核电站数据采集系统的设计

核电站对于仪控系统的性能要求很高.目前国内核电站的仪控系统大多以模拟控制为主,数据显示精度和自动化程度都比较低.秦山三期核电站停堆系统中应用的数据采集系统,将国产集散控制系统(DCS)技术引入核电站,实现了快速数据采集、记录、报警、查询、显示等功能.     

浮动核电站仪控系统纵深防御与多样性设计分析

随着核电技术的发展,数字化控制系统在核电站的广泛应用带来的潜在共因故障可能导致系统失效。浮动核电站仪控系统主要由满足独立性要求的安全级和非安全级控制系统组成,通过控制系统防御层、紧急停堆系统防御层、专设安全设施驱动系统防御层以及监测和显示系统防御层的纵深防御设计,形成针对核事故的多层次防御,各个防御层通过实体分隔和电气隔离实现功能独立,并利用多样性设计方法,有效提高系统应对共因故障的能力,从而保证设备和人员的安全。     

VVER—1000型核电站仪器仪表的现代化

【《欧洲核综览》1995年5—6月号第40页报道】 关于东欧特别是拥有VVER—1000型反应堆的那些国家的核电站,历史记录表明,半数以上的事故保护停堆是由仪表和控制(I＆C)系统部件故障或缺陷造成的,这种事故保护停堆频度比西方国家的高得多。 这种反应堆保护系统的事故保护停堆功能是与西方国家核电站的功能一致的。 尽管在核电站设计中国际标准规定了诸如冗余度、管道分离、可靠性及测试等要求,     

大亚湾核电站停堆工况风险研究

基于传统ＰＳＡ方法学（适用于功率运行工况）及核电站停堆工况特征,提出了一套停堆ＰＳＡ特征方法,包括电站运行状态离散法,分阶段评价和主逻辑故障树评价。将该方法应用于大亚湾核电站（ＧＮＰＰ）停堆工况ＰＳＡ研究,得到了较真实反映ＧＮＰＰ实际情况的结果。研究结果对ＧＮＰＰ的停堆运行和管理有实际应用价值,以我国今后核电站设计、运行及管理也有现实意义。     

核电站停堆工况 PSA 研究

停堆工况下核电站概率安全评价技术及应用是ＰＳＡ研究热点之一，已受到研究单位、核安全管理当局和业主的普遍关注。文章简要介绍了国外有关停堆ＰＳＡ的进展情况，建议在我国开展停堆ＰＳＡ研究。     

用原创的DUCG人工智能技术提高核电站的安全性和可用度

核电站的安全性和可用度通常是矛盾的。各种新堆型无法用于大量在役核电站。实践及理论研究表明,各种常规故障及其叠加以及操作员的误判是导致核电站停堆和安全事故的主因。动态不确定因果图(Dynamic Uncertain Causality Graph,DUCG)是原创的人工智能理论模型和软件平台,可有效用于核电站等大型复杂工业过程系统的故障监测、预报、诊断、发展预测和决策支持。DUCG主要基于领域专家的确定或不确定因果知识而非对难以获得的大量故障数据的黑箱学习,可诊断从未发生过的故障,具有知识库全图形表达、诊断正确率高、推理结果可解释性强、计算效率高、对概率参数精度要求低、对知识库和信号的容错能力强等特点。在已经完成的各项实验中,DUCG的诊断正确率达到100%。采用DUCG技术,可在很小投入的情况下有效提高在役和新建核电站的安全性和可用度。     

对我国几个核电站厂址安全停堆地震(SSE)地面最大加速度的估计

估计核电站的安全停堆地震地面最大加速度是核电站土建设计工程师、地震、地质专家的一项最重要的任务.本文初步讨论了我国几个核电站厂址的这一重要参数.     

三门核电站停机不停堆的运行分析

三门核电AP1000反应堆在满功率情况下发生汽轮机故障停机事件时,通过快速降功率系统、旁排系统和棒控系统等的快速响应,一回路的参数不会突破安全限值,避免了反应堆停堆,降低了该瞬态对反应堆冷却剂系统的冲击。文章对停机不停堆的实现方式和运行特点进行了详细的分析和阐述,以帮助电站人员对停机不停堆的理解,并提高他们面临瞬态的响应能力。     

芬兰核电站又创世界纪录

【欧洲核学会《核新闻网》1995年6月2日报道】 芬兰的奥尔基洛托核电站以其最短的例行年度维修和换料停堆时间又创世界纪录。 该核电站的停堆时间仅为23天,创下了一个难以打破的新纪录。奥尔基洛托核电站有2套710MW沸水堆,停堆时间共计23     

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。     

仪表控制系统故障和人因失效引发核电站非计划停机停堆事件分析

对我国已经投入运行的5个核电站发生的72起非计划停机停堆事件进行了分类.重点分析了核电站仪表控制(以下简称仪控)系统故障和人因失效导致的非计划停机停堆事件的原因,分析结果表明:虚假信号、控制部件故障、参数设定不当和调节阀故障等因素是导致仪控设备故障的主要原因.在此基础上,提出了相应的预防措施.     

百万千瓦级压水堆核电站棒控棒位系统软件功能研究及实现方式分析

百万千瓦级压水堆核电站棒控棒位系统在核电站启堆、功率转换和停堆过程中起到重要作用。目前国内在建和在役核电站的棒控棒位系统均被国外公司长期垄断,价格昂贵。为彻底解决棒控棒位系统的设计自主化瓶颈问题,需对该系统进行深入研究,掌握系统功能、原理等。本文主要从系统软件方面人手,分析系统软件的功能、特点,并研究棒控棒位系统软件的实现方式。     

10MW高温气冷实验堆吸收球停堆系统的设计

介绍了吸收球停堆系统的设计原则，分析了不同参数对系统设计的影响，并对吸收球停堆系统的最大可信事故进行了分析。分析表明，本吸收球停堆系统的设计能实现在任何工况下的启动和运行，不会发生失效。     

田湾核电站安全仪控系统(TXS系统)失效概率估算

介绍了田湾核电厂安全仪控系统(TXS系统)失效概率的估算方法,推导了用于反应堆停堆系统和ESFAS系统失效概率估算的一般性公式。并以主给水/主蒸汽系统故障停堆和触发应急给水系统启动两个仪控功能为例进行计算,结果证明田核电站TXS系统失效概率满足可靠性要求。     

乌克兰的一座核反应堆停堆维修,另一座由于紧急情况停堆

【路透社基辅 1 999年 1 0月 1 8日电】　据乌克兰国家核控制管理局信息中心消息 ,乌克兰扎波罗热核电站 3号机组开始停堆进行计划维修 ,同时 ,赫梅利尼茨基核电站 1号机组由于紧急情况而与电网断开。1 0月 1 6日 ,赫梅利尼茨基核电站 1号机组的自动停堆紧急系统关闭了该反应堆 ,部分设备自动切换成由备用电源供电。根据初步结论 ,该机组是由于核电站外的输电线路受到破坏而导致自动停堆系统电力供应故障而关闭的。几小时之后 ,当设备的电力供应恢复后 ,该机组重新并入电网。这次事件没有影响到该电站内部和周围的辐射水平。在上周末 ,该机…     

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:     

加装辅助停堆系统的加速器驱动系统次临界实验装置初步设计

针对现有加速器驱动核能系统概念设计中存在的安全隐患,采用MCNP程序设计了加装辅助停堆系统的次临界实验装置;通过改变热区栅距、热区厚度和控制棒的下插深度来改变堆芯参数,对反应堆有效增殖系数进行计算和比较分析,实现了不同堆芯参数下keff值可调;对几种不同热区栅距和热区燃料棒根数所对应的停堆深度和控制棒价值进行了计算,结果表明,辅助停堆系统提高了加速器驱动系统(ADS)的安全性.     

第三代压水堆核电站厂房辐射监测系统比较

以防城港核电一期CPR1000堆型、台山核电CEPR堆型和三门核电AP1000堆型为例, 比较分析了第三代压水堆核电站辐射监测系统的结构、功能及各自的特点, 对核电站厂房辐射监测系统的发展趋势做了分析讨论。     

方家山核电站LOCA监测系统换料后初始设置优化

方家山核电站LOCA监测系统是一个利用堆外功率量程通道的实时测量数据重构堆芯功率分布的系统。为了保证LOCA监测系统重构计算的准确性,需要定期更新LOCA监测系统的相关参数,尤其是转置敏感矩阵(TS矩阵)。本文提供了一种参数的修正思路,在换料后重新进行相关参数的设置,以提高LOCA监测系统从0%FP～30%FP的监测精度。     

美国反应堆紧急停堆次数仍然高得不可接受

【美国《核子周刊》1984年6月21日第1页报道】美国核动力运行研究所对美国的核电公司说,虽然,在过去的4年里美国电力公司核电站紧急停堆率逐渐减少,但与美国最好的核电站以及一些其他国家的核电站相比,平均紧急停堆率还是高得不可接受。核动力运行研究所在一份题为“美国核电站反应堆停堆数”的报告中指出,每座运