“华龙一号”核电厂DCS系统信息安全研究

随着数字化仪控技术在核电厂的普及应用以及国内外工控领域信息安全事故的增多,核电厂数字仪控系统的信息安全问题逐渐引起各方关注。本文首先概述了国内外信息安全相关的法规标准,然后介绍了DCS系统信息安全分区的不同划分标准,最后针对DCS系统潜在的信息安全威胁,介绍了工控领域广泛应用的防护措施。     

“华龙一号”核电技术

“华龙一号”是我国具有完整自主知识产权、国际先进水平的第三代核电技术。“华龙一号”充分吸收我国30多年来核电研发、工程建设、生产运行、装备制造的成果和经验,吸收日本福岛核事故的教训,以世界先进核电设计理念为基础,集成173项科技创新成果,总体技术满足国际和国内最严格、最新的安全标准要求,国产化率达到85%以上,经济型和竞争性得到很大提升。“华龙一号”首堆示范工程——福清核电站5号机组开工建设后,工程顺利进展并严格受控,为核电安全持续发展奠定了坚实的基础。     

“华龙一号”示范工程DCS系统设计

"华龙一号"示范工程是我国自主研发的三代核电机型,其控制系统采用全数字化仪控系统和先进控制室设计(简称DCS系统设计)。"华龙一号"首堆DCS系统设计符合国内以及国际上最新的法规、导则和标准的要求,吸收了国内多个数字化核电厂的建设和运行经验,并充分借鉴国际先进核电厂DCS系统设计理念。与二代加核电厂相比,"华龙一号"首堆工程DCS系统设计充分吸收了福岛核电厂事故后一系列的技术改进,提高了自动化控制水平,满足事故后30 min不干预的设计原则;提高了仪控设备的鉴定水平,满足0.3g地面最大加速度的抗震要求;提高了对设计扩展工况(包括严重事故工况)的防御能力,在发生严重事故且全厂断电工况下,仍能在72 h内为核电厂的严重事故缓解提供必要的监控手段。     

“华龙一号”反应堆冷却剂系统调试研究与设计

本文介绍了NNSA、IAEA和NRC对反应堆冷却剂系统调试的相关要求,结合NRC对首堆试验的要求和核电厂运行经验反馈,确定了华龙一号反应堆冷却剂系统调试设计的总体思路。接着,介绍了部件试验、系统试验和首堆试验的试验阶段和主要试验内容。通过实施以上试验,可以验证"华龙一号"反应堆冷却剂系统和部件的性能符合设计和安全要求。     

“华龙一号”标准梳理分析方法研究

为建立一套“华龙一号”型号标准体系,有必要对现有“华龙一号“的标准采用情况进行全面梳理,明确各专业的标准采用现状及标准需求。文章提出了一种“华龙一号”标准梳理分析方法,保证各专业分析的一致性,可全面覆盖各专业采用的各领域标准,使各专业通过梳理分析能够明确可直接采用的现有标准,以及有待未来新编、修订或者转化的标准,从而为后续“华龙一号”及其它型号标准的建设提供有力支撑,并起到一定的示范作用。     

“华龙一号”控制棒机械性能分析方法研究

在分析现有束棒型控制棒设计结构的基础上,建立了用于束棒型控制棒机械完整性分析的通用模型,并以华龙一号采用的束棒型控制棒为对象,开展吸收体温度、热态间隙内压及包壳应力计算分析,验证了该分析方法的适用性、可靠性。     

“华龙一号”安全特性分析

"华龙一号"采用177组先进燃料组件、先进的堆芯测量系统和反应堆冷却剂系统,提高了核电厂的固有安全性和堆芯热工裕量。在系统设计方面,配置了能动和非能动相结合的安全系统,核电机组具有完善的超设计基准事故、严重事故应对措施。"华龙一号"采用单堆布置、双层安全壳,实现了布置优化和实体隔离,有效降低了安全系统共模失效问题。这些设计使得"华龙一号"安全性达到了三代核电技术的先进水平。     

“华龙一号”安全系统配置策略

"华龙一号"是自主化三代核电的代表,承载着走出国门,在国际舞台上与众强同场竞争的责任。它博采众长,创新性地提出了安全系统(设施)能动加非能动的设计概念,可以有效地增强抵御核安全风险的能力。本文从基本核安全功能的角度,对华龙一号的安全系统配置进行剖析,重点论述三个非能动系统的设置合理性。     

锻造“华龙一号”常规岛精品工程

常规岛工程作为核电站的重要组成部分之一,其设计技术水平直接影响着核电站运行的安全性、经济性及可靠性。从华龙一号常规岛技术方案的初步研究到示范项目技术方案的基本形成,作为常规岛设计的负责单位,紧紧围绕华龙一号示范工程厂址特点、工程背景和核岛接口要求,对华龙一号示范工程常规岛设计技术多个方案进行了优化和完善,形成了与三代核电技术匹配、各项技术指标优良、安全性和经济性得到充分保证的常规岛技术方案,典型的几项技术优化工作包括:结合参考工程的运行反馈,对常规岛主厂房降低标高技术再次优化和完善,形成更经济、更合理的方案;结合汽轮发电机组技术最新成果,确定了更先进、更成熟、更可靠的主机规范;将抗震计算分析技术首次应用到示范工程的主蒸汽和主给水系统,提高主蒸汽和主给水系统运行的可靠性;对常规岛主厂房进行了防倒塌全面分析,为核岛和常规岛主厂房的安全分析,提供了更为全面和可靠的分析数据;对常规岛相关系统进行了针对性优化,系统配置更为合理规范;采用了更为先进、功能更强大的Smart3D三维设计软件进行设计,有利于常规岛施工设计的进一步深化和设计质量的进一步提高等,通过以上系统性的设计技术改进、优化以及先进设计手段的应用,必将为华龙一号示范项目常规岛精品工程的建设打下良好的技术基础,并形成了充分的技术保证。     

“华龙一号”非能动安全壳热量导出系统布置优化研究

非能动安全壳热量导出系统(PCS)是我国自主设计的具有完整知识产权的第三代核电技术“华龙一号”中非常重要的一个非能动的安全系统,其通过布置在安全壳外部的换热水箱将安全壳内的热量导出到壳外的大气环境中,以这种自然循环的运行实现降低安全壳内温度和压力的目的。     

海外“华龙一号”核岛环吊整体吊装工艺

环吊安装处于核岛安装工程的关键路径上,主要服务于核岛主设备的吊装。以往国内核电站建设环吊吊装均采用分段吊装工艺,巴基斯坦卡拉奇"华龙一号"核电站环吊采用整体吊装工艺。本文通过对海外"华龙一号"堆型环吊整体吊装和以往国内核电站环吊分段吊装在施工工艺、工期优化等方面的比较,得出整体吊装工艺能显著提高环吊吊装的安全性,有效缩短施工工期,体现海外"华龙一号"堆型核电站环吊吊装工艺的先进性。     

“华龙一号”专栏开篇语

正党的十九大报告强调,创新是引领发展的第一动力,是建设现代化经济体系的战略支撑。被李克强总理誉为国家实施"一带一路"和核电"走出去"战略亮丽名片的"华龙一号"核电技术,就是我国核电科技工作者践行新时代精神、推进中国智造、实现中国梦的成果之一。"华龙一号(HPR1000)"是中核集团和中广核集团在我国三十余年的压水堆核电厂设     

“华龙一号”常规岛废液收集系统改进项设计研究

"华龙一号"工程常规岛厂房中设置了废油和非放射性水排放系统(WOD)和常规岛废液收集系统(WLC)。WOD系统将非放含油废水归集在非放含油废水坑中,通过输送泵将含油废水排入位于厂区的下游处理构筑物—油水分离装置(FS子项);按照惯例,将常规岛热力系统的排水视为潜在放射性废液,需要通过常规岛废液收集系统(WLC)归集后排至位于厂区的常规岛液态流出物排放系统(WQB)。本文阐述了随着首台"华龙一号"堆型机组的设计提升,以及对三代技术的进一步认识,漳州一期工程对此系统的配置进行的改进,对WLC系统进行了简化设计,取消了潜在放射性油水坑和油水分离装置,并对取消该系统后对核安全、工艺系统设计和投资等方面的影响进行了分析。为我国后续"华龙一号"核电厂常规岛该系统的设计提供参考和借鉴。     

“华龙一号”控制棒驱动机构设计研究

控制棒驱动机构是反应堆控制和保护系统的伺服机构,它是反应堆本体中唯一的动设备,其安全性和可靠性直接影响到反应堆的安全与运行,特别是在事故工况下,控制棒驱动机构必须能够完成快速落棒,实现安全停堆。本文根据"华龙一号"核反应堆控制棒驱动机构的设计要求,结合以往工程与科研经验,对决定控制棒驱动机构安全性和可靠性的关键零件"钩爪和连杆"的制造工艺进行了设计研究,根据研究结果确定了最佳的工艺参数,并按照该工艺进行了样件试制,最后,利用控制棒驱动机构整机对样件进行了热态寿命考核。结果表明,采用本文确定的最佳工艺参数制造出的钩爪和连杆零件具备较高的硬度和良好的耐磨性,经历1500万步热态寿命试验后,仍有一定运行余量,可充分满足第三代压水型反应堆控制棒驱动机构在安全性和可靠性方面的设计要求。     

“华龙一号”核电厂控制棒棒位处理设备架构设计

针对目前国内外棒位处理设备存在的相关问题,结合核电站现场运行维护经验反馈,通过对棒位处理方法的设计与研究,研制出"华龙一号"核电厂控制棒棒位处理设备。该处理设备的特点主要体现在:棒位处理数字化平台采用先进的可编程逻辑控制系统,使得逻辑处理功能得以全面实现;棒位处理方法采用信号分时选通加冗余采集技术,使得棒位信号的采集更加高效稳定。棒位失步判断方法采用动态与静态相结合的故障处理技术,使得棒位信号的处理功能更加完善。     

“华龙一号”数字化核电厂建设与研究

"华龙一号"是我国具有自主知识产权的三代核电品牌,代表了我国核电的历史积淀、现实荣耀以及未来基石。数字化建设需要做到承前启后,并作为"华龙一号"核心竞争力,助力"华龙一号"项目的腾飞。已经搭建的数字化设计体系、数字化工程体系在"华龙一号"首堆的设计、建设的过程中发挥了重大作用。面向核电全寿期,本文提出核电厂智慧虚体与智能实体相结合的数字核电概念模型,涵盖数字化设计、敏捷化采购、集约化施工、系统化调试、数字化运维。据此提出"华龙一号"数字化核电厂的概念,总结了"华龙一号"数字化核电厂建设及应用现状。最后提出"华龙一号"数字化核电厂后续研究方向和展望。     

“华龙一号”燃料操作与贮存系统关键设备设计

由于"华龙一号"堆型核电站与二代改进型核电站在厂房布置、换料水池深度及尺寸、安全壳尺寸、转运通道长度、乏燃料水池大小与换料制度、抗震计算加速度等方面均存在较大差异,且在安全性、可靠性上对设备有了更高的要求,因此对于"华龙一号"燃料操作与贮存系统(RFH系统)的主要设备均有针对性地开展了新设计、新研究,主要包括装卸料机、转运装置、乏燃料贮存格架、新燃料升降机等。针对以上主要设备在"华龙一号"项目中的设计特点及相关科研情况进行阐述。     

“华龙一号”二回路非能动余热排出系统改进

介绍了非能动设计在压水堆核电机组二回路余热导出方面的工程应用。以我国自主研发的在建堆型"华龙一号"中的二回路非能动余热排出系统(PRS)为研究对象,介绍了系统的设备组成、机组在不同运行条件下PRS系统的运行模式。对PRS系统投运后从热源和热阱两方面对系统运行特性进行定性分析。分析了系统自动控制逻辑中主要因素的不同触发现象对P R S系统投运的影响,并根据分析结果对系统控制逻辑提出了改进建议。     

核电厂放射性废气处理系统专用活性炭的性能研究

本文从AP1000废气活性炭延迟处理技术出发,以科研试验为依托,结合在役核电厂的运行经验,获得了一套可应用于各核电厂废气延迟处理系统的专用活性炭选型指标,为今后的工程设计、运行、改进提供了指导.     

“华龙一号”反应堆及一回路系统研发与设计

本文概述了中国核动力研究设计院(以下简称"核动力院")进行"华龙一号"反应堆及一回路系统自主创新的历程,介绍了主要研发内容和设计方案,包括堆芯设计、一回路系统设计、主设备设计、事故预防和缓解措施、安全分析等,展示了"华龙一号"作为三代核电技术的安全性、经济性和先进性。