2MWt液态燃料钍基熔盐实验堆仪控系统纵深防御设计与分析

研究堆的安全设计要求仪控系统具有纵深防御的特点,其设计需满足研究堆的总纵深防御目标,保证在堆的各种运行工况条件下,能可靠执行监测、控制、保护、报警等功能。为了保证实验堆仪控系统的设计满足我国及国际法规的要求,本文详细论述了研究堆仪控系统的纵深防御设计并对其与标准的符合性进行了分析。通过分析,得出了实验堆仪控系统纵深防御设计方案满足现有标准的要求和研究堆总的安全要求的结论,为实验堆仪控系统的设计提供参考。     

高温气冷堆停堆保护系统的多样性分析

为评价高温气冷堆(HTR)停堆保护系统的多样性特征，基于NUREG/CR-6303的分析方法，通过导则中D3评估方法来确定必需的多样性，并采用NUREG/CR-7007的多样性量化评估方法，分析并识别出停堆保护系统7大多样性属性的25条因素值，计算出标准化的多样性量化值。针对系统多样性存在的薄弱点及工程的实际情况，提出了可行的改进方案。重新核算结果表明，改进方案能有效提升系统的多样性量化值。     

秦山核电厂扩建项目仪控系统多样性方案

介绍了秦山核电厂扩建项目(方家山核电工程)仪控系统的多样性设计方案,从设计的依据、分析方法、分析结果等方面进行论证,证明仪控系统多样性设计的必要性及正确性。     

核电站仪控系统的多样性评估方法及应用

为避免或减轻核电站数字化仪控系统软件共因故障,提出了一种半定量的多样性评估方法。该方法基于核电站运行经验,对各类多样性属性及其多样性准则分配有效性权重,开发了多样性评估工具,可用于核电站仪控系统的多样性评估工作,借助于该方法能及时发现设计的薄弱环节并改进。     

IAEA仪控系统审评中的审评原则分析

仪控系统独立工程审评(IERICS)是由国际原子能机构(IAEA)主导的、针对核电站仪控系统的专项审评,在国际上具有较高的权威。文章结合我国首个自主化核安全级仪控平台——和睦系统的IERICS过程,从标准要求、实施方法及文档要求等方面对安全设计准则的审评原则进行分析,总结了SSG-39安全导则中规定的安全设计要求,为后续相关核安全级仪控系统的设计和安全审查提供参考。     

小型模块化钍基熔盐堆防核扩散性能初步定量评估

核能的和平利用一直备受关注，防核扩散性能也是评价4代堆性能的4大指标之一，为建立满足4代堆核能系统标准的钍基熔盐堆核能系统，需对其防核扩散性能进行评价。因此，本文基于美国橡树岭国家实验室等机构提出的多属性效用分析（MAUA）方法，从材料性质、操作需求等14个方面，定量化评估了3种模式下小型模块化熔盐堆卸料的防核扩散性能，并与采用一次通过燃料循环的PWR进行对比，进而为燃料循环方案的优化提供核扩散风险参考。分析结果表明，小型模块化熔盐堆设计防核扩散性能指标--核安全测量值约为0.8，可比拟一次通过燃料循环的PWR，优于闭循环的CANDU堆。此外，本文还针对第3种连续后处理模式堆型的防核扩散性能进行了初步优化。以上分析结果可为进一步合理优化防核扩散性能提供参考，为燃料循环的选择提供合理、透明、可追溯的依据。     

核电站模拟仪控系统数字化改造规划及实施策略

在运核电站模拟仪控系统面临技术老化和物理老化的问题,采用数字化DCS技术对在运核电站通用仪控系统的大范围升级改造具有技术复杂、影响面广、投资大,项目执行周期长、单次实施时间紧(只能在机组大修期间实施)等特点。从改造必要性、仪控系统设计基准、数字化仪控技术特点、仪控系统功能分析、仪控系统安全分级、仪控系统架构方案,仪控系统数字化改造全生命周期各关键阶段的工作任务、仪控系统数字化改造风险分析等几方面对在运核电站模拟仪控系统数字化升级改造需重点关注的问题进行了初步分析和论述。在此基础上,结合国外核电站仪控系统数字化改造的经验和教训,对我国在运核电站模拟仪控系统的数字化改造升级策略提出建议。     

核电站RPS仪控系统的可靠性评估

针对目前压水堆核电站RPS仪控系统可靠性定量分析缺乏行之有效的方法,以现有核电厂安全系统可靠性分析标准为基础,参考功能安全领域相关标准,总结出一种关于核电站RPS仪控可靠性和安全性定量计算的方法,能对核电厂RPS仪控系统的整体可靠性水平进行定量的评估。将此方法应用于福清核电站1号机组RPS仪控系统可靠性分析,获得了期望的效果。     

基于“白盒”模型的数字化仪控系统失效率方法研究

在核电厂概率安全分析中,数字化仪控系统和设备的建模以及失效率的评估在核电行业尚无统一的标准或业界普遍认可的方法,尤其是软件失效和共因失效参数的准确量化。文章介绍了一种基于数字化仪控系统可靠性模型的评估方法：基于安全级数字化仪控系统的设计特征,通过分析故障模式有关的失效机制,系统性识别防御措施并将其与系统可靠性模型中相应元素相关联来评估对故障模式和失效机制有效性,确定残余主要失效机制和故障模式,并结合现行实践方法,来估计失效率。最后,通过与现行方法进行比较,分析了该方法的实施难点,并提出了相应的注意事项和完善建议。     

空间堆阴影屏蔽结构与材料选型

空间堆对辐射屏蔽尺寸和重量要求苛刻，为寻找合适的屏蔽方案，需要对屏蔽材料、结构进行选型研究。本文首先介绍了国内外对空间堆屏蔽目标及限值的研究进展，基于反应堆屏蔽设计原理，针对不同应用场景抽象出平板模型和球模型，在不同设计目标下对不同材料的屏蔽性能进行分析，基于分析结果采用自动化优化工具对屏蔽方案进行选型，分析了各个方案的优缺点。结果表明，放射源的能谱、源的尺寸大小、屏蔽体离源的距离、不同的屏蔽设计目标都会影响屏蔽材料和结构的选择，需要根据应用需求进行筛选；碳化硼、氢化锂和钨是较好的空间堆屏蔽材料；利用自动化优化工具对屏蔽体进行分层布置可实现有效减重。     

基于FPGA的核安全级仪控系统设计与验证

为解决基于微处理器技术的核电厂安全级数字化仪控系统（DCS）中软件共因故障（CCF）的问题,通过多样性手段避免当未能紧急停堆的预计瞬态（ATWS）发生或反应堆保护系统（RPS）因CCF导致丧失安全功能的风险,本文设计了一种基于现场可编程逻辑门阵列（FPGA）技术的核安全级DCS系统平台,并以核电厂中RPS为实例测试验证平台的功能性能。结果表明:基于FPGA的核安全级DCS系统平台在可用性、适用性和可靠性等方面都满足核电厂安全级数字化仪控系统的要求。      

基于NuPAC的核电厂反应堆保护系统

现场可编程门阵列（FPGA）技术作为一种不同于CPU技术的数字电子技术,越来越广泛地用于核电厂安全级仪控系统。本文介绍了基于FPGA技术的核电厂反应堆保护系统平台NuPAC及反应堆保护系统的结构,分析了NuPAC平台在简化系统设计、独立性和多样性等方面对反应堆保护系统结构的改进。此外,分析了FPGA技术在提升反应堆保护系统的确定性、安保性和可持续性等方面的优势,介绍了反应堆保护系统的需求分析及其挑战。本文将为今后国内其他基于FPGA技术的核安全级仪控系统的开发提供参考。     

秦山核电厂反应堆保护系统及其相关设备数字化改造规划和实施策略

秦山核电厂采用数字化技术改造了基于模拟技术的反应堆保护系统。与此同时,采用同一数字化安全仪控平台对堆外核测系统进行了改造。文章结合该厂原有系统的历史和现状,在广泛了解目前国际上数字化安全仪控平台的发展状况、国外核电厂在该领域的应用现状的基础上制定适合秦山核电厂工程实际的改造规划和"以我为主,中外合作,充分利用国内技术力量"的实施策略。分析了影响和制约在役核电厂反应堆保护系统及其相关设备改造的主要因素,并对可实施性作总体评估,以了解改造过程中所面临的问题和困难,预先准备相应对策,确保技术改造目标的实现。     

核电安全系统软件共因故障的纵深防御

文章简述了核电仪控安全系统数字化的发展背景,分析了美国核管会（NRC）等核安全当局针对软件共因故障（SWCCF）的观点。针对核电安全系统采用数字化平台后,引入的软件共因故障问题,以方家山核电工程安全系统数字化的设计方案为例,阐述了计算机软、硬件多样性的防范策略,在软件共因故障防御的问题上,为核电数字化安全系统提供了一种多样性纵深防御的解决方案;同时分析了核安全执照申请中可能遇到的问题,并提出未来核电安全仪控系统可能的发展方向。     

核电厂安全控制系统TXS虚拟机软件的设计与开发

在深入分析大型压水堆核电厂数字化仪表控制系统组合基础上,为与过程控制系统虚拟机软件并列应用,针对核安全控制系统进行虚拟仿真,研究开发基于Windows平台的数字化仪表控制系统(DCS)虚拟机软件VTXS。VTXS以自动代码分析和翻译转换为基本构建手段,以Visual C++为集成开发环境,采用面向对象模块化程序设计的方法、多线程和多进程通信的技术,以完全软件形式高逼真的再现真实TXS的安全控制功能。     

系统工程方法论在核反应堆数字实验中的应用研究

核反应堆工程实验系统的复杂性一直是制约核反应堆工程实验技术攻关和创新的重要因素之一。为提升应对核反应堆工程实验系统复杂性的能力和手段，引入数字实验概念，目的是建立适用于核反应堆工程实验全生命周期的统一高效的业务执行环境。本文基于系统工程方法论详细阐述了数字实验平台的顶层架构，包括由V模型和业务场景图构成的业务流程架构，由数据模型化知识化逻辑图构成的实验基础架构，以及由业务层的业务管理系统、应用层的实验设计仿真环境系统、知识层的实验知识系统和资源层的基础功能系统构成的平台功能分层架构，并以“华龙一号”（ACP1000）二次侧非能动余热排出系统（PRS）实验系统为对象进行了应用验证。验证结果表明:上述的架构具有较强的可行性，可作为数字实验平台开发的整体逻辑框架。      

安全级数字化仪控系统行为确定性设计分析

安全级数字化仪控系统行为逻辑通过软件承载,但软件可靠性评价相对困难,因此为确保安全级数字化仪控系统行为的复现性和及时性,保障系统的可靠性和安全性,需开展行为确定性设计。本文依据标准要求并结合工程经验,提出了安全级数字化仪控系统确定性设计需求,并从安全级数字化仪控系统确定性体现的两个方面出发,提出可通过基于模型的形式化建模来保证系统的复现性,通过对系统各个环节响应时间的分配来保证系统响应的及时性,为安全级数字化仪控系统行为确定性设计提供参考。      

数字化反应堆技术在设计阶段的应用研究

为了解决核反应堆设计效率低、资源集成度不高、创新能力受限等问题，提出了数字化反应堆技术研发的实施构想。通过对数字化反应堆技术在核反应堆研发设计阶段的应用研究情况，发现搭建灵活可扩展的数字化基础平台框架、建立基于系统工程的三维协同设计体系以及基于知识工程的大数据管理是数字化反应堆技术应用在反应堆工程设计阶段的重要研究内容。      

模块式小型压水堆ATWS典型初因事件研究

未能紧急停堆的预期瞬态(ATWS)典型初因事件的选取在大型压水堆核电厂已形成一套完整的方法。由于模块式小型压水堆的结构和设计特点与大型压水堆核电厂差异较大,其ATWS典型事故选取也有所差异,需结合模块式小型压水堆的特点对其ATWS的典型初因事件进行筛选研究。本文从压水堆标准规范出发,结合核电厂ATWS事故的一般要求,采用RELAP5/MOD3.2程序为分析工具,对模块式小型压水堆Ⅱ类瞬态进行了典型ATWS事故的分析,限制准则为,维持反应堆冷却剂系统压力边界的完整性。结果表明,模块式小型压水堆后果最为严重的ATWS初因事件为失电和控制棒失控抽出两个事故,从而最终确定了此类堆ATWS的典型初因事件,为安全分析报告的编制提供了支持。