核电厂国产化DCS软件验证和确认体系的建立

为保证国产化的核电厂集散控制系统（DCS）的安全性和可靠性,必须对其实施验证和确认（V＆V）过程.为使V＆V过程顺利进行,建立适用的V＆V体系是十分必要的.本文提出了V＆V体系的建立,该体系包括：明确具有层级关系的V＆V指导文件;定义支持DCS研发生命周期的V＆V过程;指定DCS软件完整性等级的划分方案以及确定V＆V独立性、人员资质和工具的要求.该V＆V体系适用于核电厂DCS软件研发项目,并对促进自主化开发和取证工作具有非常重要的意义.     

基于HPD的核电厂分布式控制系统验证与确认

验证和确认(VV)过程是核电厂安全级数字化分布式控制系统(DCS)应用和取证关注的重要问题之一。硬件描述语言可编程逻辑器件(HPD)技术应用于核电厂安全级DCS会给取证带来新的审查问题。对国外的VV法规和美国电气与电子工程师协会(IEEE)标准进行初步分析,依据IEEE 1012-2012标准,结合HPD特性,给出HPD系统各生命周期过程的VV任务和方法,以及基于HPD技术的安全级DCS审查建议。     

自主化堆芯核设计软件COCO验证与确认

COCO软件是中国广核集团自主研发的三维堆芯核设计软件,在投入工程应用之前,需对软件进行验证与确认。借助已有的国际基准题,对软件的各模块进行验证,保证模型的正确性。借助中国广核集团岭澳、宁德、红沿河等基地大量的运行数据,并耦合上游组件截面计算软件PINE和下游通量图处理软件MAPLE进行计算分析。验证与确认结果表明,COCO软件具有良好的计算精度。     

基于FPGA的核电厂安全级仪控系统验证与确认

现场可编程门阵列(FPGA)设备因具有行为确定、结构简单、时间响应快、易于取得监管和取证等优点,越来越广泛应用于核安全系统,特别是新一代核电厂安全级仪控系统。FPGA安全级仪控产品可以克服核电仪控系统设备老化问题,是目前核电厂仪控系统进行技术改造的首选方案,满足三代核电高安全性与高可靠性的要求。同时,随着我国核电建设事业的快速发展及三代AP1000技术的引进,被誉为核电厂"神经系统"的数字化控制系统(DCS)的自主化越来越受到人们的关注。但是,核电业主和国家核安全管理当局都要求对FPGA安全级DCS系统进行严格的验证与确认(VV),以保证FPGA安全级DCS产品的高质量和高可靠性。论文探讨了基于FPGA技术的安全级DCS系统研发过程VV生命周期模型、VV标准体系、VV活动和方法,讨论了FPGA技术安全级DCS产品VV可能采用的仿真和测试技术,并提出了FPGA开发工具鉴定的方法。     

安全软件验证与确认中的单元模块测试技术

核动力厂保护系统实现数字化必须解决的一项关键技术是如何完成安全软件的验证与确认（V&V）,以证明和确认执行安全功能的软件自身的安全性和可靠性。软件单元测试是V&V过程中的重要环节,主要目的是验证和确认软件代码开发过程中,软件的设计转变为软件代码是适当、正确和完整的。本工作初步研究了安全软件的单元模块测试技术,着重讨论如何保证测试的完整性、建立测试环境、建立测试用例及实施单元模块测试等方面,并以某数字化保护系统安全软件单元模块测试实例说明单元模块测试的具体过程。     

液态金属冷却快堆堆芯物理分析软件LoongSARAX的验证与确认

NECP-SARAX是西安交通大学核工程计算物理实验室自主开发的先进反应堆中子学分析计算系统。在此基础上,西安交通大学针对液态金属冷却快堆的堆芯物理工程设计与安全审评,定制开发了LoongSARAX。为了实现LoongSARAX的工程应用,规范性、系统性的验证与确认是该过程的重要一环。为此,本文针对LoongSARAX验证与确认研究,在搜集整理国际上关于液态金属冷却快堆物理计算基准题的基础上,建立了其验证与确认矩阵,并将程序分成不同模块,分别进行了模块验证、子系统验证和系统确认,范围涵盖冷却剂为钠和铅的快堆,如JOYO、ZPPR17A等。程序验证与确认表明LoongSARAX程序对于液态金属冷却快堆具有较高的计算精度,同时针对中国实验快堆(CEFR)开展了不确定度量化研究。结果表明,在99%置信度下,有效增殖因数计算结果的不确定度有90%的概率落在[-389 pcm, 300 pcm]以内。     

现有软件验证和确认有关标准的综述

验证和确认(V&V)是软件工程领域的一项重要课题,很多标准都论述或涉及这一课题,对现有软件的验证和确认是这个课题的一部分,且在系统应用软件的开发中具有重要意义.现有软件的验证和确认首先应掌握现有软件的概念和特征,然后分别采用根据经验的V&V审查会或对预开发软件的质量鉴定来进行验证和确认,最后决定系统的应用软件对现有软件...     

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。     

基于BEAVRS基准题高保真建模的OpenMC程序和NECP-X程序的对比验证

基于BEAVRS2.0.1基准题进行高保真建模,构建了含有193个燃料组件的压水堆和含有21个燃料组件的压水堆堆芯模型。应用确定论一步法程序NECP-X和概率论蒙特卡罗程序OpenMC分别对两种模型进行建模,计算热态零功率条件下堆芯的有效增殖因子、组件功率的分布以及各个控制棒组的控制棒价值。对比验证计算结果表明：热态零功率状态下有效增殖因子偏差在1.40×10^-3以内,不同控制棒组插入状态下有效增殖因子偏差低于5.9×10^-4,控制棒价值偏差均在4.9×10^-4以内;不同控制棒组情况下堆芯功率分布的平均相对偏差均在0.6%以内。初步验证了两个程序对复杂堆芯精细建模计算的可行性和准确性,对程序的应用及完善具有参考意义。     

基于蒙特卡罗方法对VSOP模型的keff验证

VSOP程序广泛用于球床式高温气冷堆的工程设计,需对VSOP程序进行验证与确认。针对相同的高温气冷堆堆芯定义,比较了VSOP程序和蒙特卡罗程序采用特殊形状的重复结构来模拟随机分布的球床堆芯的建模结果。对VSOP模型中的侧反射层孔道进行均匀化处理,对球床顶锥和底锥的几何进行等效处理,用蒙特卡罗模型详细比较了近似处理为有效增殖因数k_eff带来的偏差。结果表明,VSOP模型中不同的近似处理方法会带来不同的偏差。但最终VSOP模型与最精细的蒙特卡罗模型在有效增殖因数方面差别不大,进一步说明VSOP模型的可用性和合理性。当然,VSOP程序和模型的验证还需要进一步深入研究。     

核电厂钢制安全壳泄漏率测试系统的开发与验证

针对核电厂钢制安全壳泄漏率测试的要求,设计与开发了一套基于LabVIEW软件平台及Compact-RIO嵌入设备的泄漏率测试系统.系统采用了全数字化通讯、RS-485总线技术、采集与分析分离等技术,简化了系统了设计,提高了拓展性及可靠性,并在AP1000钢制安全壳整体泄漏率试验中应用与验证,现场验证表明:系统稳定可靠、...     

核反应堆物理确定论计算程序系统NECP软件包的研发与应用

NECP软件包是西安交通大学反应堆物理团队开发的确定论核反应堆物理计算程序系统,软件包包括自主化的NECP-Atlas、Bamboo、X和SARAX程序。NECP软件包经过了大量的验证与确认。数值结果表明,NECP软件包精度高,可满足不同反应堆物理计算需求,具有高度的通用性并实现了对压水堆的高保真建模和计算。目前程序已应用于我国大型压水堆项目、示范快堆项目等重点工程。应用结果表明,NECP软件包已达到甚至优于国际先进核设计程序水平,对我国核电软件自主化和核设计能力提升具有重要的意义。     

TRANTH软件基于稳压器安全阀组流量试验的确认与评估

热工水力瞬态分析软件TRANTH用于分析核电厂安全性,其中,考虑了两区质量守恒和能量守恒的关键模型之一稳压器模型可对稳压器安全阀、释放阀、电加热器、喷淋和相关系统进行模拟。在软件开发完成后需进行相关软件验证,故结合方家山核电厂1号机组稳压器安全阀流量试验数据和软件模拟结果,验证稳压器模型。结果表明,模拟计算结果与现场试验数据符合度高,模型精度满足工程设计要求。      

非能动安全型核电站仪控系统验证仿真平台设计与开发

针对非能动安全型核电站数字化仪控系统的功能特点,采用高效的技术方案及方式,运用先进的接口通信技术,结合验证仿真平台模型的"切割"要求,建立了合理的平台运行结构,全面模拟了仪控系统的数据采集、顺序控制、汽机控制、功率控制及安全保护等功能,成功实现了对被测仪控系统软件及硬件的验证。     

COSINE软件包基于三代非能动压水堆低功率物理试验的确认与评估

基于三代非能动压水堆AP1000堆型的低功率物理试验结果,对COSINE软件包核设计软件的计算功能及计算精度进行确认与评估。从低功率物理试验的控制棒价值、所有棒组全提(ARO)工况末端硼浓度、ARO工况等温温度系数对比结果可以看出,COSINE软件包核设计软件计算结果与AP1000堆型低功率物理试验中的各项实测数据符合较好,均满足工程设计要求,计算精度良好。     

AP1000与二代压水堆核电厂的严重事故预防与缓解策略比较

根据压水堆核电厂严重事故发生机理,基于高压堆熔、压力容器失效以及安全壳失效三个关键阶段,针对AP1000和二代核电厂进行比较,在系统结构设计上分析两者在严重事故预防与缓解策略方面的异同,最后对我国在役核电厂的严重事故预防与缓解提出建议。     

AP1000与二代压水堆核电厂的严重事故预防与缓解策略比较

根据压水堆核电厂严重事故发生机理,基于高压堆熔、压力容器失效以及安全壳失效三个关键阶段,针对AP1000和二代核电厂进行比较,在系统结构设计上分析两者在严重事故预防与缓解策略方面的异同,最后对我国在役核电厂的严重事故预防与缓解提出建议。     

核电厂控制与保护系统应用软件潜在的功能缺陷与防御措施

分析了核电厂系统功能设计、数字化仪表控制系统中软件系统设计、开发、验证与确认中产生潜在的功能缺陷的原因 ;阐述了缺陷的种类、可能造成的后果与影响 ;论述了如何通过增大核电厂系统的设计裕量、强化纵深防御、采用规范的与成熟的编程、编译与验证技术来防止人因错误与编程的缺陷 ,提高系统软件的可靠性与核电厂的安全性     

燃料棒性能分析程序FUPAC V2.0的研发与验证

鉴于现有软件均缺乏CF3燃料组件N36锆合金包壳分析能力,开展了燃料棒性能分析程序FUPAC V2.0的研发工作。基于N36锆合金的堆外试验数据和N36锆合金包壳燃料棒池边检查数据,研究了N36锆合金的物理性能、腐蚀行为和辐照生长行为,初步建立了N36锆合金包壳相应模型。在现有自主化软件FUPAC V1.1的基础上,耦合入N36锆合金包壳分析模块,形成FUPAC V2.0,并进行了初步验证。验证结果表明：N36锆合金辐照生长模型和腐蚀模型与目前试验结果符合较好,FUPAC V2.0已实现计算N36锆合金包壳燃料棒性能的功能。