核安全级软件静态测试技术研究

核安全法规和相关标准规定必须对核安全级数字化设备进行硬件鉴定和软件验证与确认(VV),以证明执行核安全功能的软件的质量和可靠性,其中软件代码静态测试是核安全级软件实现阶段VV的关键环节之一。本文在分析核安全级软件编程规范的基本要求及Klocwork、Testbed工具测试特性与局限性的基础上,针对嵌入式软件开发主要采用的C语言,提出人工走查与工具自动化测试相结合的安全级软件静态测试的基本框架和评价准则,从而保证核安全级软件静态测试的质量。     

数字化仪控系统软件可靠性定量评估研究

提出利用多层流模型对核安全级数字化仪控系统软件进行建模和可靠性定量评估的方法,开发多层流模型图形化建模和分析平台,建立某数字化仪控系统比例积分微分(PID)控制软件的多层流模型并根据测试结果进行了软件可靠性估计。所提方法通过一次分析可获得软件总目标及所有子目标的可靠度,便于识别软件设计中的薄弱环节,模型容易建立和修改。     

基于质量特性的数字化核安全级仪控平台系统测试需求分析方法研究

在数字化核安全级仪控平台系统测试中,测试需求分析是明确测试特征的重要活动。基于核安全级仪控平台的特点,在系统测试需求分析过程中引入质量特性的概念,提出了适用于核安全级仪控平台的质量特性分类,并建立了基于质量特性及度量的平台系统测试需求分析方法。通过在某核安全级仪控产品平台中的应用,对方法的有效性进行了说明和验证,表明所提出的测试需求分析方法能较为全面地识别关键测试特征,有效提高平台系统测试分析的完整性。     

安全级DCS软件可靠性定量评估方法研究综述

合理有效地定量评估核安全级DCS软件的可靠性是核电数字化控制系统研制中面临的主要难题之一。文章总结了软件可靠性定量评估方法的理想特性和共同限制,调研了现有的软件可靠性定量评估方法并将其分类进行描述,最后依据10个理想特性评估现有的软件可靠性定量评估方法。研究结果可为核安全级DCS软件可靠性定量评估方法的开发提供指导,为DCS模型评估结果纳入反应堆PRA探索新的途径。     

压水堆核电厂核安全3级塑料管道连接技术

在以往的压水堆核电厂中,核安全级的管道均由金属管材制成。随着塑料管材制造技术的提高,ASME BPVC已将其用于核安全3级的管道建造过程中。本文根据ASME BPVC规范,对塑料管道材质规范和连接技术进行了分析和归纳,为我国塑料管道用于核电厂核安全级管道的连接技术提供参考。     

核安全级机柜无风扇散热设计及分析

当前在核安全级数字化仪表控制系统（DCS）机柜中主要采用强迫风冷的方式进行散热。但风扇寿命往往较短，需要实时监测其运行状态并定期维护更换，从而增加了核安全级DCS机柜的使用成本，相比于通过风扇强迫散热的方式，采用无风扇自然散热是一种更加可靠、经济的方法。本文介绍了一套针对自然对流散热系统的设计分析方法，通过Flotherm电子散热分析软件来验证该分析方法的合理性。依据该分析方法设计了一种应用于核安全级DCS和睦系统的无风扇机柜，该机柜在秦山核电站二期改造项目中实现了应用。      

核安全级应用软件V&V过程体系建设及实践

依据我国核安全法规要求,在核安全级应用软件开发过程中,应通过进行一系列的验证与确认(VV)活动来证明其正确性和安全性。通过对法规标准的研究,结合工程应用经验,明晰VV管理、工作流程、技术文件和VV工具4个方面的VV要求和方法,提出一套适用于核电站安全级DCS应用软件的VV体系。该体系已经应用在某核电站项目中,保证了软件的质量和项目的成功实施。该体系在后续的华龙一号、AP1000等先进堆型项目中也具有较好的应用前景。     

核安全文化与核安全监管

系统回顾和总结了核安全文化的发展进程及其阶段特征,分析了核安全文化的内涵特性。总结了我国核安全监管取得的成就,剖析了核安全监管面临的挑战和存在的问题。重点研究了核安全文化与核安全监管的关系,两者既有本质的区别,又有密切的联系。核安全监管要引入核安全文化理念,注重人文关怀,提高文化含量,提升核安全监管的层次和效率。核安全监管当局必须加强核安全文化的培育,指导核安全文化的发展。发挥核安全文化的作用。     

浅析核安全级数字化仪控系统软件V&V的方法

核安全级数字化仪控系统的软件验证与确认(VV)的主要任务是查找任何可能存在的缺陷,评估软件潜在的风险与危害,并提供解决方案以确保和提高产品质量,其中软件VV工具和方法的选择直接影响到VV活动的成效。本文从核电站安全级数字化仪控系统的功能出发,针对已有堆型和新研制堆型两种不同对象的特点,提出其软件VV的模型,分析相关的方法和工具,并总结软件VV活动的关键因素。     

田湾核电站物项的安全分级

核电站物项的安全分级工作中应特别注意全局性、适度性、均衡性这3项原则．物项安全分级的;基本方法,一般是根据物项（部件）的承压外壳损坏对安全的影响,对物项的安全功能进行分级田湾核电站采用的是俄罗斯VVER-1000／428型反应堆装置,其物项安全分级主要采用俄罗斯法规标准：电气和仪控设备采用IEEE-308（80）标准,分为1E级与非1E级;仪控系统及设备的安全分级采用国内标准GB／T15474—1995,分为安全1E级,安全相关SR级和NC非安全级,田湾核电站物项的安全分级必须经中国核安全当局审批并满足中国核安全法规要求．     

高温气冷堆蓄电池组地震易损性研究

为验证核电厂发生地震外部事件时的电力安全，需要对蓄电池组进行抗震鉴定试验。本文以高温气冷堆（HTR）核电厂安全级蓄电池组为研究对象、以安全级蓄电池组抗震鉴定试验数据和工程经验为基础，通过识别、量化蓄电池组的地震易损性变量，并应用基于试验的易损性分析法推导出地震易损性曲线和高置信度低失效概率（HCLPF）抗震能力。研究结果表明，安全级蓄电池组的抗震能力远高于核电厂设计基准地震动需求。      

Dynamic qualification of complex structural components of nuclear power plants

The safety requirements and the lack of accessibility for any future repair, impose the design requirement that the integrity of reactor components of nuclear power plants be assured for the lifetime of the plant. To meet this design requirement it is essential to qualify the component, i.e. prove its capability to perform the design function for the design life. In performing its design function, the component is subjected to both static and dynamic loads. The qualification for static loads is rather simple and reliable, but qualification for dynamic loads is complex and often uncertain. This is because analytical tools are often inadequate for a realistic dynamic qualification and exact structurally simulated experimental models are almost always difficult to build. In such a situation, methods using tests on simple experimental set-ups supplemented by conservative analytical back-ups must be evolved. This paper highlights the intricacies involved in the conservative dynamic qualification of the complex components by considering the example of the moderator sparger tube. This component is a perforated tube submerged in water and excited by flow. For such a case, a completely analytical or a totally experimental qualification is not possible. This paper describes a procedure by which the required dynamic characteristics such as added mass, damping and fluid forces are generated from simple experiments and the component is qualified by analysis using these data.     

核电厂安全级高可靠主控制器设计技术研究

从安全级数字化仪控系统（DCS）平台主控制器的功能特点、设备特点以及应用特点出发，结合相关法律法规及标准要求，对高可靠主控制器设计的诊断、冗余、通信、嵌入式软件开发等关键技术进行了研究，并将其应用于中国核工业集团有限公司安全级DCS平台——龙鳞系统（NASPIC）的主控模块设计中，同时搭建了华龙一号模拟件，并以停堆、专设、定期试验等典型样例对模拟件进行了功能测试和性能测试，这些测试和核安全局鉴定试验的结果表明，诊断覆盖率达到98%，超出标准要求；实测通信误码率小于10-11，达到甚至超过其他主流厂家安全级DCS产品指标；热备冗余架构、嵌入式软件均满足1E级设备要求，实现了主控制器的高可靠性。      

核电厂1E级充电器及逆变器设备鉴定方案的研究

基于IEEE、IEC、RCC-E等标准及文献,阐述了1E级电气设备的质量鉴定方法,进而结合国内外设备鉴定的实践经验,制定了1E级充电器、逆变器的鉴定方案,对元器件评估、性能及应力试验、EMC试验、抗地震试验、软件鉴定等环节进行重点剖析。可为1E级充电器、逆变器设备国产化过程中的质量鉴定提供参考。     

核安全一级主管道疲劳校核

本文对某核电厂主管道疲劳及热棘轮进行了独立校核。校核采用基于RCC-M标准的ROCOCO软件,比较了RCC-M标准与ASME标准在核安全一级管道疲劳评价方面的差异。对比的主要方面包括疲劳设计的计算范围界定、一次加二次应力强度的计算方法、弹塑性修正系数的计算、动态载荷叠加方法等。通过对ROCOCO中与ASME标准不一致的算法进行修正,得到主管道冷段壁厚65 mm和55mm的疲劳使用系数和热棘轮设计裕量。结果表明:某核电厂主管道最小壁厚不能小于55 mm,55mm壁厚的热棘轮设计值达到许用值的95%。     

控制棒落棒时间分析软件CRAC的研发与验证

紧急停堆的落棒时间对反应堆安全至关重要。为适应华龙一号堆型的新型燃料组件设计,中国核动力研究设计院研制出一款落棒时间分析软件CRAC。采用一维流体力学公式结合经验机械阻力模型的方法,构建出CRAC软件理论框架,通过软件开发标准流程完成设计编码,并利用落棒试验数据开展了CRAC软件的验证。结果表明软件计算精度与保守性能满足华龙一号堆型安全停堆时间准则分析的需求。     

Progress on NSTX center stack upgrade

The national spherical torus experiment (NSTX) will be upgraded to provide increased toroidal field, plasma current and pulse length. This involves the replacement of the so-called center stack, including the inner legs of the toroidal field (TF) coil, the Ohmic heating (OH) coil, and the inner poloidal field (PF) coils. In addition the increased performance of the upgrade requires qualification of remaining existing components for higher loads. Initial conceptual design efforts were based on worst-case combinations of possible currents that the power supplies could deliver. This proved to be an onerous requirement and caused many of the outer coils support structures to require costly heavy reinforcement. This has led to the planned implementation of a digital coil protection system (DCPS) to reduce design-basis loads to levels that are more realistic and manageable. As a minimum, all components must be qualified for the increase in normal operating loads with headroom. Design features and analysis efforts needed to meet the upgrade loading are discussed. Mission and features of the DCPS are presented.     

基于数字脉冲成形技术的HPGeγ谱仪系统研究

为满足高能量分辨率γ能谱测量要求,设计了基于数字脉冲成形技术的HPGe γ谱仪系统。该系统由前端电路、数字信号处理模块和上位机软件3部分组成,实现了8192道能谱测量。本文对前端电路的设计及数字脉冲成形参数的选择进行了介绍,并用⁶⁰Co、¹³⁴Cs、¹³⁷Cs和¹⁵²Eu源对该系统进行了初步测试。测试结果表明,基于数字脉冲成形技术的HPGe γ谱仪系统对1 332 keV能量峰的能量分辨率为1.8 keV;¹⁵²Eu特征能量峰与相应道址的线性拟合参数R²=0.999 993。该系统可满足高能量分辨率γ能谱测量要求。     

核电厂安全系统软件单元测试的安全审评

软件单元测试过程在核电厂安全系统软件的测试以及范围更广泛的验证与确认工作中占有重要的地位。软件单元测试过程是一个综合的、系统化的过程,它应满足软件测试相关的文档要求。在对软件单元测试过程进行审查时,要关注它对软件安全需求的覆盖情况、软件内部结构的覆盖情况以及工作的独立性。     

基于DSP的HT-7极向场多变量控制处理

为提高实时性,根据HT-7极向场多变量控制器的工作原理,以DSP技术为主,设计控制器的硬件结构.在研制用于核心数据处理的DSP卡中,注意有效结合DSP芯片TMS320VC33与其他芯片的技术特性,如采用双口RAM实现数据传输与处理的并行,利用DSP仿真器实现程序的固化等,使其各项功能满足控制处理要求.在发挥硬件特性的基础上,合理优化了控制过程与处理算法,如采用DMA传输技术、定时器中断等保证控制处理的实时性,进行了软件开发.