核电厂数字化仪控系统I/O卡件备件数量优化

数字化仪控系统(DCS)是核电厂的神经中枢,是一种以微处理器为基础,采用控制功能分散显示、操作集中、兼顾分而自治和综合协调的设计原则的仪表控制系统,它对机组的安全、经济运行起着至关重要的作用.I/O卡件是DCS与现场仪表交互的关键部件,当I/O卡件出现故障时,需要及时更换,所以I/O卡件需要一定数量的备件.如果备件过少...     

核电厂中的模糊控制

模糊控制是一种不依赖被控系统严格数学模型，且能获得良好控制动态响应的一种控制方法，本文首先指了了基于核反应堆系统模型的控制方法的局限性，然后简单介绍了模糊的原理及其与基于模型控制方法的主要区别。在此基础上，重点了模糊控制技术在核电厂控制中的应用研究情况，最后探讨了有待解决的问题和今后的研究发展方向。     

核电厂抗震设计取消OBE原因和措施浅析

通过分析对比美国核管理委员会(US NRC)和美国电力研究院(EPRI)出版的文件,结合核一级管道应力比的统计数据,对核电厂抗震设计中取消运行基准地震(OBE)的原因进行分析。结果表明,降低OBE对安全停堆地震(SSE)的比例,并且在抗震分析中不再把OBE作为直接的载荷因素,仅作为停堆检查的限值,能够达到优化核电厂抗震设计的目的。为了防止因此而降低核电厂抗震方面的安全性能,还需制定相关措施。     

核电厂的质量保证体系

本文介绍了核电厂质量保证体系的重要性及其主要内容。质保体系的有效运转能使核电厂达到所要求的质量和规定的技术、经济指标。     

北京核电厂模拟器概况

北京核电厂模拟培训中心设在清华大学。北京核电厂模拟器是由国家核安全局从美国引进,委托清华大学负责管理与运行的一整套设备。它是一台全范围,三环路的压水堆型的核电厂模似器,其原参考核电厂是美国 CP & L 公司的西仑·哈里斯(She-aron Harris Unit 1)一号核电厂,是美国西屋公     

核电厂空气净化系统分析

核电厂空气净化系统是核岛辅助系统中的重要系统之一,通过对空气净化系统工作特点和净化原理的分析,以及对主要空气净化专属设备的研究,得到了设计选择核电厂空气净化设备的一些原则。     

关于先进核电厂技术内涵的探讨

通过第二代核电厂所面临的问题，探讨了先进核电厂概念提出的背景，并对先进核电厂的技术内涵进行了初步分析。     

核电厂安全管理工作探讨

搞好核电厂安全管理是核电厂安全生产的重要保证.核电厂安全管理包括建立健全安全责任制、安全生产的监督和管理及信息反馈、掌握安全防护规程、用科学态度处理放射性安全工作、保证工业安全及做好安全分析工作。我国核电刚刚起步,学习国外先进的安全规程,吸取他人的经验教训,探讨适合我国国情的安全管理规律是十分必要的.     

我国今后新建核电站若干安全问题的考虑

根据国内外经验 ,提出了我国今后新建核电站的若干安全要求 ,包括安全目标、决定论方法和概率论方法、严重事故、安全壳及其系统、氢的控制和停堆状态下的安全问题     

核电厂松脱部件报警案例分析

针对某核电机组在大修热试阶段多次出现松脱部件报警的现象,在关键位置临时安装探头实施了现场试验,通过分析撞击信号阵发波到达传感器的时差对采集试验数据进行定位分析。结果表明,松脱部件报警事件的起源与核电机组热试相关状态改变有关;报警触发源位于主管道冷段上(距离压力容器入口1m处),事件是由于该位置的甩击限制器自发或间接将信号传导至主管道所导致的。此报警事件的成功诊断,不仅解决了工程实际问题,而且对现有松脱部件监测系统探测区间的完善具有重要意义。     

有关核电厂管理部门审查的探讨

根据我国核安全法规和导则、国际原子能机构(IAEA)以及美国核管会(NRC)等的相关要求,论述管理部门审查的由来、目的、方法和报告等基本理念和要求。为了与内部质保监查相区别,从目的、性质、依据的文件等方面对两者进行了比较。     

核电站松脱部件监测系统研制

以秦山核电二期扩建工程松脱部件与震动系统(KIR)供货项目为背景,研制出了松脱部件监测系统(LPMS)C1201。该系统由10个监测通道组成,对压力容器和蒸汽发生器内产生的松脱部件进行实时监测。信号调理和报警处理采用现场可编程门阵列(FPGA)程控技术;松脱部件甄别采用了DSP数字化、松脱部件信号长短有效值浮动甄别、时间延迟和通道复核联合甄别等技术,使系统具有强抗误报警能力;系统自检采用I2C控制与多路分配程控技术;系统采用PXI总线技术,使通道间和模块间同步,满足定位分析需要;采用虚拟仪器和数据库管理技术,界面可视化强,接口开放式;系统还具有软硬件故障自检与故障通道切除、磁盘空间检测、软件停电保护等功能。     

Some Aspect of Protective Systems in Nuclear Power Plants

Protective systems for nuclear power reactors have assumed a high degree of development. The primary motive has been the emphasis given to making reactors safe and more recently the desire to offset the site distance requirement through engineered safeguards. Increased reactor operating experience and improved safety analyses have contributed to a better definition of the events and conditions requiring protective systems. The judicious use of such philosophies as redundancy and coincidence in system designs has led to both greater safety and reactor operating continuity. Reliability of protective systems has been enhanced by parallel efforts in system and individual component design. Techniques and procedures for checking and testing protective systems have been developed and adopted at many installations to offset the inherent difficulty of assessing reliability of systems which experience little or no use under actual stressed conditions. Design practices have been effected to provide greater assurance that systems are independent although this remains as one of the outstanding problems. Protective systems in the context of monitoring devices are being developed by the application of noise analyses, digital computer control and the use of transistorized or solid state circuitry. Finally, the actual performance of protective systems is being manifested through analysis of existing operating records.     

核电厂应急撤离的有关问题

概述了国内外有关核电厂应急撤离的法规、导则，介绍了影响应急撤离的众多因素，对应急撤离路线设置进行了讨论。     

Some Applications of Dynamic Measurements in Pressurized Water Reactor Nuclear Power Plants

Results of statistical correlation measurements for obtaining information in a complex system are presented. Experiments were performed on four nuclear power plants using conventional plant instrumentation. Inherent fluctuations (noise), response to forced random, sinusoidal and step variations in reactivity were studied. Frequency domain analysis of the data was performed with a special purpose analog type analyzer for determining power and cross-power spectral densities. Results obtained demonstrate that 1) significant semi-quantitative information on the process can be obtained from power spectral analysis on inherent fluctuations: and 2) cross-power spectral techniques permit frequency response measurements and system parameter determination in commercial nuclear plants.     

核电厂中事件发生机理与人因管理

分析了核电厂中事件发生的机理,阐述了人因失误发生的四要素及相互之间的关系,探讨了核电厂人因失误产生的特点,阐明了在核电厂中人因培训的原则是全员培训,其实施方法是根据工作人员不同的工作特点,将工作人员分为执行层、技术层、管理层,针对不同层次的工作人员开发不同的人因工具。     

核电厂企业内容管理信息系统建设

数据已逐渐成为企业可持续发展、提高决策水平和创新能力的战略性资源;企业数据量快速膨胀,并呈现出来源多样化和类型复杂化的特点,传统关系数据库管理系统（RDBMS）处理的结构化数据仅占数据信息总量的15%,而全球85%的信息是非结构化的。如何管理这些非结构化信息,成为传统结构化数据管理的一大难题,而企业内容管理系统恰好是解决这一问题的有效方式。文章通过分析国内部分核电企业内容管理系统现状,提出了企业内容管理系统选型方面的建议,从实际应用出发探讨了核电厂企业内容管理系统的建设。