秦山300MW核电机组全范围仿真机反应堆控制保护系统仿真

简要介绍了秦山３００ＭＷ核电机组全范围仿真机反应霍控制及保护系统的仿真，其中包括反应堆功率控制，稳压器压力与液位控制，长棒控制，停堆保护及专设安全设施等。     

核电站数字化反应堆保护系统研究

为提高我国核电站仪表与控制系统的整体技术水平,为实现我国新一代核电站的自主设计和建造打下基础,"九五"期间,中国核动力研究设计院采用成熟的计算机技术、遵照有关标准的要求完成了数字化反应堆保护系统的系统设计并研制出了原理样机.     

反应堆保护系统在线检验

本文阐述了反应堆保护系统在线检验的必要性,分析了保护系统的故障模式.提出能对保护系统各种类型故障进行检测的简单的在线检验方法.     

反应堆保护系统保护逻辑通道试验装置设计

保护逻辑通道试验装置用于秦山核电二期扩建工程反应堆保护系统中保护逻辑的定期试验。本文介绍了该装置的试验原理、设备组成、工作方式、技术特性等内容。     

反应堆控制和保护系统嵌入式软件的组合测试

为了测试反应堆控制和保护系统的嵌入式软件,将手工静态测试方法和动态仿真测试方法组合使用(简称组合测试).组合测试分为2步,即先用手工静态测试方法验证可编程逻辑控制器( PLC)嵌入式软件的安全性与合理性,再用动态仿真测试方法验证其功能的有效性.组合测试只要有通用个人计算机(PC)和待测软件的开发及仿真工具即可实施.在实际的PLC运行环境中运用硬件测试方法,对组合测试的有效性进行验证.结果表明,组合测试是有效的,且比硬件测试方法的测试效率更高.     

秦山核电站反应堆保护系统性能改进

介绍秦山３００ＭＷ核电站反应堆保护系统在提高系统抗干扰能力,完善在线自动功能及输出驱动电路所做的改进,经过多年的运行试验及瞬态证明,系统的可靠性进一步提高。     

反应堆安全保护系统综合逻辑电路可靠性比较

一、引言反应堆安全保护系统是确保反应堆安全运行的重要系统,一般由反应堆保护参数测量通道、通道综合逻辑单元和停堆继电器(或断路器)接点综合逻辑单元组成.合理设计反应堆保护系统的通道综合逻辑和停堆继电器接点综合逻辑对提高核电站运行的安全性和经济性有重大的现实意义.本文从可靠性角度对三种类型的反应堆保护进行分析比较,可供反应堆安全保护系统设计参考.为了简化定量计算工作量,作下列假定:     

秦山核电二期工程反应堆保护系统的研制

秦山核电二期工程反应堆保护系统在参考大亚湾核电站设计的基础上,对某些保护功能、系统设备等进行了重新设计和修改.在系统设计方面,本文介绍了该系统的设计依据和设计准则、系统结构、子系统、定期试验等内容;在设备研制方面,本文介绍了该系统的设备组成、器件选择、以及性能试验等内容.     

WWER型核电机组反应堆停堆保护系统设计优化与改造

在进行核电机组反应堆停堆保护系统定期试验时,需依次将停堆断路器实体断开,此类定期试验风险较大,国内外运行的核电机组多次发生在反应堆停堆保护系统定期试验过程中由于设备故障导致非计划停堆的事件,造成了较大的经济损失.论文介绍了某WWER核电机组反应堆停堆保护系统设计优化方案及改造的实践成果.     

基于FPGA的反应堆控制保护系统电磁兼容性设计

在基于现场可编程门阵列(FPGA)的反应堆控制保护系统设计中,针对各种电子设备的电磁干扰,通过在硬件设计中采用信号隔离、消噪、消激和阈值调节电路等抗干扰措施,并利用软件提高抗干扰能力,实现了电磁兼容性设计,为反应堆控制保护系统提供了较强的抗电磁干扰能力,确保了反应堆的安全、可靠和稳定运行。     

反应堆保护系统信息安全分析

针对国内核电厂反应堆保护系统(RPS)DCS平台研发和工程实施过程中的信息安全进行了研究,采用信息安全分级方案、区位模型,以及攻击树建模方法,对RPS进行级别和区位设定,并建立RPS攻击树模型,分析可能的攻击途径。提出了系统化的信息安全分析方法和信息安全措施,可供核电厂RPS系统平台研发、工程实施和运行维护等项目参考。     

岭澳二期核电站数字化反应堆保护系统

岭澳二期核电站反应堆保护系统是我国自主设计的第一个数字化反应堆保护系统.本文介绍了岭澳二期核电站数字化反应堆保护系统的总体结构、设计特点、定期试验以及自检等方面的内容.     

CENTER工程反应堆保护系统定期试验方案设计

CENTER工程反应堆保护系统采用了中国核动力研究设计院自主研发的"龙鳞"平台。根据GB/T5204和IEEE 338的设计要求,本文基于定期试验的设计准则,采用分段试验和相互交迭的设计思路,同时结合平台自身的特点对CENTER工程反应堆保护系统的定期试验总体方案进行了介绍,重点描述了输入通道试验(T1试验)、系统逻辑功能试验(T2试验)、输出通道及相关驱动器试验(T3试验)和响应时间试验的试验方案及其工作原理,可作为其他工程定期试验方案设计的参考。     

概率风险评价在反应堆保护逻辑改进中的应用

用概率风险评价方法对大亚湾核电站反应堆保护逻辑设计进行了分析，证实原安全壳压力高通道及换料水储存箱水位低通道的逻辑设计存在失电误动的严重问题。该保护误动将直接导致轴封水丧失事故发生。由此引起的轴封水丧失事故事件概率为６．５×１０－６。     

基于NuPAC的核电厂反应堆保护系统

现场可编程门阵列（FPGA）技术作为一种不同于CPU技术的数字电子技术,越来越广泛地用于核电厂安全级仪控系统。本文介绍了基于FPGA技术的核电厂反应堆保护系统平台NuPAC及反应堆保护系统的结构,分析了NuPAC平台在简化系统设计、独立性和多样性等方面对反应堆保护系统结构的改进。此外,分析了FPGA技术在提升反应堆保护系统的确定性、安保性和可持续性等方面的优势,介绍了反应堆保护系统的需求分析及其挑战。本文将为今后国内其他基于FPGA技术的核安全级仪控系统的开发提供参考。     

HTR-PM反应堆保护系统软件可靠性增长模型的研究

研究数字化反应堆保护系统软件的可靠性对提高保护系统的整体可靠性具有重要的意义。本文在分析、整理HTR-PM保护系统软件开发过程中记录的测试数据基础上,研究并提出了基于错误严重程度的软件可靠性模型。软件测试过程中不同严重程度的错误其检测难度不同,导致检测率随时间的变化趋势不同,本文提出了严重程度比函数的概念以表述这一现象,并对不同严重程度错误的检测数据分别建模,使软件可靠性模型的预测结果更具有工程应用价值。     

基于NASPIC平台的反应堆保护系统架构设计研究

反应堆保护系统是核电厂中非常重要的安全系统,主要用于保护反应堆、环境及人员的安全,属于核电厂1E级仪表控制设备,其自身的可靠性和安全性,对核电厂的正常运行起着至关重要的作用。其中反应堆保护系统架构对整个系统的可靠性、可用率和可维护性等起着关键作用。本文基于龙鳞（NASPIC）平台,根据反应堆保护系统的功能需求和设计准则,提出了一套较为完善合理、满足功能和设计准则要求的反应堆保护系统架构。同时根据架构设计搭建了“华龙一号”科研样机,并基于FTA/Markov可靠性分析方法,就搭建的保护系统科研样机进行了功能测试和可靠性分析计算,证明反应堆保护系统架构设计符合设计要求,为后续项目的系统架构设计提供参考。      

田湾核电站反应堆控制棒驱动机构研究及同类反应堆控制棒驱动机构的对比分析

本文介绍了田湾核电站反应堆控制棒驱动机构的结构及其技术特性,并对国内正在运行和建造中的同类型压水堆控制棒驱动机构的技术特性进行分析比较,得出几项结论,希望对今后的工作有所帮助。     

红沿河核电厂反应堆保护系统定期试验方案设计

红沿河核电厂反应堆保护系统采用三菱的MELTAC安全级数字化仪控平台。在简介红沿河核电厂反应堆保护系统定期试验范围和原理的基础上,详细描述核电厂反应堆保护系统定期试验中的测量仪表通道试验、保护逻辑试验和输出信号及相关驱动器试验的设计方案,并对其特点进行分析。结果表明,红沿河核电厂反应堆保护系统定期试验实施方案充分利用了自动试验装置所带来的优势,扩大检测范围,在有效性、灵活性及便利性方面均有显著提高。     

基于MELTAC平台的反应堆保护系统T2试验方案分析

红沿河核电厂为CPR1000首次采用MELTAC仪表控制平台实现的数字化反应堆保护系统,T2处理通道试验作为反应堆保护系统(RPS)定期试验的重要组成部分,其是否必要以及如何开展一直存在较大的争议。本文概括介绍了各方达成一致的基于MELTAC平台实现的RPS系统T2试验最终方案,进而根据IEC60671-2007详细论证了RPS系统T2试验方案的正确性。