16Nγ辐射监测仪的研制

^16Nγ辐射监测仪主要分探测器和电子学仪器两部分。将探测器安装在蒸汽管道旁，由所探测到的γ射线计数率和温度信号，通过智能化软件经电子学仪器处理可直接显示蒸汽发生器内u形管的泄漏率，具有自动报警的功能。所制成的探头符合防水、隔热、抗电磁干扰、抗强震动的要求。电子学仪器：集约化、智能化程度高，重量轻。本装置与法国产的^16N监测仪进行了比对，结果在误差范围内符合。经现场的测试表明：本装置长期稳定性好，检测灵敏度高，故障率低，操作使用方便。     

高通量堆16N在线监测仪MC模拟研究

本文提出一种基于NaI(Tl)探测器与BGO探测器进行反符合测量~(16)Nγ散射能谱,以实现对高通量工程试验堆一次水~(16)N比活度在线监测的方案。采用MCNP5程序与GEANT4工具包对~(16)N监测仪测量装置的屏蔽体、过滤器与BGO晶体尺寸优化及~(16)N散射谱测量进行蒙特卡罗模拟,并选择实验测量~(137)Csγ源散射谱进行对比验证。模拟分析表明:在选择合适厚度的铅屏蔽体、锡过滤器以及BGO厚度下可以提高~(16)Nγ谱峰康比。     

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.     

基于输运计算方法的压水堆冷却剂~(16)N和~(17)N活化源项计算研究

采用二维离散纵标输运程序DORT及ENDF/BVI库计算压水堆压力容器内中子注量率分布,用自行研制的活化源项计算程序计算冷却剂16N和17N源项,并验证堆芯径向与轴向功率分布对计算结果的影响。对核电厂例题的敏感性计算对比分析结果表明,采用低泄漏或高泄漏堆芯装载方式的压水堆冷却剂16N和17N活化源项结果偏差很小。     

核电厂人因工程集成系统确认

核电厂控制室除了成百上千的人机接口资源,还是一个包括规程、操纵员、环境、组织和管理等多种要素的复杂集成系统。在设计阶段,这些要素往往由不同的负责方分别进行考虑。然而在实际核电厂运行中,这一集成系统能否顺利配合,是否具有良好的人因工程设计水平,以避免人员失误,都是在电厂交付前开展的集成系统确认活动需要解决的问题。文章借助某核电项目的开展,研究和实践人因工程集成系统的确认技术;介绍集成系统确认试验的背景、流程以及方法;讨论试验的开展情况及结果;总结整项研究工作中获得的经验。     

台山EPR核电厂一回路16N比活度校核

16N是压水堆核电厂正常运行辐射屏蔽考虑的主要放射性核素之一.本文根据16N核子个数守恒,考虑辐照生成和衰变消耗,推导得到16N比活度计算模型,并通过校核台山核电厂1、2号机组初步安全分析报告中的16N比活度验证了计算模型的正确性.堆芯及下降段的快中子注量率,快中子能谱内的16O(n,p)16N反应微观截面平均值和一回...     

核安全级数字化仪控系统应用软件验证和确认方法研究及实践

应用软件验证和确认（V&V ）活动可验证应用软件开发过程中每一阶段的输出成果是否与该阶段的任务需求相符合,且确认最终生成的应用软件和系统是否与其预期的用途及相关需求一致。本文根据应用软件的特点,提出一套合理可行的应用软件V&V工作流程方法,并以某核电厂堆芯测量系统（R IC ）改造项目中应用软件的V&V对其进行了检验。     

核安全级数字化仪控系统软件验证和确认技术标准研究

文章对VV验证与确认方法进行了总结,并对IEC和IEEE相关标准以及IAEA和NRC的相关法规导则以及我国对应的标准和法规进行了调研分析和总结,重点对IEEE 1012-2012进行了剖析,并对IEEE 1012的历届版本进行了时比分析,对如何应用国际国外VV相关标准提出了建议。最后,在本文总结了VV的关键思想,并为建立我国完善的核电厂核安全级仪控系统及软件VV相关标准体系提出了建议。     

核电厂16N监测系统故障分析与处理

本文介绍了国内6座核电厂~(16)N监测设备的使用和故障情况。SGLM201是压水堆核电厂监测~(16)N的重要设备,设备是否能稳定运行直接关系到反应堆的工作情况。文中介绍了6座核电厂SGLM201的安装情况,总结了近几年SGLM201的故障情况和故障类型。对故障率最高的两种情况数据异常闪发高计数、参考峰故障形成的原因进行了详细分析,并根据现场试验,总结出解决方案。在方案实施后经过长期观察和测试,虽然有些故障还反复出现,但故障率相比于之前降低了约50%。     

百万千瓦级核电厂地震风险评价和见解

针对特定百万千瓦级压水堆核电厂开展地震概率风险评价,开发了电厂特定的地震危险性曲线和设备的地震易损度曲线,建立地震概率风险评价模型并完成定量化,给出地震风险结果和见解。结果表明,该特定电厂地震风险水平较低,在0.3g～0.6g地震动水平区间内地震风险贡献最为突出。     

CPR1000核电机组堆芯水位监测系统及其调试

CPR1000核电机组反应堆堆芯水位监测系统是反应堆发生LOCA事故后监测堆芯淹没状态的重要系统,由其测量的水位直接用于反应堆事故规程的导向。本文对该系统的测量原理、系统构成进行了详细的介绍,通过对CPR1000核电机组首台机组的调试,实现了该系统的首次自主化调试的目标。     

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。     

核电厂主蒸汽16N监测用于蒸汽发生器泄漏率测量的研究

文章介绍了CPR1000、AP1000和EPR核电厂广泛采用的法国新型16N监测设备的组成和技术特点,通过实例描述了16N探测器可用性放射源检查试验.对16N监测的量化计算方法进行了分析和研究,根据国内外已有研究成果,推导出了量化计算公式.介绍了红沿河核电站某机组的蒸汽发生器泄漏率16N监测计算系数和应用实例.     

核电厂风险监测器系统开发

介绍了风险监测器的概念和功能,根据其功能需求开发了基于浏览器/服务器架构的风险监测器系统。结合某核电厂风险监测器模型对本系统进行了应用。结果表明,本文开发的风险监测器系统能较好地完成系统功能,正确反映核电厂状态并为核电厂人员制定运行决策提供支持。     

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。     

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。     

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。     

核电厂多样化驱动系统整体验证方法研究

为了实现对核电厂多样化驱动系统的整体验证,通过仿真技术建立了核电厂高精度工艺模型和实时的仪控系统模型,开发了验证多样化驱动系统的接口通信软件。该多样化驱动系统通过对这些状态或数值信号的响应产生相应的控制或保护逻辑,输出调节量等各种过程参数送至验证平台工艺数学模型进行计算,进而得到被验证的多样化驱动系统接入后的电厂状态参数,测试人员可根据这些状态参数确定多样化驱动系统的控制逻辑和响应的正确性。实验结果表明,该整体验证方法能够实现对核电厂多样化驱动系统的在稳态和瞬态工况下的闭环响应验证,可获得较好的验证效果。     

Logic Verification System for Power Plant Sequence Diagrams

A logic verification system for sequence diagrams of power plants has been developed. The system's main function is to verify correctness of the logic realized by sequence diagrams for power plant control systems. The verification is based on a symbolic comparison of the logic of the sequence diagrams with the logic of the corresponding IBDs (Interlock Block. Diagrams) in combination with reference to design knowledge. The developed system points out the sub-circuit which is responsible for any existing mismatches between the IBD logic and the logic realized by the sequence diagrams. Applications to the verification of actual sequence diagrams of power plants confirmed that the developed system is practical and effective.