MBSE在核电设计中的初步应用研究

为应对逐渐增多的用户需求给“需求满足型”的逆向设计带来的挑战,将基于模型的系统工程应用于“安全注入系统”架构设计,设计过程包括需求分析、功能分析和设计综合。通过需求分析过程的时序图和需求图获取系统需求,并建立需求间追踪关系,便于需求变更影响性分析;通过功能分析的活动图、状态图和时序图实现系统功能架构设计及早期验证与确认;通过设计综合过程的权衡分析优选关键功能备选方案,并借助块定义图展示系统架构模型和动态运行过程,确保所设计的系统满足利益攸关者期望。应用结果表明,基于模型的系统工程（MBSE）适用于现有核电设计,可有效改善传统设计中存在的问题。      

浅析H4工况下RIS与EAS的互为备用和调试

针对失水事故(LOCA)后防止低压安注泵或安全壳喷淋泵功能完全失效(H4)的超设计基准事故,设计了H4管线,在H4工况时,利用仍然可用的低压安注泵或安全壳喷淋泵实现堆芯长期冷却的功能。对H4工况下安全注入系统(RIS)与安全壳喷淋系统(EAS)的备用进行试验,通过选取低特性与高特性的低压安注泵和低特性的安全壳喷淋泵,验证了各项性能参数在事故工况时仍能满足要求,同时验证了向反应堆冷却剂系统(RCP)系统冷、热段注入时,泵的出口流量满足秦山核电厂扩建项目(方家山核电工程)调试大纲中的安全准则。     

DVI安注技术在三环路压水堆的应用研究

本文针对某三环路压水堆核电厂提出采用压力容器直接注入（DVI）技术的安注系统简化设计方案。采用RELAP5/SCDAP-SIM和CATHARE-GB程序分别分析了对安注系统功能执行要求最高的DVI管道断裂事故及反应堆冷却剂冷管段双端剪切断裂事故，研究该简化设计方案的可行性和有效性。分析结果表明，在DVI管道发生断裂的事故工况下，安注系统有足够的冗余性保证燃料温度不会明显上升。在RCS主管道发生大破口包括双端剪切断裂事故工况下，通过DVI注入可明显延长安注箱注入时间、提高安注箱水装量的有效利用率，仅利用中压安注泵和安注箱即可完成安注功能的执行，不再需要低压安注子系统。DVI技术的应用大大简化了安注系统设计，电厂的安全性和经济性得到共同提升。     

核电厂安全壳地坑滤网堵塞问题研究进展与现状

安全壳地坑是压水堆核电厂专设安全设施安全壳喷淋系统和安全注入系统的重要组成部分。失水事故后安全壳地坑滤网的堵塞将极大地影响安全壳喷淋系统和安注系统的正常运行,威胁核电厂的安全。许多核电国家针对地坑滤网堵塞问题进行了研究,各国核安全管理当局也发布了公告要求核电厂解决此问题。本文介绍了安全壳地坑滤网堵塞问题的研究进展及现状。     

先进安注箱试验研究

先进安注箱与传统安注箱相比,可在安注的不同时期根据堆芯冷却需要自动转换安注流量,提高冷却液利用效率,同时可简化安注系统,节约建造成本。为获得所设计的先进安注箱水力学特性,在基于模化相似理论设计的先进安注箱试验回路上开展水力学试验研究,最终获得了箱体安注过程中安注流量、压力、液位、介质温度和水力学部件流阻系数等参数的变化规律。结果表明,本研究所针对的先进安注箱试验本体可实现安注流量的自动转换功能,且大小流量比在3.5∶1左右,安注总时间可达250s,与同类设备的安注性能指标相比具有一定的先进性。本试验结果不仅验证了先进安注箱结构设计的合理性,还可为反应堆安全分析提供输入性数据。     

非能动AP1000安注箱的密封设计

泄漏引起的容器失效是承压设备行业最大的安全隐患,而设备密封设计的好坏是避免发生泄漏的首要因素。文章首先对AP1000安注箱的密封结构和设计特点进行介绍,然后使用规范设计与基于最大允许泄漏率的紧密性的联合设计方法,来验证AP1000安注箱的密封设计,但产品的实际密封性能还需试验考核验证。     

发扬成绩,总结经验,不断创新,持续改进

核电站的安全、可靠和经济运行是核电事业发展的基础。不断提升核电站的安全水平、运行业绩、提高核电的竞争力是核电发展的永恒主题。核燃料及燃料管理直接关系到核电站安全水平和运行的经济性,是核电站技术改进和安全改进的核心领域。而设备管理是保证核电站设备长期安全可靠运行的重要基础。在燃料管理方面,经过多年的实践,广东核电的燃料管理取得了长足的进步。燃料管理的队伍也不断成长壮大。20世纪80年代末、90年代初引进AFA 2G燃料组件制造技术及引进换料堆芯设计技术。20世纪90年代初引进、消化、吸收西屋全套燃料管理设计技术,并应用到电站的燃料管理设计和改进论证中。20世纪90年代中期实现AFA 2G燃料组件供应国产化。从燃料监造、换料设计到运行堆芯监督各方面从严把关,大大提高了燃料的可靠性,燃料可靠性指标连续多年保持在国际先进水平。1998年,经过广东核电、中国核动力研究设计院(NPIC)的共同努力,实现了换料设计的国内化。NPIC从第五循环开始承担大亚湾核电站的换料设计工作。1997~1999年:针对大亚湾核电站高压安注系统存在的可用率较低的问题,经过自主分析,发现了原始设计的不合理之处。经过独立分析论证,提出将高压安注...     

华龙一号核电机组首堆核电设备设计及管理

在华龙一号核电机组首堆核电设备设计及管理的工程设计实践中，采用设计计划、设计接口和设计采购一体化管理方法，并通过实施开口项、风险管理等创新机制，按期完成每一项设备设计任务，确保了华龙一号核电机组首堆工程按期施工。      

基于ECC安注热混合试验的LOCUST 1.2分析与验证

在失水事故（LOCA）工况下安注系统投入使用时,蒸汽与安注冷却剂会发生流体热力学混合,热混合过程中冷腿段的冷却是直接影响堆芯再淹没与否的重要因素。中国广核集团有限公司自主研发了一款两相流热工水力系统分析软件LOCUST,可用于压水堆核电厂事故工况的分析计算。基于西安交通大学堆芯应急冷却系统（ECCS-XJTU）试验台架进行的堆芯应急冷却（ECC）安注热混合试验,本文使用LOCUST软件对ECC热混合试验进行了几何建模及计算分析。ECC热混合试验工况主要为不同流量下主管纯蒸汽与安注管过冷水的混合,蒸汽流量为25~125 kg/h,过冷水流量为100~500 kg/h。模拟计算结果和试验结果的对比分析表明：试验段出口质量流量计算值的最大相对误差在13.8%以内,混合后温度计算值的最大相对误差在8%以内,LOCUST在计算高温蒸汽和过冷水混合时的计算结果相对保守,总体上验证了LOCUST在LOCA下两相热混合安注计算的可靠性和准确性。     

核反应堆设计软件验证数据库系统的研制

针对反应堆物理、热工-水力分析、燃料设计等专业的数据在软件验证工作中的实际需求，研制了核反应堆设计软件验证数据库系统，提出了系统的逻辑结构与技术实现架构，并采用统一的数据建模方式，从数据管理、系统管理、安全管理3个方面对软件验证数据库系统进行了设计与实现。研制完成的验证数据库系统，有效地解决了验证数据的组织不规范、数据重复、数据利用率低等缺陷和不足，为后续的软件验证工作提供有力的支撑。      

需求建模方法在核电需求分析中的应用

At present, it is increasingly difficult for the nuclear power design products to meet user expectations for there is no effective method to collect and manage the requirement information, and it is unable to perform early the requirement verification and to change the requirements in the research and development process. In view of the above problems, this paper takes the safety injection system as an example and applies the requirement modeling to the requirement analysis process. The collection of requirements is achieved through requirement use case modeling, requirement scenario modeling and requirement logic modeling. the state diagram is implemented to ensure that the top-level design proposal meets user requirements, and the timing diagrams are compared to check for the missing and inconsistent requirements. Therefore, the early validation of requirements is realized by means of requirements modeling, ensuring that the design products meet the user requirements, and at the same time providing a reference for the further application of requirements modeling in nuclear power design.     

基于PSA技术的核电厂数字化仪控系统可靠性设计及应用

传统意义上核电厂数字化仪控系统主要依靠提升设备的可靠性来满足电厂安全目标。随着监管要求的逐步提高，在提升设备可靠性基础上，基于概率论技术的设计手段逐步成为核电厂安全设计新的研究方向。本文应用概率安全评价（PSA）技术，对典型电厂始发事件进行分析及研究，之后对仪控设计方案整体进行PSA建模，再将其置于电厂PSA模型中，通过定量评估分析，识别薄弱环节，给出优化改进措施。在此基础上提出了一套确保核电厂仪控系统满足整体安全目标的可靠性设计流程。      

核电站安全分级对DCS系统设计影响分析

根据核电站设计总体要求,特别是对仪控系统可用性和可靠性的要求,通过分析核电站中系统、设备及其功能的安全分级,解析现代数字仪化控系统( DCS)的技术特点.结合实际在建核电站中不同DCS总体技术方案设计实施过程中的差异,从满足核电站安全运行以及安全评审相关法规标准的需求出发,阐明核电站中不同安全分级的系统和设备对DCS总...     

基于NuPAC的核电厂反应堆保护系统关键特性分析

为确保核电厂反应堆保护系统满足核安全要求和用户需要,对基于NuPAC平台的反应堆保护系统的关键特性进行了分析。归纳出基于NuPAC平台的反应堆保护系统的14个关键特性,这些关键特性不仅覆盖了法规和标准的重要的安全要求,如单一故障准则、独立性、完整性、质量、多样性、可靠性、安保性、可操作性、可维护性及系统性能等,而且覆盖了重要的用户需求,如可兼容性、设计裕量、可持续性、灵活性和经济性等。分析得到的关键特性为下一步反应堆保护系统的需求分析提供了良好的基础和指导。     

基于三代核电技术的电气贯穿件导体组件研制

根据三代核电厂对各类特殊信号传输要求，以三同轴导体组件为例，针对三同轴电缆贯穿安全壳及其射频信号传输的特殊要求，对电气贯穿件专用的三同轴导体组件的设计、制造、工艺试验及型式试验进行了阐述。最终的型式试验结果表明，三同轴导体组件的结构设计合理、制造工艺可行，能够满足三代核电厂电气贯穿件技术要求，其研究成果可直接应用于三代核电厂电气贯穿件的设计。      

AP1000余热排出换热器支承框架W形钢和方形钢的制造

为了确保我国核电厂的安全运行,在AP1000核装置中设置了非能动余热排出装置,该装置需增加1台换热器及核一级使用的不锈钢W形钢和方形钢支承框架。目前W形钢和方形钢的制造工艺取得了成功。经试验、试制,其形状、尺寸、公差以及各项理化性能试验数据都达到了设计要求,可作为核一级支承件,现已成功应用于核电项目中。     

NPTC-11数字显示智能控制仪表研制

过程控制仪表准确与否，直接影响核电厂安伞运行，因此，对此类仪表的国产化更新改造，经验的积累十分必要。本文遵循核级仪表设计标准，充分考虑电站实际使用需求、技术冗余等因素，研制了NPTC-11数字显示智能控制仪表。经过近一年的核电站实用检验表明，该仪表符合研制目标，满足预期的研制要求。     

核电厂主泵专用变压器1级能效限值推算

高能效的变压器能够最大限度降低损耗,对能源节约和环境保护也具有重要意义.本文结合第三代核电某核电厂主泵变压器的技术参数要求,参考国标GB 20052-2013[1]、GB/T 10228-2015[2]和T/CEEIA 258-2016[3],按照能效1级要求合理推算出空载损耗和负载损耗限定值,量化评判标准,对采购方能...     

核反应堆物理确定论计算程序系统NECP软件包的研发与应用

NECP软件包是西安交通大学反应堆物理团队开发的确定论核反应堆物理计算程序系统，软件包包括自主化的NECP-Atlas、Bamboo、X和SARAX程序。NECP软件包经过了大量的验证与确认。数值结果表明，NECP软件包精度高，可满足不同反应堆物理计算需求，具有高度的通用性并实现了对压水堆的高保真建模和计算。目前程序已应用于我国大型压水堆项目、示范快堆项目等重点工程。应用结果表明，NECP软件包已达到甚至优于国际先进核设计程序水平，对我国核电软件自主化和核设计能力提升具有重要的意义。