中国先进研究堆(CARR)
氦-3回路的研究与设计

氦-3回路的研究与设计
黄欣;张培升;汤国梁;张爱民;张应超
【期刊名称】《原子能科学技术》
【年(卷),期】2008(042)008
【摘要】为使中国先进研究堆(CARR)具备开展压水堆燃料瞬态试验的能力,本工作对氦-3回路进行研究与初步设计.文章描述了氦-3回路的工作原理、设计参数和工艺流程.研究结果表明,氦-3回路能够快速、均匀、灵活地调节试验燃料棒的功率,是CARR实现压水堆燃料功率瞬态变化的优选方案.
【总页数】4页(P751-754)
【作者】黄欣;张培升;汤国梁;张爱民;张应超
【作者单位】中国原子能科学研究院,反应堆工程研究设计所,北京,102413;中国原子能科学研究院,反应堆工程研究设计所,北京,102413;中国原子能科学研究院,反应堆工程研究设计所,北京,102413;中国原子能科学研究院,反应堆工程研究设计所,北京,102413;中国原子能科学研究院,反应堆工程研究设计所,北京,102413
【正文语种】中文
【中图分类】TL353
【相关文献】
1.用于环形正负电子对撞机探测器超导磁体的小型氦虹吸回路实验与数值模拟研究[J], 张宝堂;王美芬;朱自安;王恒;刘旭洋;牟智慧;牟洪钟
2.中国氦冷固态实验包层氦气实验回路设计分析 [J], 向斌;冯开明;叶兴福;秋穗正
3.高温堆用大型氦回路HTL氦气压缩机通过出厂验收 [J],
4.氦光泵磁力仪信号检测控制回路的设计 [J], 张振宇;程德福;连明昌;周志坚;王君
5.氦-3回路中氚的辐射安全分析 [J], 李炳林
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CARR堆反应堆厂房结构分析与密封设计

应堆厂房进行了整体和局部分析 ,给出了结构不 同部位 的内力和变形 ,并对结果进行了分析和总
结。
2 C ARR厂房概 况
C R 厂房为多层钢筋混凝土结构物 , A R 地下 l , 上 3 , 为核
3 C RR结构 内力分 析 A
5 0 m 为辅助系统设备层 . O 0m 为物理实 .0 5 ±. 0 O
验大 厅 ,7 0 m 为一 回路 主设 备 层 ,l. 0 为 .0 0 37 m 0
反应堆操作大厅 。厂房外墙壁厚 1 m,各层楼板 . O 厚度分别为 1 m、 . 屋顶采用预应力钢筋混 . O8 0 m, 凝土箱型楼盖 .混凝土强度等级采用 C 0 3 一操作 大厅 的楼板 、屋盖及 围护墙体构成密封厂房的压 力边 界 。 在 正常运 行 工况 下 ,反应 堆 厂 房 内部保 持负 压 。当发生假想设计基准事故时 ,厂房密封大厅 内温度升高 ,压力上升 ,事故工况下大厅内部压 力为 lk a P 。为保证发生事故时能将放射性裂变 0 产物有效地包容在厂房内,使放射性物质 向环境 的释放量低于可接受限值 ,设计要求厂房 的泄漏 率不大于 2 %容积/。 . 5 d
摘要 :C RP 厂房为典 型短周期结构 .是 由不 同结 构形式 和不 同材料结构单元构成 的复杂结 构体系 部 A ,
分结构 整体内力分析采用 Ag r lo 程序 ,厂房结 构局部应力分析采用 A Y NS S程序 ,预应力 混凝土结 构计算 采
用 IE ' C程 序。分析计算 表明 ,结构 的最大 位移 发生在侧墙 的中部 .打压状态下 的位移量约 为 !2 rm 应 R .a 8
31 遵循标准与计算程序 . C R 厂房结 构分析与设计 遵循 的主要标 AR
CARR

刘兴民, 唐国静, 吴晓春
( 中国 原 子 能 科 学 研 究 院 反 应堆 工 程 研 究 设 计 所 , 北 京 1 0 2 4 1 3 )
摘要 : U— Mo合 金 燃 料 具 有 铀 密 度 高 、 辐照稳 定性 好和后 处理 简单 等优点 , 是 未 来 研 究 堆 燃 料 的 理 想 选 择 。在 保 持 中 国 先 进 研 究 堆 ( C AR R) 主体结 构不变 的基础 上 , 使 用 合 适 的 U— Mo合 金 燃 料 替 换 C AR R 现有燃料 , 进 行 堆 芯方 案初 步研 究 。 通 过 对 中 子 注 量 率 、 循环 长度 等关 键参数 的对 比分析 , 给 出 了 较 优 的 堆 芯 物 理 设 计 方 案 。该 堆 芯 物 理 方 案 具 有 更 好 的设 计 参 数 , 并 可节 省 大 量 的 燃 料 经 费 支 出 , 提 高 了反
CARR堆反应堆厂房通风系统设计

1 引 言
CR A R堆是一座核功率为 6MW 的研究型池 0 式反应堆工程 ,本文主要介绍反应堆厂房通风和 空气净化系统设计思路和设计过程 。该系统包括 反应堆 厂房地下室通风和空气净化系统(B ) R V、 物理实验大厅通风和空气净化系统(H ) P V 、主 回 路工艺 间通风和空气净化系统(C )操作大厅通 PV 、 风和空气净化系统(H ) R V ,以及操作大厅应急通 风系统(V ) 部分。 E S5
维普资讯
第 2 8卷 第 l期
2 0 7 0
核 动 力 工 程
Nu la we c e rPo rEng n e i g i e rn
Vb .2 .NO 1 1 8 .
Fe b.2 0 0 7
年 2 月
文章编号 :0 5 -9 62 0 ) 0 -6 2 80 2 (0 70 - 0 1 15 1
物理 实验 大厅排 风 系统
物理 实验 大厅 送风 系统
湿 度% 冬 季 夏季 系统 编 号
R BV
Ve t a i n Rae Cac l t n n i to t lu ai l o
系统 名称 地 下室 排风 系统 地 下室 送风 系统
系统 风 量, . m hl l80 l6 9 9- 6 4 0-1 0 18 9 o l0
设 计 参 照 的法 规 、导 则 和 规 范 :① H D A 121 核电厂防火 》  ̄ J 9819 核燃料 0/l《 ;(E / 3.9 5《 ) T 后处理厂通风与空气净化设计规定 》等。
2 系统 功 能 与 运 行 工 况
研究堆安全分类(试行)

附件研究堆安全分类(试 行)1 引言1.1 目的1.1.1本文件的目的是详细说明研究堆安全分类的原则和方法,为进行研究堆安全分类提供技术指导,也为实施研究堆分类监管提供支持。
1.1.2本文件对《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例实施细则之三:研究堆许可证件的申请和颁发》(HAF001/03)中涉及的研究堆分类提供了具体的方法。
1.1.3 附录是对本文件的说明和补充。
1.2 范围1.2.1 本文件适用于研究堆(包括临界装置)的安全分类。
1.2.2 本文件中“研究堆”包括反应堆堆芯,实验装置,以及反应堆厂址内的与反应堆或实验装置有关的一切其它设施。
2 安全目标和纵深防御原则的应用2.1.1 《研究堆设计安全规定》(HAF201)2.1节给出了如下的研究堆安全总目标:建立并维持一套有效的防御措施,以保护工作人员、公众和环境免受过量的放射性危害。
—2—2.1.2 为达到研究堆安全目标,研究堆设计中必须贯彻纵深防御原则,从而提供多层次的保护。
对于不同类别的研究堆,其纵深防御的层次和重点可以适当调整,对许多低功率研究堆,可能不需要考虑或者尽可能简化第五层次防御乃至第四层次防御的考虑。
研究堆基于分类的安全管理不降低2.1.1节所引用的安全目标。
3 研究堆安全分类研究堆分类时要考虑的主要因素为:(1) 反应堆功率和热导出方式;(2) 可以引入的反应性及其引入速率,反应性控制能力和手段,以及固有安全特性和附加安全特性;(3) 燃料元件的类型和裂变产物总量;(4) 慢化剂、反射层和冷却剂的类型;(5) 安全壳及其它包容结构;(6) 反应堆的应用(实验装置、试验、反应堆物理实验)。
具体分类时重点考虑潜在源项大小、安全特性和放射性释放后果。
3.1 I类研究堆3.1.1 分类准则:功率低、剩余反应性低、裂变产物总量少的研究堆,具体功率范围为:小于500kW,如果具有较高的固有安全特性,功率范围可扩展至1MW。
3.1.2 安全特性:—3—这类研究堆通常在自然对流冷却方式下运行。
我国在役民用研究堆安全分类示例

附录
我国在役民用研究堆安全分类示例
序号 堆 名 营运单位 堆 型 设计功率 分 类
1 重水研究堆 中国原子能院重水堆 10MW Ⅱ类研究堆
2 49-2游泳池式反应堆 中国原子能院轻水堆 3.5MW Ⅱ类研究堆
3 原型微型反应堆 中国原子能院轻水堆 27kW Ⅰ类研究堆
4 微堆零功率装置 中国原子能院临界装置 — Ⅰ类研究堆
5 氢化锆固态临界装置 中国原子能院临界装置 — Ⅰ类研究堆
6 DF-VI快中子临界装置 中国原子能院临界装置 — Ⅰ类研究堆
7 中试厂核临界安全实验装置 中国原子能院临界装置 — Ⅰ类研究堆
8 中国实验快堆(CEFR) 中国原子能院快堆 65MW Ⅲ类研究堆
9 中国先进研究堆(CARR) 中国原子能院轻水堆 60MW Ⅲ类研究堆
10 屏蔽实验反应堆 清华大学 轻水堆 1MW Ⅱ类研究堆
11 5MW低温核供热反应堆 清华大学 轻水堆 5MW Ⅱ类研究堆
12 10MW高温气冷实验堆 (HTR-10) 清华大学 石墨气冷堆10MW Ⅱ类研究堆
13 高通量工程试验堆 中国核动力院轻水堆 125MW Ⅲ类研究堆
14 岷江试验堆 中国核动力院轻水堆 5MW Ⅱ类研究堆
15 中国脉冲堆 中国核动力院轻水堆 1MW Ⅱ类研究堆
16 18-5临界装置 中国核动力院临界装置 — Ⅰ类研究堆
17 高通量工程试验堆临界装置 中国核动力院临界装置 — Ⅰ类研究堆
18 深圳微型反应堆 深圳大学 轻水堆 30kW Ⅰ类研究堆
19 医院中子照射器 北京凯佰特科
技有限公司
轻水堆 30kW Ⅰ类研究堆
—6—。
CARR中子残余应力谱仪的设计与应用
整 台, 方便 灵 活 地 调 整单 色 器 的 位 置 。使 用 双 聚 焦 S( l) 色 器 , 仪ห้องสมุดไป่ตู้的 分 辨 可 以达 到 0 2 。一 维 中 i3 1单 谱 .
子位 置灵 敏探 测 器 O DE 1 8 的 主 要 指标 与 R S R 1 l2 N A E T上 使 用 的 O DE A 1 5 N 的相 比有 了 很 大 R L 】0 改 进 。谱 仪 的附 属 设备 多样 , 备 开 展 织 构测 量 和 材 料 原 位 拉伸 等 实 验 研 究 的 能力 。 具
Ab t a t T h ne r r s d a s r s d fr c o e e f r sr c : e uton e i u l t e s if a t m t r o Chi a n A d a c d v n e Re e r h sae Re e o ( a t r CA RR ) i t is ns r m e i S he fr ti t u nt n Chi a f h e i a t e s m e s r m e t n or t e r sdu Is r s aue n
第 4 卷第4 4 期
2 1年4 00 月
原
子
能
科
学
技
术
Vo . 4, . 14 NO 4
A pr 2 0 . 01
A t m i e g c e e a d T e h l g o c En r y S inc n c no o y
C R 中子 残 余 应 力 谱 仪 的设 计 与 应 用 A R
De i n a d Ap i a i n o u r n Re i u lS r s f r c o e e sg n plc to f Ne t o sd a t e s Dif a t m t r
国内外研究堆仪控系统调研
第26卷 第3期2019年3月仪器仪表用户INSTRUMENTATIONVol.262019 No.3国内外研究堆仪控系统调研马 权,罗 琦,宋小明,刘艳阳(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)摘 要:研究堆代表了当前核反应堆的最新发展水平,而仪控系统是核反应堆的信息神经和控制中枢,在整个反应堆系统中具有举足轻重的作用。
本文梳理了截至目前国内外研究堆仪控系统的发展现状,总结了国外发达核大国和国内典型的研究堆仪控系统的技术特点,重点关注了其保护和控制功能,回顾了研究堆仪控系统的发展历史和趋势,并指出了目前国内与国外发达国家的差距。
关键词:研究堆;仪控系统;保护;控制中图分类号:TL362 文献标志码:AResearch on Domestic and International Research Reactor Control SystemMa Quan ,Luo Qi ,Song Xiaoming ,Liu Yanyang(Science and Technology on Reactor System Design Technology Laboratory, Nuclear Power Institute of China,Cheng-du,610213,China)Abstract:The research reactor represents the latest development level of the current nuclear reactor, and the instrument control system is the information nerve and control center of the nuclear reactor, and plays a decisive role in the entire reactor system. This paper combs the development status of the research and control instrument system at home and abroad, summarizes the technical characteristics of the developed nuclear powers and domestic research reactor control systems, focuses on its protection and control functions, and reviews the research reactor control. The development history and trends of the system, and pointed out the gap between domestic and foreign developed countries.Key words:research reactor;instrument and control system;protection;control收稿日期:2019-01-04作者简介:马权(1981-),男,四川南充人,博士,核动力仪控工程中心副主任,主要从事核电厂数字化仪控系统研制和供货工作。
CARR乏燃料在492游泳池式反应堆使用的堆芯方案研究
国家核安全局关于印发《研究堆安全分类(试行)》的通知
国家核安全局关于印发《研究堆安全分类(试行)》的通知文章属性•【制定机关】国家核安全局•【公布日期】2013.09.22•【文号】国核安发[2013]165号•【施行日期】2013.09.22•【效力等级】部门规范性文件•【时效性】现行有效•【主题分类】核能及核工业正文国家核安全局关于印发《研究堆安全分类(试行)》的通知(国核安发[2013]165号)各有关单位,环境保护部核与辐射安全中心、各核与辐射安全监督站:为进一步促进研究堆核安全监督管理的规范化和科学化,体现不同类型研究堆的安全特点和管理要求,根据《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》、《研究堆安全许可证件的申请和颁发规定》相关要求,我局组织制定了《研究堆安全分类(试行)》。
现印发你们,请将文件执行过程中发现的问题及时反馈我局。
附件:研究堆安全分类(试行)国家核安全局2013年9月22日附件研究堆安全分类(试行)1引言1.1目的1.1.1本文件的目的是详细说明研究堆安全分类的原则和方法,为进行研究堆安全分类提供技术指导,也为实施研究堆分类监管提供支持。
1.1.2本文件对《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例实施细则之三:研究堆许可证件的申请和颁发》(HAF001/03)中涉及的研究堆分类提供了具体的方法。
1.1.3附录是对本文件的说明和补充。
1.2范围1.2.1本文件适用于研究堆(包括临界装置)的安全分类。
1.2.2本文件中“研究堆”包括反应堆堆芯,实验装置,以及反应堆厂址内的与反应堆或实验装置有关的一切其它设施。
2 安全目标和纵深防御原则的应用2.1.1《研究堆设计安全规定》(HAF201)2.1节给出了如下的研究堆安全总目标:建立并维持一套有效的防御措施,以保护工作人员、公众和环境免受过量的放射性危害。
2.1.2为达到研究堆安全目标,研究堆设计中必须贯彻纵深防御原则,从而提供多层次的保护。
对于不同类别的研究堆,其纵深防御的层次和重点可以适当调整,对许多低功率研究堆,可能不需要考虑或者尽可能简化第五层次防御乃至第四层次防御的考虑。
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重大核科学工程·中国先进研究堆 21 中国先进研究堆(CARR) 1 中国先进研究堆(CARR)工程2005年度进展 CARR工程部 中国先进研究堆工程各项工作在2005年均取得了较大的进展,实现了主厂房封顶的目标,施工设计和设计验证试验在年中完成,调试队在年底成立,设备采购已经基本完成,各系统设备按期加工,工程在“质量、投资、进度”三大控制下顺利开展。 本年度继续进行主厂房(01子项)、运行楼(03子项)、通风中心(05子项)、核材料库(09子项)四个子项的建筑和安装工作,中子导管大厅(02子项)和双曲冷却塔(07子项)也开始建设。5月份完成了堆本体第一批设备的就位、安装及调整,随后开展了主厂房各楼层和封顶的施工,同期进行堆水池重砼浇筑;02子项的主体框架建造基本完成;03子项的暖通空调、通讯安防、消防给排水、动力照明、电缆桥架、压缩空气等各系统安装基本完成,内部二次装修和外装饰正在进行;05子项完成内部粗装修,各系统设备吊装就位,热室、风机、给排水等系统正在安装;07子项从下半年开始动工,目前已经施工至±0.00 m;09子项各系统安装调试完毕,在10月份进行的中美安全防范系统演习中运行性能良好,得到美方的肯定。 工程施工设计在今年年中完成。总包院堆工所设计部在前期设计工作的基础上,完成了回路系统和仪控电系统的设计,并对堆本体第二批设备的设计进行了完善和优化,对开工许可证条件的问题进行了回答,完成了CARR堵流事故分析、ATWS事故分析等文件编制,提交了CARR堆芯容器材料辅助监督等设计计算书,对Relap 5 V&V进行计算和论证;分包单位核四院抓紧时间开展余下的各子项土建设计和工艺运输等非标设计,确保土建施工、设备订货和安装工作的开展。 第二批设计验证试验在今年全部完成,均已取得了肯定性验证结果或完成样机制造。全堆芯流致振动试验和流量分配整体试验、堆芯增加阻力件的试验已全部完成,并提交了最终报告;控制棒驱动机构的研制及验证试验进展顺利,已经完成了工程样机研制及加工,提交了施工设计图册,组织了专家审查,并与制造厂家进行了设计交底;自然循环瓣阀研制在今年完成了性能试验、耐久性试验、抗震试验和样机研制,即将最终验收;自然循环能力理论分析在去年5个程序的编制完成的基础上,今年开展了与RELAP5程序之间的相互验证,目前设计部编写的验证报告已经通过了初步审查,并提交了B版报告;有缺陷燃料板的动水腐蚀试验项目已经完成并通过了工程部的验收;CARR燃料组件临界热流密度试验项目进展顺利,已经取得了100多个点的数据,初步趋势已经明确,试验结果比SUDO公式比较明显偏小,与3.6 m/s流速以上临界热流密度公式的计算结果比较也偏小。 CARR工程设备订货已经基本完成,23项主要设备已经落实,数字化保护系统、DCS系统等重要设备加工完成并进行了评审验收;核级管道管件、工艺运输系统、电气、通风、空调等系统大部分设备已经运抵现场;堆本体第二批设备核级材料已经交货,重水箱、导流箱等堆内设备由上海第一机床厂加工,水平孔道由院实验工厂制造,均已多次进行设计交底;202厂正在做燃料元件制造的准备工作,分别进行了设备工艺评定、生产工艺评定;堆本体用铝材的材料试制、加工成型工艺也分别由具备实力的单位正在开展研究;中子散射终端应用设备正在研制采购中,与匈牙利Mirrtron公司订货了冷中子导管合同,从瑞典Uppsala大学引进的中子应力谱仪(兼作织构)的机械主体运抵我院,高分辨粉末中子衍射谱仪的机械主体已经调试完毕,中子反射谱仪合同也即将签22 中国原子能科学研究院年报 2005 订。 调试准备工作在年初开始启动,筹划调试队的组织结构和工作安排。经过院协调,在年底成立了初步由15人组成的调试队,开始调试文件的编写,并与设计部共同承担最终安全分析报告的编写和设计技术服务等工作。 CARR工程的质保体系有效运行。现场施工和设备制造中严格遵守质保大纲和程序文件的要求,做好各阶段的质量控制,针对所出现的不符合项及时汇报并采取有效措施进行处理。本年度共产生27项不符合项,其中一般不符合项23个,较大不符合项4个,均已全部关闭。 作为一项科研工程,中国先进研究堆从工程设计、现场施工、设备到货和设计验证试验等各方面都具有相当的难度。根据当前工程的进展情况,进度计划将进行适当调整,计划在2006年上半年完成土建工作,下半年完成大部分的安装工作,为后续的调试工作打下良好的基础。 (执笔人:赵铁军)
2 CARR数字化仪控系统设计 徐启国 正在建设中的CARR是为了满足21世纪科学技术发展需要而设计建造的。CARR是一座安全可靠、高技术性能、多用途的先进研究堆,它将为中国核科研进一步发展提供一个重要的平台。CARR仪控系统由反应堆保护系统、ATWS系统、核测量系统、反应堆监控系统等组成。这些系统,除了核测量系统基本上还是采用传统的模拟技术外,均采用了计算机技术。 下面将对CARR仪控系统的组成及功能作简单描述。 1) CARR数字化保护系统
保护系统包括从传感器到执行装置输入端子在内的所有电子学设备和逻辑装置。该系统有3个完全独立、实体隔离的通道、两个系统站和若干个2/3逻辑站组成。保护系统除自动给出触发信号外,还设置了手动操作的硬设备,以实现手动紧急停堆和启动专设安全设施。如在主控室和辅助控制点均设置了两个互为冗余的紧急停堆按钮,在主控制台上设置了应急泵、应急风机、重水排放阀、主循环泵和反应堆操作大厅风机等的控制开关,在辅助控制点设置了应急泵、应急风机和重水排放阀等控制开关。 2) ATWS系统 按反应堆保护功能的多样性原则,CARR设置了ATWS系统。正常情况下,停止反应堆采用手动方式,发生事故时由CARR保护系统触发棒控系统实施紧急停堆。一旦CARR保护系统未能正常触发控制棒的停堆动作,将由ATWS缓解系统和重水排放系统来实现紧急停堆功能。 3) 反应堆数字化监控系统 反应堆数字化监控系统负责对反应堆冷却剂系统、二回路冷却系统等主工艺系统、辅助设施厂房二次水系统、通风空调系统、电气系统、自动开堆和功率调节系统等进行监控,并通过网络,实现与数字化保护系统、辐射防护系统进行通讯,获取这些系统的参数,为全面监测CARR运行状态提供可靠保证。 自动开堆和功率调节系统承担CARR控制棒的手动/自动提升、下降和棒位显示功能,用于反应堆手动/自动启动,手动/自动升/降功率和反应堆功率自动调节。该系统控制2根安全棒,4根补重大核科学工程·中国先进研究堆 23 偿棒的运动,当系统投入自动调节时,其中1根补偿棒作为自动调节棒。控制棒的升降运动可以通过操纵员的手动命令,也可以通过一定的控制程序自动进行。达到目标功率后,投入自动调节,维持反应堆的稳定运行。 CARR电气监控系统对中压、低压和应急供电系统实现一体化的监控,对所有供电系统的全部电气参数进行监测。该监控系统是一综合自动化系统,除在控制保护单元上设有手动操作和就地操作外,全部的控制、保护、监视、测量和报警功能均可通过主控室操作员站或电气值班室操作员站来完成。 在通风中心设置2套I/O现场控制站柜,对空调机组的温度、湿度进行自动控制,对空调机组各级过滤器的压差进行检测。有关参数可以通过网络传送到主控室,操纵人员可方便地掌握并及时调整空调机组的运行状况。 目前,CARR仪控系统设计已经全部完成厂家设计工作,即将进入现场安装调试阶段。
3 CARR仪表专业施工设计 昝怀启,李 松 热工过程测量系统是CARR的一个重要组成部分,是运行人员获取反应堆运行信息、采取适当的安全相关行动、保证反应堆安全运行的重要条件。热工测量系统的安全功能包括:为反应堆数字化保护系统提供热工过程监测信息、为辅助控制点提供必要的热工过程状态信息、为反应堆事故监测系统提供必要的热工过程状态信息等。 CARR热工过程测量系统由重水、氦气、主冷却剂、堆本体、渗漏监测等15个子热工过程测量系统构成。整个测量系统包括了压力、压差、温度、温差、流量、液位、电导、pH值、气体成分分析、渗漏等多种工艺参数的测量。系统计有测点数量为396个,其中1E级测点15个。 CARR热工过程测量系统的设计严格遵循国家及行业标准,并在设计过程中严格执行质量过程控制。 CARR热工过程测量系统在设计中充分借鉴重水研究堆、游泳池反应堆及871工程的设计和检修经验,并结合当前测量技术的进步,通过对测量方案和测量设备的合理选用,如1151智能式压力压差变送器、在线工业气相色谱仪的选用,使得热工过程测量系统既具有当前先进测量技术水平特征又兼顾了经济性。 总之,CARR热工过程测量系统设计满足了如下总体要求:满足可靠、准确、反应灵敏、便于维修并能全面反映各系统的重要参数,并实现系统的安全功能和运行功能同时,适应信息化检测技术发展的需要,通过在系统设计中合理应用新技术,充分展现CARR热工测量系统的先进性,从而为CARR工程的全数字化监控的实施做出了贡献。 目前,CARR工程的大多数热工过程测量设备已按计划进行了源地或到库验收,并将陆续运抵现场进入安装调试阶段。 24 中国原子能科学研究院年报 2005 4 CARR电气系统施工设计 李振毅,张文磊,李 彦,陈 莉 CARR供电系统由中压、低压、备用、直流、应急及接地等子系统构成。中压系统由两段母线、20面开关柜及6面电容补偿柜组成,其主要负荷是4台主循环泵、5台二次水泵和4台10/0.4 1 000 kVA的主变;低压系统由四段母线及33面开关柜组成,其电源来自4台主变的低压侧,其主要功能是向所有的低压负荷提供电力并作为应急和备用供电系统的悠闲电源;直流系统由三面开关柜组成,主要向中压系统提供操作电源;备用供电系统由2台互为冗余的柴油机和配电装置组成,其主要作用是向允许短时中断的负荷提供电力。应急供电系统由3套独立的UPS、3组蓄电池组及开关柜组成。其主要是向不允许供电中断的负荷提供可靠的电源。 CARR工程的电气设计严格遵循国家及行业标准,重要设备选用了高性能的元器件,在设计过程中,充分利用已有的成熟经验和技术。使得整个系统有较高的可靠性。 CARR工程的电气设计充分利用新技术,实现了整个供电系统智能化的监控。在中、低压传动设备中选用了集监测、控制、保护、通讯于一体的智能化终端设备,这些设备在研究堆的供电系统都是首次使用,为CARR工程的全数字化监控的实施做出了贡献。 CARR工程的电气系统设计在充分借鉴重水研究堆、游泳池反应堆及871工程的经验并适当改进,使整个系统的可运行性和可维修性得到进一步提升。如充分利用计算机的监测技术,对主要设备的运行时间和动作次数进行记录,利用记录可有计划的对电气设备进行检修,克服了传统完全靠经验和使用年限进行维修的弊端。又如在4台变压器的投切上,精心设计联锁电路,在变压器可以灵活投入的情况下,避免误投的故障。 CARR工程的电气设计充分的体现了可靠性、先进性及可运行性和可维修性的有机统一。 目前,CARR工程的大多数设备已按计划运抵现场,经开箱检验合格。陆续进入安装调试阶段。