各时期核电厂ATWT缓解系统比较与分析

通过对各时期核电厂（二代、二代加和三代）未能紧急停堆的预期瞬态（ATWT）缓解系统进行分析和总结,将三者的ATWT缓解系统AMSAC、DAC和DAS分别从系统功能和系统结构角度进行比较与分析。结果发现它们在系统功能和系统结构上存在明显的差异,AP1000核电厂DAS与AMSAC、DAC相比在系统功能和系统结构上有一定的改进和提升。     

大亚湾及岭澳核电站ATWT保护失电风险

为分析没有紧急停堆的预期瞬态(ATWT)保护与其他反应堆保护实现方式的不同,本文以大亚湾及岭澳核电站为依据,从反应堆保护系统的设计原理入手,用系统接线图详细分析了ATWT反应堆保护的实现方式和供电电源丧失对机组的影响。综合上述分析,给出了大亚湾及岭澳核电站在ATWT保护叠加供电电源丢失工况下,重新恢复供电电源时的开关送电顺序。     

IRC提前饱和对ATWT功能影响分析及应对研究

某压水堆核电厂调试启动期间核仪表系统（RPN）中间量程通道（IRC）的输出电流在核功率（Pn）小于30%FP时提前达到饱和值。首循环换料设计方案（FCRS）确定后，IRC提前饱和的主要影响因素是探测器出厂热中子灵敏度（SF）。根据未能紧急停堆的预期瞬态（ATWT）设计功能和RPN安全准则，得出IRC提前饱和造成ATWT允许信号实际阈值低于设计期望阈值是可接受的结论。IRC提前饱和时，必须在饱和点以下选择Pn作为ATWT允许信号阈值，以确保ATWT允许信号可正确触发。提出采用首循环18个月换料设计方案（FCRS18）的机组应选用SF较小的探测器，以降低IRC提前饱和问题发生的几率。      

先进压水堆核电厂多样性驱动系统需求分析结构

核电厂数字化应用需应对软件可能的共因失效所带来的问题。多样性驱动系统（DAS ）用于数字化保护系统软件共因失效（CCF）时缓解和抵御核电厂发生设计基准事件的后果。本研究在核电厂纵深防御与多样性原则的指导下,对先进压水堆核电厂的多样性驱动系统需求进行分析研究,阐明了先进压水堆核电厂多样性驱动系统的设计特性、过程、依据、方法及系统结构。     

核电厂反应堆保护多样性驱动系统功能仿真与验证研究

本文研究了CPR1000核电厂反应堆保护系统的总体结构,对其纵深防御功能进行了分析。在此基础上介绍了软件共因故障及 AP1000核电厂的应对技术———多样性驱动系统（DAS ）。并对基于CPR1000核电厂的DAS基本功能需求和仿真模拟的实现方法进行了研究。以安全壳内主给水系统管道破裂事故瞬态为例,对发生反应堆保护系统共因实效情况下DAS功能的验证、分析过程进行了阐述,证实其功能设置能有效将机组带入安全状态,缓解事故后果。     

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。     

基于NUREG/CR-7007的DAS优化设计

基于对NUREG/CR-7007中多样性准则的数据分析,归纳出各多样性准则的内在关系,利用量化多样性的方法,建立了可用0-1规划求解的、最小代价多样化驱动系统的数学模型。解决了确保预设归一化多样性量值要求下的、最小代价的多样化驱动系统是什么的问题。仿真算例表明,本方法是高效、可行的,能应用于保护系统的多样性设计及优化。     

秦山三期CANDU核电厂的安全系统和安全分析

加拿大ＣＡＮＤＵ核电厂核反应堆安全原理采用“纵深防御”的概念，并设计中采用了多重性，多样性、隔离、设备鉴定，质量保证以及使用合适的设计法规和标准等设计手段。秦山三期ＣＡＮＤＵ核电厂在缓解事故后果方面设四个专设安全系统以及一套可靠的安全支持系统。     

核电厂多样化保护系统设计

基于福清核电厂仪表控制系统纵深防御和多样性的现状,阐述了设计多样化保护系统(DAS)的设计流程、设计准则、系统结构和设计要点。福清核电厂1、2号机组事故分析的结果表明,通过设置DAS,缓解了数字化安全级仪表控制系统发生软件共因故障(SWCCF)的后果,提高了核电厂的安全性,是一个应对数字化安全级仪表控制系统发生SWCCF的行之有效的解决方案。     

核电厂应急给水系统的设计配置及多样性问题研究

本文从审评遇到的实际问题出发,给出了核电厂应急给水系统多样性设计的相关规定,介绍了各种不同应急给水系统的设计,以及不同配置在多样性问题上的考虑,最后从全厂断电及共模故障的基础上论证了应急给水系统多样性设计的必要性。