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...     

高温气冷堆数字化规程系统的总体设计

文章分析了国内外核电站数字化规程研究现状,结合高温气冷堆示范工程(HTR-PM)的自身特点,综合运用数字化仪控系统(DCS)技术、人因工程理论、计算机技术等多学科知识,对示范工程数字化规程系统的总体设计进行了研究,为该系统的进一步研发提供了基础。     

高温气冷堆启动过程的模拟与分析

本文利用工程模拟机可实时计算、多系统耦合求解的技术优势,对球床模块式高温气冷堆核电站(HTR-PM)的启动过程进行模拟。分析并掌握了HTR-PM主要运行参数的变化规律和调节手段,研究了模块式高温气冷堆在启动过程中的运行特性,特别是不同模块间所体现出的耦合效应对整个系统运行特性的影响,为电厂运行方式的确定和具体运行规程的制定提供了重要参考。     

计算机化运行规程在示范快堆中的开发

运行规程是指导核电厂运行人员对机组系统进行操作监护、处理各种故障及事故的指导文件。示范快堆采用数字化主控室,操作界面有大量实时参数显示。执行规程时,操作员需及时、准确地调取对应的画面。示范快堆对运行规程进行计算机化设计,将规程的步骤与相关操作画面链接,辅助操作员快速定位,有利于提高规程执行的效率,减轻操作员负担,降低人因失误。计算机化运行规程内容需与生效的纸质规程保持一致,这对规程计算机化开发的质量和效率提出了更高要求。示范快堆基于计算机化实施流程开发了一种规程编辑器,有助于保证纸质规程与计算机化运行规程的同步性和一致性,使计算机化运行规程有效应用于示范快堆。     

基于模糊熵的核电站瞬态识别方法

为保障核电站安全经济运行,需及时准确地识别核电站出现的异常。本文通过处理关键变量的时间序列数据,对瞬态过程进行识别：利用模糊熵度量时间序列复杂度的能力,判断系统是否处于正常状态;进而利用互模糊熵度量两时间序列相似度的能力,对出现的瞬态进行类型识别。利用模块式高温气冷堆核电站仿真机的数据验证了本方法的可行性和有效性,结果表明本文方法可有效进行瞬态识别,且不需复杂的训练过程。     

球床高温气冷堆核电站放射性废物最小化策略研究

放射性废物最小化是放射性废物管理的基本原则之一。高温气冷堆核电站放射性废物最小化策略研究对于优化设计与运行实践和全寿期放射性废物管理,以及高温气冷堆产业化发展具有重要意义。通过对世界上主要球床高温气冷堆运行历史和放射性废物数据的调研和论证,分析了球床高温气冷堆技术及其放射性废物特点,总结了高温气冷堆放射性废物管理值得借鉴经验及相关研究进展,提出了高温气冷堆核电站全寿期放射性废物最小化的策略和建议。     

高温气冷堆核电站在我国的商业化前景

分析了发展高温气冷堆核电站的必要性,介绍了高温气冷堆发电技术的特点、现状和我国高温气冷堆核电站示范工程的建设情况,提出了充分发挥高温气冷堆发电技术特点、进一步开发高温气冷堆核电站的设想,认为条件成熟情况下,高温气冷堆核电站将有很大的商业推广价值。     

裂变室探测器在高温气冷堆核电站示范工程核测量系统中的应用

高温气冷堆核电站示范工程是我国中长期发展规划中的重大专项之一,也是我国第一座拥有自主知识产权的核电站。文章介绍了高温气冷堆核电站核测量系统的工作原理和系统组成,剖析了裂变室中子探测器的特点及其在核测量系统中的应用。裂变式探测器所具有的γ信号甄别能力强、中子通量测量范围宽等优点,应用于高温气冷堆核测量系统,可以满足大空间、宽范围的堆外中子通量测量需求,有利于简化系统组成、提高经济性。与其他压水堆核电站的核测量系统相比较,应用裂变室中子探测器具有一定的优越性。     

我国高温气冷堆核电站的标准化建设

中国积极推进核电建设的战略方针对本国核电标准体系的建设提出了迫切的要求。在高温气冷堆核电站被列为国家中长期科技发展规划中的重大专项的背景下,文章以高温气冷堆技术为主体,在阐述高温气冷堆核电站标准化建设的意义和必要性的基础上,介绍了我国近期开展的高温气冷堆核电站标准体系的建立,以及后续工作的初步设想。     

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.     

核电厂应急操作规程的现状及其发展趋势

本文叙述了核电厂应急操作规程的现状及不足之处,介绍了世界上在这方面的发展趋势:以基于征兆的应急操作规程来补充或替代基于事件的应急操作规程;采用现代微机数据处理技术改进规程的编制、修改、打印和显示;利用人工智能技术最终开发出核电厂运行专家系统,以帮助运行人员处理事故,减少人因错误。     

核电厂RCV主泵断轴事件的重要性判定

本文介绍了美国核管会的异常重要性判定(SDP)方法及实施过程,并以此为基础开发了功率工况SDP方法。应用功率工况SDP方法对国内某核电厂发生的化学和容积控制系统(RCV)主泵断轴事件进行了分析,证明了SDP方法的应用对于提高我国的核安全监管效率和核电厂的安全管理水平具有重要的意义。     

高温气冷堆地震丧失厂外电的风险评价

地震导致丧失厂外电是核电厂地震情况下的典型始发事件。本研究使用地震概率安全分析方法,以高温气冷堆为研究对象,得到其在地震丧失厂外电事故下的风险水平。研究范围包括分析地震导致丧失厂外电的事故发展情景分析,筛选地震设备清单并结合现场巡访进行调整,建立地震导致丧失厂外电的风险评价模型,并对超过高温气冷堆风险接受准则剂量（概率安全目标）的放射性释放的频率结果进行了间隔分析、割集分析和重要度分析。本文工作可为高温气冷堆的地震概率安全分析在方法实施、建模假设、过程分析等方面提供有益的参考。     

基于概率神经网络的核动力装置异常运行工况识别方法设计

核动力装置结构复杂、运行参数多且耦合程度高,在异常运行工况时,运行参数之间存在极其复杂的非线性关系。采用人工方式进行故障诊断难度较大,亟需一种能高效识别异常运行工况类型的智能技术。概率神经网络（PNN）具有良好的非线性映射功能,适用于核动力装置多参数、强耦合情况下的异常运行工况识别。本文选取6种核动力装置异常运行工况,依托核动力装置事故分析平台进行了模拟计算并提取了特征参数。分别采用PNN与BP神经网络方法,在MATLAB环境中建立了异常运行工况识别模型,并进行了验证。结果表明,基于PNN的异常运行工况识别方法有效,且较传统BP神经网络方法更准确、快速。     

核电厂辐射防护管理程序体系梳理实践

通过对漳州核电厂辐射防护管理程序体系梳理实践活动的总结,介绍了一种可用于核电厂(尤其是在建核电厂)管理程序体系梳理工作的方法。     

An efficient Neuro-Fuzzy approach to nuclear power plant transient identification

Transient identification in nuclear power plants (NPP) is often a computational very hard task and may involve a great amount of human cognition. The early identification of unexpected departures from steady state behavior is an essential step for the operation, control and accident management in NPPs. The bases for the transient identification relay on the evidence that different system faults and anomalies lead to different pattern evolution in the involved process variables. During an abnormal event, the operator must monitor a great amount of information from the instruments that represents a specific type of event. Recently, several works have been developed for transient identification. These works frequently present a non reliable response, using the “don´t know” as the system output. In this work, we investigate the possibility of using a Neuro-Fuzzy modeling tool for efficient transient identification, aiming to helping the operator crew to take decisions relative to the procedure to be followed in situations of accidents/transients at NPPs. The proposed system uses artificial neural networks (ANN) as first level transient diagnostic. After the ANN has done the preliminary transient type identification, a fuzzy-logic system analyzes the results emitting reliability degree of it. A validation of this identification system was made at the three loops Pressurized Water Reactor (PWR) simulator of the Human-System Interface Laboratory (LABIHS) of the Nuclear Engineering Institute (IEN/CNEN/Brazil). The obtained results show the potential of this new transient identification system to be used in an operational NPP in order to assist the operators to take decisions during transients/accidents.     

HTR-10的运行工况监督和事故工况追忆

总结了将分布式计算机控制系统（DCS）用于10MW高温气冷堆运行工况的监督和事故工况追忆的设计思路,主要包括历史数据库,事故追忆库,人机界面和运行报表的组态设计。     

Operating experience with an on-line vibration control system for PWR main coolant pumps

The main circulation pumps are key components of nuclear power plants with pressurized water reactors (PWRs), because the availability of the main circulation pumps has a direct influence on the availability and electrical output of the entire plant. The on-line automatic vibration control system ASMAS was developed for early failure detection during the normal operation of the main circulation pumps in order to avoid unexpected outages and to establish the possibility of preventive maintenance of the pumps. This system is permanently and successfully operating in three German 1300 MW_el NPP's with PWR and has been successfully tested in a 350 MW_el NPP with a PWR.     

核电厂人因工程运行经验评审研究

本文论述了人因工程(HFE)在核电厂设计,尤其在人机接口设计中的重要性;简要介绍了核电TAN工程的范围和内容.本文的重点是核电厂人因工程运行经验评审的意义和作用,以及运行经验评审的范围、内容和具体实施过程.文章总结了运行经验评审的范围:分析了运行经验评审的具体内容,并举例予以说明;归纳了运行经验评审一般的实施 过程.最后,简单介绍了目前国内运行经验评审的形势.     

核安全设备疲劳分析方法与步骤

以某核电厂稳压器上封头为例,采用ANSYS有限元分析软件,考虑两个有代表性的温度和压力瞬态,同时考虑地震的影响,采用RCC-M规范,进行了疲劳分析,详细说明了核安全设备疲劳分析的方法和步骤。本文为核安全设备及管道系统的疲劳分析与评价提供了参考。