田湾核电厂数字化反应堆保护系统故障模式与后果分析

从田湾核电厂数字化反应堆保护系统的结构出发，对数字化保护系统可能出现的故障种类、影响区域和故障后果等进行了详细分析,通过故障模式与后果分析（FMEA）方法，对田湾核电厂数字化反应堆保护系统是否存在设计薄弱环节作出了判断。本工作为国内数字化反应堆保护系统设计提供了一些新思路。     

核电站数字化保护系统维护系统设计

核电厂数字化保护系统的维护系统是对安全级数字化控制系统进行故障分析和系统维护处理的关键环节。为了提高当前核电厂安全级数字化控制系统维护期间的安全性以及调试维修的工作效率,本文在对数字化保护系统架构和维护功能分析的基础上,同时结合FMEA分析技术,设计出了一套全新的集中维护系统,通过对其独立性进行分析,认为其能够满足安全相关标准要求。该设计方案具有人机接口简单,操作方便,不影响安全功能等优点。可应用于核电厂安全级数字化控制系统故障诊断和系统维护中,也可为其他行业数字化控制系统维护系统设计提供参考。     

先进压水堆核电厂多样性驱动系统需求分析结构

核电厂数字化应用需应对软件可能的共因失效所带来的问题。多样性驱动系统（DAS ）用于数字化保护系统软件共因失效（CCF）时缓解和抵御核电厂发生设计基准事件的后果。本研究在核电厂纵深防御与多样性原则的指导下,对先进压水堆核电厂的多样性驱动系统需求进行分析研究,阐明了先进压水堆核电厂多样性驱动系统的设计特性、过程、依据、方法及系统结构。     

核电厂数字化仪表控制系统智能设备接口设计

在核电厂数字化仪表控制系统中使用智能设备可以提高核电厂的故障诊断能力和实时信息监控能力。本文综合考虑核电厂工艺系统特点和测控点分布等因素,设计了不同类型智能设备与核电厂数字化仪表控制系统的通讯接口方案。给出了核电厂数字化仪表控制系统的总体结构和接口方式,详细分析了现场总线型智能设备、第三方成套系统、远程I/O系统、辅控网系统、智能无线网络系统等智能设备接口设计方案。该接口设计方案实现了智能设备与核电厂数字化仪表控制系统的系统集成,提升了核电厂数字化仪表控制系统的控制性能和设备管理能力。     

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。     

安全级数字化系统软件测试用例生成方法研究

基于概率风险评价(PRA)和物理仿真模型,本文提出了一种针对核电厂安全级数字化控制系统的软件测试用例生成方法。所产生的测试用例包含了风险指引信息,能定性描述软件实际操作场景。文中以某核电厂保护系统子系统软件为例,分析系统的故障模式和子系统软件输入空间,建立软件的运行剖面,结合RELAP5仿真模型,获得了可用于测试核电厂安全级数字化控制系统软件可靠性的测试用例。该方法产生的测试用例为开展核电厂安全级数字化控制系统的软件可靠性定量评估研究奠定了基础。     

核电厂数字化I&C系统关键技术研究现状及发展策略

国外的核电厂数字化仪表与控制(I&C)系统已经取得显著成绩,我国尚处在起步阶段.中国核动力研究设计院采用国内外成熟的工业控制技术和设备研究开发出数字化反应堆保护系统样机、数字化反应堆控制系统样机、先进控制室研究开发平台、高精度实时核蒸汽供应系统仿真机及相关的17个计算机软件,获得了进一步研究开发的经验,具备了中外合作研制核电厂数字化I&C系统的条件,也为在新-代压水堆核电厂实现数字化I&C系统国产化奠定了坚实基础.     

CPR1000新项目安全级仪控系统定期试验方案

结合核电厂数字化保护系统平台大力推广应用的背景,从标准法规出发,梳理定期试验相关的标准体系,分析并消化标准对于定期试验的要求;根据核电厂工艺系统特点,进一步分析并说明了保护系统定期试验的功能要求,并设计了适应DCS平台的定期试验实施方案。     

核工业面临网络攻击风险

<正>【美国国际商业时报(IBT)网站2015年10月5日报道】英国查塔姆研究所(Chatham House)在近期公布的一份报告中表示,由于越来越多地使用数字化系统和商业软件,全球核电厂越来越容易受到网络攻击。此外,许多核设施尚未设置保护其免受数字化攻击的机制。报告认为:"核基础设施计算机安全事件,即使是小规模的,将可能对公众舆论和未来的民用核工业产生巨     

核电厂多样化保护系统设计

基于福清核电厂仪表控制系统纵深防御和多样性的现状,阐述了设计多样化保护系统(DAS)的设计流程、设计准则、系统结构和设计要点。福清核电厂1、2号机组事故分析的结果表明,通过设置DAS,缓解了数字化安全级仪表控制系统发生软件共因故障(SWCCF)的后果,提高了核电厂的安全性,是一个应对数字化安全级仪表控制系统发生SWCCF的行之有效的解决方案。     

AP1000核电厂反应堆冷却剂系统布置设计

AP1000核电厂反应堆冷却剂系统布置设计,在满足系统功能的前提下,充分考虑了屏蔽防护、核级部件在役检查、模块化设计、内部灾害防护等方面的要求。反应堆冷却剂系统主设备及主回路采用了紧凑型的布置方式,改善了环路配置的经济性,波动管布置在考虑足够柔性的基础上采用了大倾斜角连续上坡的方式,降低了波动管在运行过程中出现热分层的可能性,稳压器安全阀及ADS第1、2、3级集中布置在稳压器顶部,组合成一体化的模块Q601,改善了反应堆冷却剂系统布置结构。     

基于NuPAC的核电厂反应堆保护系统关键特性分析

为确保核电厂反应堆保护系统满足核安全要求和用户需要,对基于NuPAC平台的反应堆保护系统的关键特性进行了分析。归纳出基于NuPAC平台的反应堆保护系统的14个关键特性,这些关键特性不仅覆盖了法规和标准的重要的安全要求,如单一故障准则、独立性、完整性、质量、多样性、可靠性、安保性、可操作性、可维护性及系统性能等,而且覆盖了重要的用户需求,如可兼容性、设计裕量、可持续性、灵活性和经济性等。分析得到的关键特性为下一步反应堆保护系统的需求分析提供了良好的基础和指导。     

AP1000与二代压水堆核电厂的严重事故预防与缓解策略比较

根据压水堆核电厂严重事故发生机理,基于高压堆熔、压力容器失效以及安全壳失效三个关键阶段,针对AP1000和二代核电厂进行比较,在系统结构设计上分析两者在严重事故预防与缓解策略方面的异同,最后对我国在役核电厂的严重事故预防与缓解提出建议。     

压水堆核电厂硼回收系统运行能力研究

核电站反应堆冷却剂系统的排放量的确定是硼回收系统设计运行能力的基本输入。压水堆核电厂硼回收系统的前贮槽、中间贮槽等重要设备容量均以该数值为基础进行设计。本文通过理论分析计算得出了压水堆核电厂硼回收系统的设计基准所需的循环冷却剂排放量,为该系统的工程设计提供了重要的设计依据和分析基础。     

AP1000与二代压水堆核电厂的严重事故预防与缓解策略比较

根据压水堆核电厂严重事故发生机理,基于高压堆熔、压力容器失效以及安全壳失效三个关键阶段,针对AP1000和二代核电厂进行比较,在系统结构设计上分析两者在严重事故预防与缓解策略方面的异同,最后对我国在役核电厂的严重事故预防与缓解提出建议。     

“华龙一号”反应堆堆芯与安全设计研究

“华龙一号”是我国自主设计研发的具有完整知识产权的第三代百万千瓦级压水堆核电技术。本文介绍了“华龙一号”的产生历程，系统论述了“华龙一号”反应堆堆芯与安全设计特点，包括“华龙一号”研发过程中开展的堆芯核设计、热工水力设计、安全设计、设计验证及“华龙一号”持续开展的设计改进与优化等内容，通过采用新的设计理念和设计技术，全面提高了“华龙一号”作为三代核电技术的经济性、灵活性和安全性。      

核反应堆物理确定论计算程序系统NECP软件包的研发与应用

NECP软件包是西安交通大学反应堆物理团队开发的确定论核反应堆物理计算程序系统,软件包包括自主化的NECP-Atlas、Bamboo、X和SARAX程序。NECP软件包经过了大量的验证与确认。数值结果表明,NECP软件包精度高,可满足不同反应堆物理计算需求,具有高度的通用性并实现了对压水堆的高保真建模和计算。目前程序已应用于我国大型压水堆项目、示范快堆项目等重点工程。应用结果表明,NECP软件包已达到甚至优于国际先进核设计程序水平,对我国核电软件自主化和核设计能力提升具有重要的意义。     

基于RG 1.183的先进小堆选址源项模型初步研究

在《用于评估核动力反应堆设计基准事故的替代放射性源项》RG 1.183所述的假想事故场景情况下,考虑目前大多数的先进小型压水堆地上-地下布置的设计特点,对传统大型压水堆选址源项计算模型做了改进:在原安全壳内放射性物质守恒方程的基础上,考虑辅助厂房的阻滞作用,建立辅助厂房内放射性物质守恒方程。并以某先进小型反应堆核电厂为例,利用新模型计算了代表核素的释放,与现有模型进行了对比。     

数值反应堆的研究现状与发展建议

数值反应堆技术是基于多物理紧耦合的高精度、高分辨率、高置信度的高保真数值模拟技术,其目的是实现核反应堆内物理现象的精确数值呈现和分析,大幅度提高核反应堆的设计能力和安全运行能力,用数值技术驱动核能技术的快速发展。本文总结了国内外数值反应堆技术的研究现状,提出了数值反应堆技术的发展建议。