核电站仪控开关可靠性数据分析与处理

基于仪控开关现场失效数据,分别应用指数分布以及威布尔分布对仪控开关进行可靠性参数估计。对于无失效数据的情况,使用贝叶斯理论进行参数估计。分别得出了不同寿命分布类型开关的失效率。以大亚湾核电站实际使用的3种类型仪控开关为例,对其失效数据进行了可靠性评估,说明了方法的有效性。     

基于NUREG/CR-7007的DAS优化设计

基于对NUREG/CR-7007中多样性准则的数据分析,归纳出各多样性准则的内在关系,利用量化多样性的方法,建立了可用0-1规划求解的、最小代价多样化驱动系统的数学模型。解决了确保预设归一化多样性量值要求下的、最小代价的多样化驱动系统是什么的问题。仿真算例表明,本方法是高效、可行的,能应用于保护系统的多样性设计及优化。     

三代压水堆核电厂数字化仪控的测试方案

本文介绍了三代压水堆核电厂的仪控系统测试方案,并论证了其合理性。对各仪控子系统进行测试,之后进行系统间联调,测试时考虑测试的完整性和有效性。     

海上小型堆仪控系统的多样性评估方法及应用

利用多样性分析与评估的标准方法,对海上小型堆仪控系统的多样性设计进行分析与评估,并针对小型堆数字化仪控平台的选型方案,按美国核管会技术文件NUREG/CR 7007的方法进行多样性指标量化计算,从而为仪控平台选型方案提供量化数据支撑。分析结果表明,小型堆仪控系统的多样性设计满足相关标准要求,具备充分的多样性。      

基于GO法的压水堆净化系统共因失效分析

应用GO法分析了共因失效对压水堆净化系统可靠性的影响.采用GO法的运算法则,求出净化系统状态概率表达式,并根据GO法的共因失效的算法计算出共因失效对系统不可用度的贡献.结果表明,共因失效对压水堆净化系统可靠性有很大影响.     

核电厂仪控系统纵深防御和多样性设计

针对事件发生时用于保护堆芯和限制放射性扩散的功能,核电厂设计有多层次的防御,仪控系统的设计支持这一理念,通过纵深防御和多样性设计,保证保护屏障和措施的完整性和有效性,抵御潜在的共因故障的影响,有利于限制核电厂事故的发展,减轻事故后果,保证反应堆及核电厂设备和人员的安全,防止放射性物质向周围环境的释放。     

核电厂仪控系统纵深防御和多样性设计

针对事件发生时用于保护堆芯和限制放射性扩散的功能,核电厂设计有多层次的防御,仪控系统的设计支持这一理念,通过纵深防御和多样性设计,保证保护屏障和措施的完整性和有效性,抵御潜在的共因故障的影响,有利于限制核电厂事故的发展,减轻事故后果,保证反应堆及核电厂设备和人员的安全,防止放射性物质向周围环境的释放。     

核电厂仪控系统优先级驱动设计

针对“华龙一号”等反应堆保护系统与多样性驱动系统共用专设安全设施的堆型,提出了一种基于将可编程逻辑器件技术和简单硬件技术组合应用的优选驱动模块设计方案,通过将优先级管理、现场设备状态反馈、通信、定期试验、在线自检等主要功能在不同技术间合理分配,实现优先级驱动模块的优化设计。通过故障模式及影响分析,该优先级驱动方案可有效应对CCF的发生。并通过典型应用实例进行了验证。     

核电站仪控系统的多样性评估方法及应用

为避免或减轻核电站数字化仪控系统软件共因故障,提出了一种半定量的多样性评估方法。该方法基于核电站运行经验,对各类多样性属性及其多样性准则分配有效性权重,开发了多样性评估工具,可用于核电站仪控系统的多样性评估工作,借助于该方法能及时发现设计的薄弱环节并改进。     

秦山核电厂扩建项目仪控系统多样性方案

介绍了秦山核电厂扩建项目(方家山核电工程)仪控系统的多样性设计方案,从设计的依据、分析方法、分析结果等方面进行论证,证明仪控系统多样性设计的必要性及正确性。     

浅谈核电厂仪表控制系统电磁兼容性要求

针对现有核电厂设备电磁兼容性测试的不足,探讨了国内核电厂仪表控制系统在核电厂电磁环境下的电磁兼容性要求和评价方法。建议加强核电厂仪表控制系统的电磁兼容性设计,以保障核电厂安全、稳定的运行。     

高温气冷堆停堆保护系统的多样性分析

为评价高温气冷堆(HTR)停堆保护系统的多样性特征,基于NUREG/CR-6303的分析方法,通过导则中D3评估方法来确定必需的多样性,并采用NUREG/CR-7007的多样性量化评估方法,分析并识别出停堆保护系统7大多样性属性的25条因素值,计算出标准化的多样性量化值。针对系统多样性存在的薄弱点及工程的实际情况,提出了可行的改进方案。重新核算结果表明,改进方案能有效提升系统的多样性量化值。     

核电厂反应堆保护多样性驱动系统功能仿真与验证研究

本文研究了CPR1000核电厂反应堆保护系统的总体结构,对其纵深防御功能进行了分析。在此基础上介绍了软件共因故障及 AP1000核电厂的应对技术———多样性驱动系统（DAS ）。并对基于CPR1000核电厂的DAS基本功能需求和仿真模拟的实现方法进行了研究。以安全壳内主给水系统管道破裂事故瞬态为例,对发生反应堆保护系统共因实效情况下DAS功能的验证、分析过程进行了阐述,证实其功能设置能有效将机组带入安全状态,缓解事故后果。     

核电站保护系统多样化手动驱动系统设计

针对基于计算机技术的数字化仪控系统可能存在软件共因故障问题,设计了一个安全系统系统级手动驱动系统。该系统用以在计算机技术实现的保护系统失效后执行安全功能。本文介绍了与该系统相关的安全系统的系统级操作、事件级的电站状态监视、定期试验、非计算机化设备、独立性、多样化等内容。这些特点能够保证在采用计算机技术的反应堆保护系统失效后,提供有效的安全功能执行手段,缓解事故后果。该系统弥补了计算机化仪控系统的弱点,能够防止软件共因故障。     

浅谈PSA中的相关性分析

相关性广泛存在于核电厂的设计和运行之中，它对核电厂概率安全评价(PSA)结果有重要的贡献。本文介绍了PSA中相关性评价的方法，并结合中国已有的工程实践进行了分析。     

HTR-10数字化运行仪表与控制系统的设计

核反应堆数字化仪表和控制系统与传统的以模拟仪表的构成的仪表与控制系统相比,具有明显的优越性,本文介绍了10MW高温气冷实验堆（HTR－10）数字化运行仪表和控制系统的设计与实施,包括系统结构,主要技术特点,系统主要功能等,并给出了系统的现场调试和运行情况。     

堆外核测量系统的数字化设计

为实现堆外核测量系统的数字化,在原有模拟电路基础上,对堆外核测量系统的数据处理和控制部分进行数字化设计。本文提出了使用工业级集成化PC/104模块电路的硬件平台和使用BOR.LANDC++开发的核安全级软件程序的方案实现核测量系统的数字化,描述了堆外核测系统数字化的软硬件设计,介绍了样机在堆上试验的数据等。实验测试表明:该系统具有高稳定性、安全性、快速响应性、确定性和可扩展性,满足堆外核测量系统的设计要求。     

FPGA技术在核电厂保护系统中的应用

核电厂反应堆保护系统广泛采用CPU技术进行开发,使得保护系统中包含操作系统和应用软件等中间环节,增加了其出现共模故障的概率,降低了其可靠性和安全陛.通过比较FPGA（现场可编程逻辑门阵列）技术与CPU技术的差异,阐明采用FPGA技术开发保护系统的优势.在此基础上,提出了基于FPGA的反应堆保护系统的开发流程,总结了测试和验证过程中的注意事项,对新一代保护系统的设计及应用具有重要的参考价值.