CPR1000+核电厂RPN通道改进的影响分析

CPR1000+核电厂反应堆堆腔土建结构、反应堆压力容器保温层等设计相对传统二代加核电厂进行较大改进,本文对改进前后的RPN处中子注量率进行计算,根据计算结果对RPN定值及功能等进行分析,其结果表明,CPR1000+核电厂RPN原有功能和系统冗余性要求仍能得到保证。     

FPGA技术在核电厂多样性驱动系统中的应用

AP1000核电厂多样性驱动系统（DAS）为保护系统的后备。本文研究了DAS的功能和结构、可编程门阵列（FPGA ）技术的基本结构以及FPGA在DAS自动驱动平台中的应用。结果表明，FPGA技术根据其结构和电路的自身特点，具备多样性能力强、复杂程度低、稳定性高、响应时间短和安全性高等优点，能满足核电厂保护功能的多样性驱动，并满足相关法规标准对DAS的基本功能要求。     

基于和睦系统的ACPR1000反应堆保护系统定期试验方案设计

和睦系统(Firm Sys)是具有完全自主知识产权的核电厂安全级数字化仪控系统。采用先进百万千瓦级压水堆(ACPR1000)的阳江核电站5、6号机组首次使用了基于Firm Sys平台的反应堆保护系统。按照标准法规要求,需对反应堆保护系统进行定期试验。定期试验设计需覆盖整个系统,与Firm Sys平台的自诊断设计以及保护系统结构关系密切,并需考虑定期试验过程不会对系统安全功能产生影响。本文提出了一套完整的定期试验解决方案,该方案满足法规标准的要求,与中国改进型三环路压水堆(CPR1000)项目相比,简化了反应堆保护系统的设计,优化了试验人员的操作过程,并对在运反应堆保护系统的定期试验方案进行了改进。     

基于和睦系统的ACPR1000核电厂反应堆保护系统自诊断方案设计

给出了一套基于和睦系统的ACPR1000核电厂反应堆保护系统自诊断功能的设计原则,在此基础上进行了方案设计,包括和睦系统平台故障诊断、故障处理、诊断信息上报和报警指示。实测验证表明,基于该自诊断方案设计的ACPR1000核电厂反应堆保护系统自诊断功能,可以将和睦系统所有的可诊断故障进行处理、上报和指示,为ACPR1000核电厂反应堆保护系统的日常维护和故障应急处理提供足够的决策信息,满足核电领域规范和现场应用要求。     

基于马尔可夫法的核电厂多样性驱动系统可靠性研究

多样化驱动系统(DAS)作为核电厂反应堆保护系统的多样性手段,是核电厂纵深防御设计中的重要组成部分,其安全可靠运行对核电厂的运行安全起到非常重要的作用。基于核电厂多样性驱动系统的构成与控制原理,采用马尔可夫方法并结合可靠性框图法对DAS进行可靠性建模,有效描述系统的动态特征,最后采用马尔可夫链概率模型检测器求解法,求得DAS系统的可用度和部件重要度分析结果,通过对可用率和部件重要度结果分析,提出改善系统可靠性的方向及改进系统设计和维护的有效建议。     

CPR1000核电机组堆芯水位监测系统及其调试

CPR1000核电机组反应堆堆芯水位监测系统是反应堆发生LOCA事故后监测堆芯淹没状态的重要系统,由其测量的水位直接用于反应堆事故规程的导向。本文对该系统的测量原理、系统构成进行了详细的介绍,通过对CPR1000核电机组首台机组的调试,实现了该系统的首次自主化调试的目标。     

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。     

核电厂主泵密封系统的安装与调试

研究CPR1000堆型核电厂反应堆冷却剂泵(RCP)密封安装工艺流程及方法,对RCP密封系统安装和调试过程中的各种情况进行分析,制定各种情况下核回路冲洗采取的特殊处理方案,为后续CPR1000项目RCP密封系统安装调试提供参考.     

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。     

基于MELTAC平台的反应堆保护系统T2试验方案分析

红沿河核电厂为CPR1000首次采用MELTAC仪表控制平台实现的数字化反应堆保护系统,T2处理通道试验作为反应堆保护系统(RPS)定期试验的重要组成部分,其是否必要以及如何开展一直存在较大的争议。本文概括介绍了各方达成一致的基于MELTAC平台实现的RPS系统T2试验最终方案,进而根据IEC60671-2007详细论证了RPS系统T2试验方案的正确性。     

基于氦喷嘴带传输装置的微机数据获取系统

介绍一套特殊的核物理实验装置，它由氦喷嘴装置，带传输装置和微机数据获取与分析系统组成，氦喷嘴装置和带传输装置将反应物从反应室传送到探测器前面，同时给出一个同步信号来控制获取系统，获取系统准确识别控制信号，产生一个明显的标识符来标记不同的样品。本系统对短寿命远离稳定线纱的研究有独特的优势。     

各时期核电厂ATWT缓解系统比较与分析

通过对各时期核电厂（二代、二代加和三代）未能紧急停堆的预期瞬态（ATWT）缓解系统进行分析和总结,将三者的ATWT缓解系统AMSAC、DAC和DAS分别从系统功能和系统结构角度进行比较与分析。结果发现它们在系统功能和系统结构上存在明显的差异,AP1000核电厂DAS与AMSAC、DAC相比在系统功能和系统结构上有一定的改进和提升。     

TC-SCAN滚装船货运安全检查站车辆检测信息系统的设计

港口滚装船货运安全检查系统在TC-SCAN集装箱检测系统的基础上研制出来的,相对于传统的集装箱检测系统,车辆检测流程更加复杂,介绍了该系统的车辆信息和图像信息(统称车辆检测信息)的获取、传输和管理.     

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.     

秦山三期消防运行管理及改进探讨

简要介绍了秦山三期消防系统的组成，详尽阐述了电厂运行几年来在消防运行管理和系统设备问题改进方面的良好实践。对系统设备和管理中仍然存在的比较突出的问题进行分析探讨并提出个人改进建议，以供今后消防系统的运行管理、变更改造作参考。     

SST-1 Refurbishment Progress: an Update

Refurbishment of steady state tokamak (SST-1) primarily focused at addressing the issues and bottle-necks involving various subsystems of SST-1 as observed during earlier commis- sioning attempts, have progressed significantly. Under the refurbishment spectrum, all joints in the superconducting magnet system have been re-fabricated as low DC leak tight joint resistances, all toroidal field (TF) magnets have been equipped with 5 K radiation shields on the inner side and successfully tested for their rated parameters in cold under nominal currents, all vessel sectors and modules have been baked and tested under representative conditions, supporting helium and ni- trogen cryogenic facilities have been made > 99% reliable in various envisaged operating scenarios of SST-1. The reassemblies of the critical subsystems of the SST-1 machine shell have progressed aggressively and are nearing completion. Auxiliaries such as the baking facility for the vacuum vessel and first wall components, current leads assembly distributions, synchronized timing sys- tem, reliable data acquisition and plasma control systems as well as essential diagnostics have also been readied towards the first plasma. A detailed engineering validation of the assembled SST-1 machine shell including field error measurements has been planned prior to first plasma attempts.     

Reactor protection system testing for the solid fuel thorium molten salt reactor

Safety system testing is one of the most rigorous and time-consuming requirements in the verification and validation process for reactor protection systems(RPSs).This paper presents the development of a test system for the fully digital and field-programmable gate array-based RPS of the solid fuel(SF) thorium-breeding molten salt pebble bed fluoride salt-cooled reactor(TMSR),denoted as the TMSR-SF1 project,developed by the Chinese Academy of Sciences.The test system is applied to the RPS to ensure that it fully meets its designed functions and system specifications.We first introduce the testing principles and methods.Then,the hardware component designs and the software program development of the test system are discussed.Finally,the test process and test results are discussed and summarized.     

美国核安全管理体制与法律体系探究及启示

美国是重要的核能与核技术利用大国,在核安全监管方面,建立了独立的核安全监督管理部门,并通过建立较为有效的管理体制和完善的核安全法律体系对核能发展实现安全监管.日本福岛核事故后,如何实现核能发展与安全保障之间的平衡,提高我国核与辐射安全水平,成为社会公众关注的焦点.本文对美国现阶段核安全管理体制与法律体系进行了初步探究,...     

核电厂运行安全专家决策支持系统方案

介绍了某核电厂现有的实时信息监控系统、重大设备监测系统和电站过程工艺监视系统,分析了运行专家决策支持系统的目的和意义,以及现有的3个子系统（智能报警子系统、数字化规程运行准则决策支持子系统、安全信息专家决策支持子系统）的功能方案特点,最后讨论了设计运行决策支持系统的必要性。     

计算机逻辑编程技术在谱仪触发判选系统中的应用

ＰＬＤ和ＦＰＧＡ是逐渐发展起来的可编程逻辑器件，可由用户用计算机编程实现需要的逻辑，本文简单介绍了器件的开发和在谱仪的触发判选系统中的应用。