CAP1400核电厂设计分析器系统调试研究

本文系统研究了CAP1400设计分析器系统调试的难点及解决方案。根据分析器平台要求对各系统单机版程序及模型数据进行了适应性改善,成功地将CAP1400核电厂RELAP5工艺模型、SCADE电厂控制模型及人机显示画面等模型集成到了设计分析器平台,并分别进行了单系统调试及系统联合调试。在此基础上演示了线性升降负荷运行瞬态的调试成果。本文研究的主要工程价值在于为CAP1400核电厂控制系统验证、整定值分析等设计验证工作提供了一个综合性的仿真平台,并为相应的设计验证工作提供了很好的反馈。     

华龙一号海外首堆反应堆控制系统优化设计

反应堆控制系统是核电厂重要仪控系统之一,对保障核电厂的正常运行起着重要作用。为确保控制系统在核电厂运行过程中的良好控制品质和减少现场调试时间,有必要在设计阶段通过仿真研究对控制系统参数进行优化设计。分析了三代核电华龙一号（HPR 1000）海外首堆的反应堆控制系统功能,对各控制系统被控变量进行了说明;在此基础上,对控制系统参数优化流程进行说明;利用核电厂数字化仿真工具,通过系统建模仿真对控制系统参数进行敏感性分析,根据不同参数取值下的系统静态和动态响应特性得到较优的控制系统参数,经性能验证满足设计要求。所获得的反应堆控制系统参数已用于海外华龙一号首堆反应堆控制系统设计,并用于指导核电厂现场调试和核电厂运行。      

核电厂调试阶段不符合项的控制和管理

核电厂调试阶段属于核电厂整个寿期独立的阶段,是在良好设计、制造、建安的基础上,消除在此期间发现的缺陷,保证性能符合设计要求和有关准则的过程。文章基于中国核电工程有限公司华东分公司在某核电项目调试阶段质量控制工作的实践,结合调试阶段的特点,对调试过程中发现和发生的不符合项进行分析,制定应对措施,减少调试阶段不符合项的产生,提高调试阶段的质量和工作效率。     

恰希玛二期核电厂性能试验若干问题分析和研究

根据恰希玛二期（C-2）核电厂功率运行阶段调试性能试验数据,从工程设计、系统调试等各方面寻找电功率未达到预期值的原因,提出技术见解。并以此为例,对核电厂设计和调试等方面提出优化方案和注意事项。     

台山核电厂CEPR总体调试计划及其影响因素

针对台山核电厂先进压水堆(CEPR)核电机组电气、仪控及部分核岛工艺系统的初步试验阶段存在的问题,结合调试总体计划及调试前提条件,分析台山核电厂总体调试潜在的风险,给出预防措施及应对方案,以减少这些风险对调试总体计划的影响。     

核电厂安装和调试期间设备和系统的维护保养

研究了核电厂安装和调试期间开展设备和系统专业维护保养的必要性,讨论了如何组织核电厂安装和调试期间的设备和系统维护保养,并根据核电厂的特点给出核电厂安装和调试期间设备和系统维护保养技术管理的建议,以保证核电厂投入运行后设备和系统能保持较高的可利用率.     

核电厂辐射监测系统设备通讯问题解决方法和改进

RS485Modbus是核电厂辐射监测系统设备常用的通讯方式。论文根据核设施辐射监测系统设计和工程实践经验,介绍了该通讯方式的测试调试方法,并针对通讯问题提出解决方法和改进建议,可供各类辐射监测系统设备在软件开发、测试和现场调试时参考。     

核电应急柴油发电机组保护跳机原因分析

核电应急柴油发电机组作为核电站正常运行可靠供电系统的交流备用电源,在核电站厂用电系统同时失去外电源(主电源及备用电源)及厂内主电源的情况下,为应急电源供电的设备提供可靠的电源,确保相应设备的安全可靠运行。应急柴油发电机组在核电厂事故工况下按设计要求正确可靠的执行逐级加载程序,对核电厂的安全起着至关重要的作用。本文针对核电厂应急柴油发电机组在调试期间执行逐级加载试验时出现的保护跳机问题,对分析和处理过程进行描述,对处理结论进行阐述,供相关技术人员参考使用。     

国产先进压水堆核电厂通用调试导则的设计方法

通用调试导则作为核电厂调试的基础性技术指导文件之一，其作用是针对核电厂中同类型设备、部件或某种给定类型试验给出通用试验方法。基于国内外核电厂调试相关法规和标准的要求，分析国产先进压水堆核电厂的设计特点和调试工作的实际需求，制定了一种国产先进压水堆核电厂通用调试导则文件的设计方法。通过核电厂主要设备和功能梳理、导则试验项目筛选、标准化分析等关键步骤，同时结合国产二代压水堆核电厂调试经验，设计了一套具有自主知识产权、标准化和规范化的国产先进压水堆核电厂通用调试导则文件体系，并在此基础上确定了一种新的文件分类和编码形式，降低文件被错误使用和引用的风险，一定程度上减轻了调试人员的工作负担，同时满足文件的使用、管理和归档要求。      

核电站数字化保护系统维护系统设计

核电厂数字化保护系统的维护系统是对安全级数字化控制系统进行故障分析和系统维护处理的关键环节。为了提高当前核电厂安全级数字化控制系统维护期间的安全性以及调试维修的工作效率,本文在对数字化保护系统架构和维护功能分析的基础上,同时结合FMEA分析技术,设计出了一套全新的集中维护系统,通过对其独立性进行分析,认为其能够满足安全相关标准要求。该设计方案具有人机接口简单,操作方便,不影响安全功能等优点。可应用于核电厂安全级数字化控制系统故障诊断和系统维护中,也可为其他行业数字化控制系统维护系统设计提供参考。     

AP1000核电厂压缩空气系统(CAS)空压机频繁加卸载问题及解决方案

文章对AP1000核电厂压缩空气系统(CAS)调试过程中空压机出现的频繁加卸载问题进行了描述,分析了空压机频繁加卸载是由于压缩空气系统工艺系统设计不合理引起的;文章从问题原因出发提出了三种不同的解决方案,并对每个方案的技术细节进行了介绍,其中方案一和方案三都在海阳核电现场进行了实际验证,实践证明方案是可行的,能够很好地解决空压机频繁加卸载问题。方案二由于海阳现场不具备条件,未进行试验;频繁加卸载问题的解决实现了CAS系统的稳定和安全运行,保障了用户用气的可靠性。该文对于后续AP1000核电厂压缩空气系统的设计有一定的借鉴意义。     

核电厂主泵密封系统的安装与调试

研究CPR1000堆型核电厂反应堆冷却剂泵(RCP)密封安装工艺流程及方法,对RCP密封系统安装和调试过程中的各种情况进行分析,制定各种情况下核回路冲洗采取的特殊处理方案,为后续CPR1000项目RCP密封系统安装调试提供参考.     

“华龙一号”调试阶段划分及调试项目设计

"华龙一号"是我国自主研发的三代核电机组,其设计应满足最新的核安全法规要求。核安全法规规定应对核电厂调试工作的整个过程进行阶段性划分,其数目和规模取决于安全要求以及技术和管理要求。为保证"华龙一号"调试工作顺利开展,从核电厂安全要求以及技术和管理要求角度出发,通过对国内外最新导则和标准的分析,进而针对"华龙一号"核电技术设计特点作深入研究,并结合在役核电厂调试经验的反馈,设计得出适用于"华龙一号"核电机组的调试阶段划分以及各阶段的主要调试项目。严格按照阶段划分的要求分阶段逐步开展调试试验,并对本阶段的试验结果进行严格的评价和监查后再转入下一阶段的调试工作,可确保"华龙一号"核电机组调试工作安全、高效、有序地开展,从而为机组后续安全稳定地运行提供有力保障。     

核安全级DCS保护算法离线调试工具的设计与实现

在核电厂安全级DCS系统工程设计阶段，通过人工检查难以发现保护算法逻辑、人因错误等组态问题，设计人员也很难评估及分析算法的动态特性，而连接设备调试效率很低，且不支持暂停、回退、跳转等功能，一旦发现问题缺乏快速有效的定位手段。因此核安全级DCS中增加针对保护算法的离线调试工具是解决问题的有效手段。本文基于我国首个具有自主知识产权的核安全级数字化控制保护系统平台——和睦系统， 在满足核电标准要求的基础上实现了一种可应用于核安全级分布式控制系统（DCS）保护算法的离线调试工具。该工具大幅提高了核安全级保护算法的设计周期和测试效率，并为现场调试和故障定位提供了快速而有效的维护手段，目前已应用于阳江核电站、红沿河核电站等多个核电DCS项目中。      

分散控制系统在核电厂的应用

文章简要介绍了分散控制系统(DCS)的特点,通过近几年DCS在我国核电厂的应用情况,并基于我国核电建设的发展现状,详细地论述了几种已经在核电厂中应用的DCS产品特点,并结合DCS在核电厂的应用,在DCS系统设计、安装、调试、维护等阶段分别提出了需要关注的要点。     

CPR1000核电厂乏燃料水池冷却问题分析

针对改进型三环路压水堆(CPR1000)核电厂在某些工况下可能丧失对乏燃料水池冷却功能的情况,以岭东核电厂为例,分析CPR1000换料水池和乏燃料水池冷却和处理系统(PTR)的设计基准、系统功能及缺陷,并结合技术规范的要求,提出PTR的改进措施。分析表明,CPR1000核电厂乏燃料水池冷却问题的原因是PTR设计没有充分考虑冗余性。建议从提高PTR冷却回路换热能力和降低乏燃料水池完全失去冷却风险方面进行改进。     

核电厂数字化仪控系统结构比较分析

采用比较方法,分别从核电厂的特殊性、系统分层原理、仪表性能等方面针对几个核电厂数字化仪控系统结构作了对比分析,并从中提出在核电厂设计和应用这类系统时需要注意的问题。     

核电机组压缩空气系统调试中的若干问题探讨

压缩空气系统为整个核电厂提供所需要的压缩空气,以满足所有厂房内动力设施运行和维护需求。结合方家山核电厂压缩空气系统调试过程中的实际经验,分别从系统的供气能力、隔离控制及事故工况下的保压能力等方面,论证该系统的整体设计的可靠性,并提出了若干经现场实际验证的合理措施。     

方家山核电机组主泵调试

方家山核电机组采用的主泵与国内其他核电厂的主泵有很大区别。针对方家山主泵调试过程中出现的泵轴振动大,主泵逻辑不适应现场实际情况以及轴封系统问题,油系统问题等进行分析并与厂家技术人员和系统设计人员讨论,使问题得到解决。     

华龙一号调试首堆试验研究与设计

介绍了国家核安全局（NNSA）、国际原子能机构（IAEA）和美国核管会（NRC）对核电厂调试首堆试验的相关要求，结合核电厂运行经验反馈和同类型核电机组工程实践确定了华龙一号调试首堆试验的设计原则。同时，通过分析华龙一号核电机组采用的新设计理念和新设计特点，研究并确定了华龙一号调试首堆试验的项目。分析了各首堆试验项目的试验条件、试验内容和验收准则，以便于华龙一号调试首堆试验的开展。