-27 | 2021-04-20 | 中广核核电运营有限公司 | 一种电离室式探测器电流故障诊断装置及系统 |
CN112420229A (zh) * | 2020-11-18 | 2021-02-26 | 中国核动力研究设计院 | 一种堆外核仪表系统定期试验装置及其试验方法 |
CN112466492A (zh) * | 2020-11-26 | 2021-03-09 | 中国核动力研究设计院 | 用于堆外核仪表系统中间量程的测量装置及其应用方法 |
CN113270217A (zh) * | 2021-05-14 | 2021-08-17 | 中国核动力研究设计院 | 六段非补偿电离室的功率量程测量方法和装置 |
CN113241204A (zh) * | 2021-05-19 | 2021-08-10 | 核星核电科技(海盐)有限公司 | 一种用于测试反应堆反应性仪的专用系统 |
CN114242274A (zh) * | 2021-11-18 | 2022-03-25 | 中广核研究院有限公司 | 一种保护系统 |
CN114266157A (zh) * | 2021-12-22 | 2022-04-01 | 中国核动力研究设计院 | 实现任意时刻反应堆功率分布试验的方法、装置和设备 |
Non-Patent Citations (2)
Title |
---|
吴茜等: "基于NI-LabVIEW的堆芯核测IMCH系列逻辑模块测试系统", 《仪器仪表用户》, vol. 23, no. 9, pages 77 * |
王大明 等: "华龙一号与VVER 堆芯测量系统差异性分析", 《科技风》, vol. 12, no. 4, pages 4 * |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
CN115641973B (zh) | 2024-05-07 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
CN201336157Y (zh) | 一种用于反应堆保护系统过程仪表测试的新型试验装置 | |
CN111292862B (zh) | 基于核电厂安全重要仪表信号状态的反应堆紧急停堆方法 | |
KR101865666B1 (ko) | 원자로노심보호계통 소프트웨어 검증용 시뮬레이션 장치 및 시스템 | |
KR101797078B1 (ko) | 원자로노심보호계통 유지보수 시뮬레이션 장치 및 시스템 | |
US6532550B1 (en) | Process protection system | |
CN103163398A (zh) | 核电站贝雷板件可靠性检测系统和方法 | |
KR101199625B1 (ko) | 원자력 발전소의 디지털 신호 전자제어 처리를 위한 장치 및 방법 | |
CN110322977B (zh) | 一种核电堆芯水位监测系统的可靠性分析方法 | |
CN115641973B (zh) | 一种用于堆芯中子通量测量系统的验证系统和方法 | |
KR102228054B1 (ko) | 노심보호계통 제어봉집합체프로세서의 동적 소프트웨어 검증시험 장치 및 방법 | |
CN213025417U (zh) | 重水反应堆保护系统 | |
CN109725176B (zh) | 一种水电厂机组转速节点校验装置及校验方法 | |
Fantoni et al. | Applications of autoassociative neural networks for signal validation in accident management | |
CN209117820U (zh) | 一种继电保护测试系统 | |
KR20200117213A (ko) | 노심보호계통의 1채널 동적 시험장치 및 시험방법 | |
CN115346696B (zh) | 一种用于核安全级堆芯冷却监测系统的验证系统和方法 | |
CN115268761A (zh) | 一种用于实时模拟反应堆全堆中子通量信号的系统和方法 | |
CN117594260A (zh) | 一种核反应堆过程仪表模拟试验系统及方法 | |
Jervis | Control and instrumentation of large nuclear power stations a review of future trends | |
Cobb et al. | CIL's experience with a computerized ammonia plant trip system | |
Hong et al. | A Brief Analysis on Nuclear Instrument System Interface and Periodic Test Framework of Nuclear Power Plant | |
Bokor et al. | Reliability analysis of protection systems in NPP applying fault-tree analysis method | |
Hashemian | Response time and drift testing | |
Wang et al. | Verification and validation optimization method for signal quality bits in digital control system application software of nuclear power plant | |
CN117406673A (zh) | 一种核电厂维修规则中数字化仪控系统监测单元划分方法 |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
PB01 | Publication | ||
PB01 | Publication | ||
SE01 | Entry into force of request for substantive examination | ||
SE01 | Entry into force of request for substantive examination | ||
GR01 | Patent grant | ||
GR01 | Patent grant |