核电厂安全参数显示系统的设计特点

介绍了清华大学开发的核电厂安全参数显示系统的设计特点,其中包括了系统功能上的新特点:(1)分层显示结构;(2)显示格式设计中的人因技术;(3)核电厂安全状态的自动诊断;(4)安全参数显示系统使用范围的扩展;(5)灵活的硬件结构。同时还介绍了新的设计方法:(1)完全采用国际设计标准;(2)严格选择安全参数;(3)在多任务操作系统下开发软件;(4)使用核电厂模拟器作为验证工具。     

核电厂安全参数显示系统的检验和鉴定(证实)(英文)

在核电厂安全参数显示系统的设计和开发期间,执行了一套检验鉴定计划(V＆V),以提高系统设计的质量。文章简要地介绍了在可行性研究、系统设计、程序开发和系统合成及调试等四个阶段执行的检验鉴定计划的工作内容。较为详细地叙述了对该系统进行的最终技术鉴定的评定计划、评定执行过程以及作出的综合鉴定结论。     

核电厂安全参数显示系统中的安全参数选择和验证

叙述了核电厂安全参数显示系统中的安全参数选择与论证的方法和结果。根据核电厂安全分析,将核电厂的全面安全分解成六个关键安全功能,并严格选择了能够反映各安全功能的完整程度及其变化原因的安全参数。从使用核电厂应急规程的角度,并用全范围核电厂模拟器的事故演习对安全参数选择进行了论证。     

安全参数显示系统(SPDS)中的对安全状态的诊断功能(英文)

介绍了核电厂安全参数显示系统中所采用的对核电厂安全状态的自动诊断功能。为了保证诊断的多样化,该系统提供了用于核电厂应急运行时的两种诊断准则,一是设计基准事故的监督,另一个是临界安全功能的监督。作为一种扩充诊断功能,该系统还提供了一种用于核电厂正常运行时的参数偏离监督。     

核电站安全参数显示系统的研究与设计

简要介绍了核电厂安全参数显示系统（ＳＰＤＳ）的设计特点和系统功能特点,包括设计准则、系统结构、多级显示、人因原则、自动诊断以及对ＳＰＤＳ的检验手段等。     

HFETR安全参数显示系统中安全参数的选择

根据ＨＦＥＴＲ（高通量工程试验堆）的安全分析报告，参照核电厂的安全法规，经过认真分析高通量工程试验堆在多年的运行中所发生的故障，事件和事故，将其安全功能划分为反应性控制，堆芯冷却，堆芯热导出，一回路压力边界完整性，放射性控制５个关键安全功能，根据这５个关键安全功能，选择了能够全在评估反应堆安全状态，代表高通量工程试验堆各安全功能的一组主特征参数。     

核电厂设计安全规定与核电厂的安全设计

1 前言 核电厂设计安全规定和核电厂选址、运行、质量保证安全规定是我国核安全法规体系中第二层次的法规文件。该套文件经国务院授权由国家核安全局批准发布,是强制性法规。 制定这套文件的目的,是为了保证核电厂和环境的安全,使厂区人员和公众在核电厂正常运行期间和事故情况下受到的辐射照射保持在合理可行尽量低的水平。     

SPDF安全参数显示系统的功能研究

本文介绍了SPDF安全参数显示系统产生的背景、功能目标、设计准则，以及一些典型的SPDF实现方法。     

核电厂数字化安全系统人机接口设计研究

核电厂安全系统人机接口分别与电厂安全系统和整个仪表与控制(I&C)系统人机接口相关。本文对核电厂控制室中数字化安全系统人机接口的设计进行了描述,同时也论述了作为安全系统重要组成部分的反应堆保护系统人机接口的有关设计内容以及在安全系统人机接口设计中应关注的有关要求,并展望了未来在新技术方面的应用发展趋势。     

美推出新型核电厂数字显示系统

正【美国商业资讯网(Business Wire) 2019年1月10日报道】2019年1月10日,美国纽斯凯尔电力公司(NuScale Power)和Ultra电气能源公司(Ultra Electronics Energy)联合推出了一种使用现场可编程门阵列(FPGA)的显示系统。这是美国首次在核工业领域使用FPGA技术对核电机组运行参数进行实时监测和显示。纽斯凯尔目前正在开展小型模块堆研发。     

核电厂在役检查计划与协调(英文)

基于核动力运行研究所(RINPO)在广东大亚湾核电站役前检查和在役检查的实践经验,并结合我国在役检查的特点,简要阐述了在役检查的前期准备和计划,包括对检查组织机构、检验设备/工具、检验技术、备品备件及消耗材料、检验人员和检验文件的要求;同时,重点介绍了在核电站大修期间,如何在有限的时间、人力和特定环境下科学地、周密地计划和安排在役检查各种活动以及加强现场协调和管理的必要性,从而保证在役检查任务的顺利完成。     

核电厂安全系统冗余度研究

本文对核电厂安全系统冗余度的概念进行了澄清,认为不能简单地将安全系列的数量机械地等效于冗余度。N+1的冗余度满足单一故障准则的强制性要求,N+2的冗余度是实现在线维修的可选项。进而介绍了国际上主要核电机型的安全系统配置和冗余度,说明了冗余度与运行灵活性的具体关系。在冗余度研究的基础上,对三环路压水堆的两种安全系统配置方案(两个系列带母管和三个独立系列)进行了分析比较。两种方案均为N+1冗余度,但是对非能动部件(母管)单一故障的考虑有所差异。通过对我国和国际核安全法规、用户要求文件及相关标准的研究发现,非能动部件的单一故障问题不应成为这两个方案选择的决定因素。综合考虑安全性利益及经济性代价,两个系列带母管的方案是更加优化更平衡的设计。     

核电厂数据通信系统的安全审评

介绍了核电厂数据通信系统安全审评的目的和主要依据,简要论述了核安全审评中需要关注的重点问题,分析了可能影响到它所支持的系统执行所要求的安全功能的一些因素。     

大屏幕显示系统在先进核电厂人机接口系统中的应用

通过对法规标准的分析研究,本文详细阐述了大屏幕显示系统在先进核电厂人机接口系统中的功能,并基于工程应用给出了主要的显示信息。本文结果对后续先进核电厂大屏幕显示系统设计有一定的指导意义。     

CEPR核电厂辐射监测系统的设计特点和工程实践

介绍了台山核电厂第3代中国先进压水堆(CEPR)机组辐射监测系统(KRT)设备选型、区域γ监测点的布置以及内外部供电方案的设计特点。为了便于KRT的运行和维修,提出了切实可行的仪控架构工程改造方案。