计算机化规程系统在APIO00中的应用

数字化仪控技术在核电厂的推广,为计算机化规程系统（CPS）在以APl000为代表的三代先进压水堆中的应用提供了技术基础。本文对计算机化规程系统的结构、功能和特点进行了描述,CPS作为先进的规程系统,不仅将运行规程以电子化的形式显示在电脑屏幕上,而且同时能监测和处理电厂参数,为操纵员提供规程执行指导,并且显著提高了规程的执行效率。另外,本文还将APl000中的CPS与某M310;0H改进型核电厂的数字化规程系统进行了比较,并结合实际CPS的本土化以及存在问题进行探讨。     

高温气冷堆核电站计算机化运行规程方案及异常事件处理规程入口识别

根据高温气冷堆核电站计算机化运行规程系统的设计准则,给出了高温气冷堆核电站计算机化运行规程的总体设计方案,指出计算机化运行规程系统的一个重要作用就是提供规程入口选择。高温气冷堆核电站的异常事件处理规程是基于事件的,因此选择规程入口的关键在于异常事件的识别。为解决该问题,采用具有图形描述能力和严密数学理论的模糊Petri网,构建了异常事件识别专家系统。相较于传统方法,模糊Petri网结构化特性和知识表达能力更强,推理效率大幅提高,便于计算机编程实现。通过典型异常事件识别的仿真,表明所构建的异常事件识别专家系统是合理可行的,为高温气冷堆核电站计算机化运行规程系统的研制打下了基础。     

核电站计算机化规程设计的人因工程要求

在复杂的安全重要系统中,需使用规程支持人员任务,以减少失误并提高系统安全。在核电行业,随着数字化技术的发展,许多计算机化规程系统得到了开发和应用,可以支持操纵员进行信息搜集、判断决策和规程执行。在此基础上,IEEE 1786、IEC 62646和NUREG—0700等相关的人因工程标准导则对计算机化规程的设计和评审进行了规范。本研究调研了计算机化规程系统的设计和应用情况,从规程的呈现、规程步骤的标记、规程的管理、系统参数显示、参数监视与任务支持以及系统控制等方面进行了总结。在此基础上综述了相关标准导则的条款,并对计算机化规程的设计要求和一般设计原则进行了讨论。本研究希望通过总结相关信息,探讨计算机化规程人机接口设计的实践经验和人因工程要求,为设计和评估人员提供参考。     

非能动核电厂事故72 h后规程优化研究

事故72 h后规程是非能动核电厂特有的一类规程。为了评价非能动核电厂事故72 h后规程的必要性和充分性，并对其薄弱环节进行优化改进，本研究对示范项目非能动核电厂设计基准和运行规程体系的总体逻辑进行了分析，并基于事故72 h后规程的内容和结构，提出了评价事故72 h后规程必要性和充分性的通用方法，运用规程执行逻辑框图识别了规程执行过程中可能存在的风险项，并针对示范项目的规程提出了优化建议。分析结果表明，事故72 h后规程对于非能动核电厂的安全运行是充分必要的；其表达方式与规程体系结构相关；明确规程操作路径优先级、减少规程跳转能够提高规程执行效率。相关优化建议可为非能动核电厂事故后长期安全运行提供技术参考。      

基于任务分析的核电厂计算机化运行规程人机界面研究

为使核电厂计算机化运行规程人机界面更好地适应运行任务,本文首先通过计算机化运行规程使用行为分析和任务分析,确定计算机化运行规程执行所需的功能信息清单.再依据功能信息的重要性和层次性等因素,结合经验反馈及人因工程原则,设计一种计算机化运行规程人机界面功能布局方案.该功能布局方案能够满足计算机化运行规程执行的任务需求,同时...     

核电站计算机化规程显示技术分析

分析了传统规程的缺点,详细介绍了核电站计算机化规程显示的特征,强调了计算机化规程系统评估的重要性,主要对操纵员的任务、规程的显示格式、人机界面的改进进行了说明.合理的运用人为因素知识、指导和技术能避免许多与计算机化规程相关的潜在缺陷.对计算机化规程系统的评估措施将促进操纵员支持系统的发展,得到的经验和教训也适用于其他电站支持系统.     

核电厂计算机化规程系统开发

利用C语言在实时嵌入式操作系统 VxWorks上开发了一种用于正常操作的计算机化规程系统(CPS).本文介绍了系统的组成,并对人-机界面的设计进行了分析.以冷启动为例,验证了CPS的技术可行性.结果表明,CPS能够提高操作的准确性,减轻运行人员的工作负担.     

AP1000应急运行规程接口分析

AP1000的应急运行规程是基于功能恢复、面向征兆的运行规程。及时执行应急运行规程可以尽可能地避免严重事故发生。但是,应急运行规程的进入接口复杂,且不局限于保护系统内的整定值。通过对AP1000整个运行规程的全面分析,系统总结应急运行规程的所有接口,有助于从总体上把握AP1000停堆和专设安全设施的动作条件,掌握及优化AP1000应急运行规程。     

秦山核电厂主控室更新中规程及培训开发管理

秦山核电厂在第18次换料大修期间实施了主控室更新项目,为满足改造期间及改造后的运行操作需求,为运行人员与系统间的交互以及人员对电厂事故的响应提供支持和指导,以及确保运行和维护人员在使用新系统和临时系统之前已进行了足够的培训,能完全胜任电厂中所有改造设备的操作和维护工作.在第十八次换料大修前需对相应规程进行开发,以及开展...     

DCS信息监视与控制系统报警卡转换工具研制

报警卡作为报警信息页,其能够指导操作员对报警做出正确的判断和响应,是电厂主控室操作员响应报警的重要依据.电厂因设计变更、画面优化等需求需对报警卡内容进行更新,为提升报警卡数据更新的效率和准确率,维修人员自主研发一套可以实现报警卡自动转换的工具软件,能够实现可编辑版报警规程文档与DCS系统报警卡数据文件的自动转换.本文分...     

核电厂运行规程整定值研究

核电厂运行规程与核电厂的安全运行密切相关,整定值内容作为运行规程的重要组成部分,其确定过程是运行规程开发技术的难点。针对示范工程非能动核电厂运行规程,对规程文件体系和整定值内容进行分析,结合核安全法规要求对规程整定值信息的功能、整定值结构进行研究,提出了确定运行规程整定值的系统性方法和总体流程。     

压水堆核电厂燃料管理工作及规程

压水堆核电厂的燃料管理工作包括核燃料采购及乏燃料处置；堆外燃料管理；堆内燃料管理；堆芯管理及燃料性能跟踪。为了保证燃料管理工作的质量及效率，核电厂应建立一套完整有效的燃料管理规程。规程分为四个层次：主规程；管理规程；执行规程及技术规程。本文简要介绍压水堆核电厂燃料管理的工作内容及规程结构，供有关方面参考。     

基于本体的核电运行规程模型构建方法

运行规程是核电厂安全运行必须遵守的操作程序。核电厂运行规程繁多、查找不便,现行电子规程存在精简程度不够、内容关联程度弱、相比纸质规程优越性不强等问题。为核电厂设计一种基于本体模型的简洁高效电子化规程系统势在必行。以某核电厂化学和容积控制系统运行规程为例,运用本体模型理论,分析规程文本、挖掘规程知识、提取关键概念。使用本体开发工具构建系统,实现了电子规程及其可视化,可浏览电子规程和知识库,查询关键操作。此构建方法同样适用于其他系统的运行规程,不仅使本体知识实现重用和共享,而且有利于查询、理解、记忆规程,能够为核电厂操纵员使用规程提供帮助,提高效率,增强核电厂的安全性和智能化。      

一种基于HTML网页技术的核电厂DCS二层画面离线浏览软件的实现与应用

基于核电机组对应全范围模拟机满功率工况,通过网页编程将核电厂DCS二层操作员站软件画面网页化,从而提供一种与实际机组高度一致、使用简便的DCS二层画面离线浏览软件,辅助核电厂操作人员培训、技术理论教学及运行规程编制,满足广泛的DCS二层画面使用需求,尤其对电厂运行人员自学及教员授课有益,具象化工艺系统流程及操控,利于知识传递。     

中国实验快堆蒸汽发生器启动工况研究

中国实验快堆蒸汽发生器为直流式,启动方式与压水堆核电厂的有较大区别,启动过程较为复杂。本文对中国实验快堆蒸汽发生器启动工况进行了研究,并将运行参数与理论设计参数进行了比较。结果表明,运行参数理论计算值与试验值基本吻合。提出了蒸汽发生器启动运行的优化方案,以指导运行人员操作,有效地保障了中国实验快堆功率运行试验的开展。     

示范快堆堆坑通风冷却三维数值模拟

为详细研究示范快堆堆坑内空气流动状态和温度分布情况,检验现行堆坑通风系统布置合理性与冷却效果,本文利用CFD软件对正常运行工况下的示范快堆堆坑空气流域进行三维数值模拟。结果表明,通风系统冷却效果满足设计要求,堆坑混凝土内壁最高温度为50.7 ℃,但堆坑内部流场复杂,温度分布的不均匀性较高,通风系统进出口排布方式需进一步优化。计算结果为主容器及贯穿件支承热工计算提供了更为准确的边界条件,为示范快堆一回路设计提供参考。     

示范快堆堆坑通风冷却三维数值模拟

为详细研究示范快堆堆坑内空气流动状态和温度分布情况,检验现行堆坑通风系统布置合理性与冷却效果,本文利用CFD软件对正常运行工况下的示范快堆堆坑空气流域进行三维数值模拟。结果表明,通风系统冷却效果满足设计要求,堆坑混凝土内壁最高温度为50.7℃,但堆坑内部流场复杂,温度分布的不均匀性较高,通风系统进出口排布方式需进一步优化。计算结果为主容器及贯穿件支承热工计算提供了更为准确的边界条件,为示范快堆一回路设计提供参考。     

高温气冷堆核电厂事故规程体系分析

为建立有效的高温气冷堆事故规程体系,参考国内压水堆核电厂事故规程,根据高温气冷堆的技术特点,将事件导向法和状态导向法相结合,确定高温气冷堆事故情况下的应对措施.同时,考虑到发生事故后各操作员岗位之间的协调配合,本文分析了事故后紧急处理及规程的具体执行过程等内容.另外,本文还分析了"双堆带一机"模式对事故处理带来的影响以...     

中国实验快堆（CEFR）——中国示范快堆电站总体技术方案初步考虑

为尽快发展示范快堆电站，采取“以我为主，中外合作”的指导原则设计和建造示范快堆，开展了中国示范快堆电站（简称CDFR）前期技术准备工作。初步研究设计了中国示范快堆电站的总体技术方案。     

中国实验快堆热工参数的自适应BP神经网络预测方法研究

中国实验快堆（CEFR）堆芯的热工参数是否超出限值是评价反应堆安全运行的标准。本文针对燃料包壳最高温度预测问题,通过堆芯子通道分析程序COBRA生成数据样本后,开发基于BP神经网络自适应算法的智能预测程序,对于特定的单盒组件,仅需给出堆芯进口功率和流量,即可实现燃料包壳最高温度的快速准确预测。结果表明,与COBRA相比,在大规模重复性计算的场景下,自开发程序能节约大量计算时间和算力,提高燃料包壳设计和CEFR运行时的操作效率。实验分析得出BP神经网络方法的最大相对误差不超过6%,平均预测相对误差不超过3%,计算效率提升至原程序的300倍,网络模型的预测精度高,且易推广至实验快堆其他参数预测,具有很大的应用前景。