高通量工程试验堆技术管理

根据反应堆运行规律与技术特点，讨论了使用计算机管理的方案与具体实施，在实施计算机管理过程中，建立了ＨＦＥＴＲ的多种数据库，通过近几炉的运行管理表明，应用计算机进行了ＨＦＥＴＲ技术管理更加保证了反应堆运行试验的安全，同时也提高了ＨＦＥＴＲ技术管理的质量和效率。     

核电站反应堆运行物理分析

反应堆运行物理研究核电站反应堆运行、测量数据的处理和分析，从这些研究结果可获得有关核电站运行特性和安全裕量，从而指导核电厂的安全运行管理；同时获得改进设计的重要反馈。本文将讨论反应堆运行物理在几个主要领域内的分析理论和方法。     

核设施退役废物再循环/再利用专家系统的设计与应用研究

核燃料生产、反应堆运行以及后处理产生的放射性废物,对人类健康和生态环境造成很大威胁。因此,须分析放射性废物的再循环/再利用机会,对放射性废物进行科学管理,以实现放射性废物最小化。考虑到专家系统具有良好的数据库访问能力、推理分析能力等特点,适合解决具有适当规模的专家级问题,文章通过计算机语言算法,设计建立了核设施退役的放射性废物再循环/再利用专家系统,并以防护铝塞等退役物料为例,进行实例运行测试。专家系统具有友好的工作环境,实例测试结果与管理工作实际需求符合较好。再循环/再利用专家系统具有良好工程应用效果,建立的数据间关系和逻辑关系符合管理工作的实际需求,可为核设施退役设计和退役方案选择提供科学依据和借鉴。     

核工程中人智能技术的应用与进展

介绍了核工程领域内各国开展人工智能技术研究的情况。评述了在反应堆故障诊断、控制和运行、维护、报警和显示、事故管理、机器人等领域的专家系统及其发展方向     

离心泵主要性能参数与反应堆安全运行

以离心泵的主要性能参数为依据。讨论了反应堆在运行过程中需要注意的问题：以高通量工程试验堆（HFETR）运行为背景，归纳了高心泵在运行过程中容易出现的10种典型故障；运用离心泵的基础知识，可帮助运行人员迅速发现，判断和处理离心泵在运行时发生的故障，保证反应堆安全运行。     

核工程中人工智能技术的应用与进展

介绍了在核工程领域内各国开展人工智能技术研究的概况。评述了在反应堆故障诊断、控制和运行、维护、报警和显示、事故管理、机器人等领域内的专家系统及其发展方向。     

HTR—10运行操作支持系统

反应堆运行操作支持系统是通过人机接口，帮助操作人员以最佳状态和最理想方式控制反应堆，从而实现核电厂安全发电的总目标。ＨＴＲ－１０运行操作支持系统以运行控制目标。协助操纵员降低运行操作压力，实现反应堆的安全、平衡运行；同时加速提高操纵员的操作水平。运行操作支持系统具体支持操纵员在运行最关键、最繁重的两项任务中作出决策判断；①预估操作方式，即根据动态过程的要求及现状预估合理的操作变量、方向和幅度；②预     

改进型：对PWR2海军用反应堆技术的开发

本文描述了自１９５５年开始至今的英国海军核推进计划。文中对３０多年来已建造的２５麻反应堆的连续开发工作进行了研究，并将研究的焦点集中在第二代反应堆ＰＷＲ２方面。尽管海军用反应堆的设计以及性能标准不同于民用反应堆，但两者都要可靠和安全的运行。在这一点上，目前处于领先的海军用反应堆动力系统也反映到相对应的陆上系统中去了。由于有４００多堆年的安全运行，潜艇核推进系统的可靠性和费效比已得到反复的验证。未来     

反应堆冷却剂流量测量不确定性分析研究

反应堆冷却剂流量是压水堆核电厂设计和运行重点关注的热工安全参数及运行监测参数之一。论文介绍了弯管流量计法和热平衡法两种测量CPR1000核电机组反应堆冷却剂流量的数学物理模型，根据不确定性分析数学原理分别建立了两种方法的完整反应堆冷却剂流量不确定性分析模型，结合CPR1000核电机组数据对反应堆冷却剂流量的不确定性进行了对比分析及敏感性研究。本文模型可用于反应堆冷却剂流量测量不确定性的量化评估，还可用于确定影响反应堆冷却剂流量测量不确定性的关键因素以及优化流量测量系统设计。     

HFETR流量反转分析研究

中国高通量工程试验堆（HFETR）在流量反转过程中,堆芯热工参数的变化会影响到反应堆的安全运行。为此本文利用RELAP5/MOD3程序建立了HFETR模型,进行了相关的研究,得出HFETR强迫循环向自然循环转换的最大允许功率为850kW,自然循环向强迫循环过渡的时刻由压力壳上部水温决定。研究结果表明,现运行模式能保证反应堆的运行安全,为以后运行模式的完善提供了支持。     

先进核反应堆专家评估系统架构的设计和实现

先进核反应堆专家评估系统是核电反应堆评估软件系统开发的初次尝试。本系统在VisualStudio.NET开发平台上，使用C＋＋编程语言，在Model-View-Control（MVC）体系架构的基础上实现了系统的具体功能。在国内先进反应堆的评估运用实践中表明，该系统的设计是可行有效的。     

脉冲堆控制保护系统设计

脉冲堆有手动、自动、方波和脉冲4种运行方式。对应每种运行方式,提供相应的测量通道并对重要参数进行指示和记录,使操纵员获得必要的信息。保护系统和联锁为反应堆安全运行提供保证。保护系统监测少数几种参数并对测量值进行处理和逻辑选通,以确保反应堆在事故工况时的安全。功率调节系统能实现:以恒定周期升功率和恒速降棒降功率。这样,在启堆或变功率运行时,操纵员只需板动定值开关,堆功率即能自动跟踪定值功率。     

Sensitivity studies of air ingress accidents in modular HTGRs

Postulated air ingress accidents, while of very low probability in a modular high-temperature gas-cooled reactor (HTGR), are of considerable interest to the plant designer, operator, and regulator because of the possibility that the core could sustain significant damage under some circumstances. Sensitivity analyses are described that cover a wide spectrum of conditions affecting outcomes of the postulated accident sequences, for both prismatic and pebble-bed core designs. The major factors affecting potential core damage are the size and location of primary system leaks, flow path resistances, the core temperature distribution, and the long-term availability of oxygen in the incoming gas from a confinement building. Typically, all the incoming oxygen entering the core area is consumed within the reactor vessel, so it is more a matter of where, not whether, oxidation occurs. An air ingress model with example scenarios and means for mitigating damage are described. Representative designs of modular HTGRs included here are a 400-MW(th) pebble-bed reactor (PBR), and a 600-MW(th) prismatic-core modular reactor (PMR) design such as the gas-turbine modular helium reactor (GT-MHR).     

CARR堆反应堆厂房通风系统设计

参考规范要求及德国FRMⅡ反应堆的设计经验,并根据各房间的污染程度和人员停留情况,经辐射防护计算,综合确定了反应堆厂房各工艺间通风换气次数.厂房通风系统采用了直流式,系统按层划分,每层设一套通风及空气净化系统.在穿过操作大厅密封边界的通风管道上冗余设置密闭式快速隔离阀,保证在厂房密封性试验压力(12.5kPa)作用下其内外泄漏率均为0,以确保在反应堆事故工况下,放射性物质不致通过通风系统贯穿件泄漏到外部空间.系统设计采用了钢制直连式(或联轴器)风机以及不锈钢整体式空气净化装置.     

故障树辅助建树专家系统

故障树辅助建树专家系统（FTES）是基于本地机数据库的图形界面软件，其目标是辅助建造核电站流体系统故障树模型，本系统应用了逐级上溯和标准化了树的概念，综合应演绎法和合成法进行建树推理，系统具有典型的专家系统结构，通过应用辅助建树软件能够提高一级PSA的质量。     

数字化核测量系统反应堆倍周期计算的敏感性分析

反应堆倍周期是核反应堆工程中的一个重要参数。在反应堆启动和功率提升过程中,操纵员可通过反应堆倍周期来了解反应堆的运行状态,并据此控制反应性。数字化核测量系统通过对与反应堆功率成正比的电压信号进行采样和处理,计算得到反应堆倍周期。在实际的应用中,电压信号往往包含测量噪声,对计算结果带来较大的不确定性。针对数字化核测量系统的倍周期计算问题,对其敏感性进行了分析,并给出相应的算例。     

核反应堆诊断专家系统

本文介绍了专家系统的基本原理,评述了多种核反应堆诊断专家系统,探讨了核反应堆诊断专家系统实用化的知识工程结构。     

基于DUCG的核电站故障诊断专家系统的设计与实现

专家系统有着广泛的应用领域和应用方式。为增强核电站系统的安全性,协助操作员在故障发生时进行分析决策,建立了基于动态不确定因果图（DUCG）理论的核电站故障诊断专家系统。文章详细介绍了这一系统,重点介绍了系统知识库、推理机和图形化用户界面的设计与功能实现过程。验证结果表明,这一系统能进行准确的故障诊断,显示故障的发展过程,为操作员决策提供支持。     

压水堆核电厂堆芯换料模式研究及管理系统实现

压水堆堆芯换料系统是压水堆核电厂普遍采用的核燃料组件管理系统,该系统通过直观的图形化界面向燃料管理员展示核燃料厂房装载情况,并通过优化的算法生成堆芯换料组件移动步序,打印出组件移动单,用于现场实施.文章介绍了堆芯换料业务流程以及信息系统实现方案.     

基于HPI的通用ATCA EPICS设备支持模块开发

先进的电信计算平台（ATCA）因其高可靠性在反应堆仪控系统中得到应用,但其系统管理仍停留在厂商提供私有的管理软件,可读性和可操作性较差。本文在实验物理及工业控制系统（EPICS）下开发了一种基于硬件平台接口（HPI）协议的通用ATCA设备支持模块,其可通过HPI协议将ATCA机架内的风扇、温度传感器、电源和单板等信息传给操作员界面,操作员可远程监控和管理ATCA系统,实现远程配置。开发基于HPI的EPICS设备支持模块对于提高钍基熔盐堆仪控系统的可靠性具有重要意义。