HTR-10数字化控制系统人-机交互界面设计

10MW高温气冷实验堆（HTR－10）的仪表与控制系统采用了先进的数字化分布式计算机控制系统（DCS）,介绍了HTR－10主控制室数字化控制系统人－机交互界面的设计准则和设计内容,该设计以HS2000系统作为组态平台,全部操作实现了软操化,调试试验表明,该系统界面友好,功能完善和易于操作,体现了数字化仪控系统的先进性和优越性。     

HTR-10装料前的调试

10MW高温气冷实验堆（HTR－10）调试工作分为三个阶段进行，设计的调试项目共100个，本文简要介绍了HTR－10的系统划分及调试项目的设计原则，并重点介绍了第一阶段装料前冷态调试试验的内容及结果以及对调试不符合荐的处理办法，通过调试，全面验证了系统设计的合理性以及设备的可靠性和运行相容性，并获得了满意的结果。     

HTR-10数字化保护系统的验证与确认

10MW高温气冷实验堆(HTR-10)验证与确认(VerificationandValidation,简称V&V)过程的特点是:和开发过程紧密配合,特别重视设计说明书的V&V、安全软件的V&V、系统功能的完整测试等环节。从而使数字化保护系统成功地通过安全审查并被批准应用于HTR-10上。     

HTR-10数字化运行仪表与控制系统的设计

核反应堆数字化仪表和控制系统与传统的以模拟仪表的构成的仪表与控制系统相比，具有明显的优越性，本文介绍了10MW高温气冷实验堆（HTR－10）数字化运行仪表和控制系统的设计与实施，包括系统结构，主要技术特点，系统主要功能等，并给出了系统的现场调试和运行情况。     

HTR-10燃料元件的气体输送

为了保证高温气冷实验堆球形燃料元件可靠地输送，采用了传递管输送方法，本文介绍了10MW高温气冷堆（HTR－10）燃料元件气体输送系统的关键设备，管路设计及输送气体流量计算，通过初装料的运行，证明该系统运行良好。     

HTR-10应急电力系统设计及其调试

在充分利用高温气冷堆所具有的良好固有安全性这一特点的基础上，以安全级不间断电源装置组成了静止式新型应急电源系统，从而大大地减化了系统，降低了投资，并显著地提高了系统的安全性和可靠性，本文全成介绍了10MW高温气冷实验堆（HTR－10）应急电力系统的系统功能，主要设计原则，系统组成以及应急电力系统的核心设备－安全级不间断电源装置的运行方式和安全特性，并系统地总结了应急电力系统的调试工作。     

HTR-10控制棒控制系统设计

10MW高温气冷实验堆（HTR－10）控制棒驱动装置采用链轮,环链传动,由步进电机经过齿轮减速机构带动链轮转动,从而使环链带动控制棒上下移动,HTR－10控制棒控制系统采用全数字化的分布式控制系统,实现了全部的控制,连锁和监测要求,实验和运行的结果证明,该系统具有功能完善,界面友好,操作方便,易于维护等优点。     

HTR-10硼吸收球停堆控制系统调试

介绍了10MW高温气冷实验堆吸收球停堆控制系统的设计原则和调试过程，试验证明，在不同运行工况下该系统能实现设计功能，从而保证了反应堆运行的安全性和可靠性。     

HTR-10球形燃料元件制造工艺

10MW高温气冷实验模块堆球形燃料元件的制造技术的研究始于1986年。球形燃料元件的制造使用橡胶模具冷准等静压工艺。目前已完成了制造技术和石墨基体材料的研究和最佳化。已生产了25批,约11000个燃料元件。石墨基体材料的冷态性能符合设计指标,25批燃料元件的平均自由铀含量为5×10-5。     

HTR-10的运行工况监督和事故工况追忆

总结了将分布式计算机控制系统（DCS）用于10MW高温气冷堆运行工况的监督和事故工况追忆的设计思路,主要包括历史数据库,事故追忆库,人机界面和运行报表的组态设计。     

核电站LD/AD模块化设计平台开发

采用模块化设计方法,基于AutoCAD平台,开发了适合分布式控制系统(DCS)且同时满足核电项目仪控电气设计和验证需要的核电站逻辑图/模拟图(LD/AD)设计平台,并将LD/AD设计平台用于CPR1000所有新项目各个设计阶段的设计.结果表明,该设计平台在技术上可保证上下游文件的一致性,减轻设计难度,提高效率.     

船用堆辐射屏蔽优化设计平台开发与验证

船用堆对核反应堆屏蔽设计提出了更高的要求,传统辐射屏蔽设计方法及设计软件已不能满足要求。为了得到更加精确的辐射屏蔽设计,本文基于开源的SALOME框架建立了一套集“几何建模-材料建模-屏蔽优化-结果可视化”功能为一体的船用堆辐射屏蔽多目标优化平台——MOSRT。MOSRT平台可实现屏蔽结构三维CAD实体建模、基于遗传算法的辐射屏蔽多目标优化以及屏蔽计算结果剂量场三维可视化。基于Savannah和MRX船用堆模型对MOSRT平台进行了辐射屏蔽优化验证,优化方案与初始方案相比,在剂量、质量、体积方面均得到了良好的优化效果,证明了MOSRT平台初步具备辐射屏蔽优化设计功能,可为船用堆工程及概念屏蔽设计提供辅助设计手段。      

浮动核电站设计中的安全准则研究

浮动核电站作为船海工程与核电工程的结合,属于核能工程的新领域,国内尚缺少相应的安全设计准则。结合海洋核动力平台示范工程实际设计需求,基于对陆上压水堆核电厂、海上移动式平台、核动力舰船规范的分析,从浮动核电站总体设计、平台设计以及核安全3个层面分别提出了相应的安全设计准则。研究表明,浮动核电站的安全设计应围绕3项基本安全功能进行;平台设计应考虑布置、结构、辅助系统、电力、通信、消防6个因素;核安全设计应充分考虑其孤岛运行和海洋应用场景对核动力装置系统设备设计、运行的制约影响。      

核电厂安全级高可靠主控制器设计技术研究

从安全级数字化仪控系统（DCS）平台主控制器的功能特点、设备特点以及应用特点出发，结合相关法律法规及标准要求，对高可靠主控制器设计的诊断、冗余、通信、嵌入式软件开发等关键技术进行了研究，并将其应用于中国核工业集团有限公司安全级DCS平台——龙鳞系统（NASPIC）的主控模块设计中，同时搭建了华龙一号模拟件，并以停堆、专设、定期试验等典型样例对模拟件进行了功能测试和性能测试，这些测试和核安全局鉴定试验的结果表明，诊断覆盖率达到98%，超出标准要求；实测通信误码率小于10-11，达到甚至超过其他主流厂家安全级DCS产品指标；热备冗余架构、嵌入式软件均满足1E级设备要求，实现了主控制器的高可靠性。      

基于MCNP程序的海洋核动力平台堆芯核设计校核计算研究

海洋核动力平台是小型核反应堆与船舶工程技术的有机结合,具有机动性好、一次性装料运行周期长、功率密度大、运行成本低、节能环保等特点。本文采用蒙特卡罗粒子输运程序(MCNP),建立海洋核动力平台反应堆堆芯几何模型,计算该反应堆首循环初始装料冷态、常压下的堆芯反应性和控制棒价值,并与核设计计算结果进行对比。结果表明:MCNP程序适用于海洋核动力平台反应堆堆芯核设计校核计算,并可与核设计值互相验证。     

面向反应堆设计的快速建模平台研发与应用

面向反应堆设计的快速建模平台设计一套应用于反应堆设计与分析的人机交互平台,主要功能包括计算流程设计、图形化建模、作业调度、一体化测试与发布、自动化生成报告等.平台实现了反应堆物理、热工水力和安全分析等软件的集成与交互,融合标准化的数据输入输出,有效解决上下游数据接口问题,并具备模块集成、界面定制、程序调用、数据传递和无...     

CENTER工程反应堆保护系统定期试验方案设计

CENTER工程反应堆保护系统采用了中国核动力研究设计院自主研发的“龙鳞”平台。根据GB/T 5204和IEEE 338的设计要求,本文基于定期试验的设计准则,采用分段试验和相互交迭的设计思路,同时结合平台自身的特点对CENTER工程反应堆保护系统的定期试验总体方案进行了介绍,重点描述了输入通道试验（T1试验）、系统逻辑功能试验（T2试验）、输出通道及相关驱动器试验（T3试验）和响应时间试验的试验方案及其工作原理,可作为其他工程定期试验方案设计的参考。      

海洋核动力平台辐射环境监测技术要求研究北大核心CSCD

目前我国正在推进海洋核动力平台的建设,但是在其流出物监测和辐射环境监测方面尚无技术规范,为未来海洋核动力平台的辐射环境监督管理带来挑战。本文基于海洋核动力平台建设和运行的特点,参考我国现有相关法规标准要求,探讨海洋核动力平台流出物监测和辐射环境监测技术设计的基本思路,同时也为今后海洋核动力平台辐射环境监督管理提供借鉴。     

核电站综合设计和分析平台IDAP的研究

对于核电站的设计和安全分析,各国发展了许多设计和系统分析程序。按处理的问题分,主要有结构设计软件、燃料管理和堆物理设计分析软件、热工水力学设计和分析软件以及严重事故分析软件等等。本文结合 200MW低温核供热堆的设计和分析需要,把以上各个方面的软件统一到一个综合的平台 IDAP(Integrated Design＆ Analysis Platform),各系统实行可视化建模、自动参数转换和传递、耦合计算,大大加快了核电站的设计和分析过程。