AP1000核电站数字化反应堆保护系统

三代核电技术AP1000将是我国今后长期发展的核电技术,已经过美国核管理委员会最终设计批准,应用于浙江三门1000MW核电站.AP1000核电站核反应堆设计采用先进的非能动安全技术与数字化反应堆保护系统.该文介绍了AP1000核电站反应堆保护系统的数字化仪控平台Common Q、反应堆保护系统的总体结构和设计特点等方面的内容.     

反应堆保护系统数字化升级的旁通研究

反应堆保护系统通道旁通是反应堆正常运行中对某一保护通道相关设备进行维修或试验时采用的一种重要闭锁手段。目前,新建核电站主要为“华龙一号”。该系统架构采用4取2典型停堆逻辑降级方式,旁通设计较为成熟。区别于“华龙一号”,某数字化改造项目采用3取2逻辑降级停堆方式,原设计为模拟技术,旁通手段粗暴,不利于维护。对比二者旁通设计要求发现,基于系统架构的不同,二者在通道旁通时所对应停堆断路器的状态不同。进一步研究“华龙一号”旁通方案发现若该数字化改造项目通道旁通采用相同的设计原理,可能会导致误停堆。因此,引入停堆断路器状态检查,并设计互锁逻辑,可防止通道旁通时导致误停堆情况的发生。该方案也可为系统架构为3取2逻辑降级停堆的反应堆保护系统提供借鉴。     

核电厂数字化反应堆保护系统多样性设计研究

在应对数字化反应堆保护软件共因故障的有关问题时,当前国际上普通采取的设计措施为设计一套与保护系统数字化软件处理部分独立的多样式保护系统。为了探索其他可能的纵深防御及多样性设计技术,提出基于两套（假设已满足NUREG/CR6303多样性要求的）核安全级数字化仪控平台构建核电厂保护系统,该系统满足抵御保护系统软件共因故障的要求,具备纵深防御及多样性特征的反应堆保护系统。     

安全级仪控系统设备鉴定样机代表性分析

安全级仪控系统是核电站的中枢神经,是核电厂安全运行必不可少的系统设备.为了确定安全级仪控系统的可靠性和安全性,设备鉴定成为其主要技术手段.受成本和时间等因素限制,设备鉴定通常使用具有一定代表性的鉴定样机来完成相关试验.因此,核电厂安全级仪控系统鉴定样机的代表性是鉴定结论能否适用于工程产品的关键.NB/T 20344和I...     

核电站数字化反应堆保护系统停堆响应时间分析

为了评价出核电站数字化反应堆保护系统停堆响应的最大时间,根据数字化反应堆保护系统结构,分析出保护系统的响应过程须经过AI输入、IO总线通讯、CPU运算、网络通讯、DO输出处理。并基于DCS定周期扫描的运行方式,得出了各处理过程所需最大响应时间的计算方法,DCS停堆响应时间的评价值就是各部分最大响应时间的累加。最后提出了可缩短响应时间的改进方法。     

核电站数字化反应堆保护系统中央处理器负荷率分析与测试

核电站对数字化反应堆保护系统的一书央处理器的负荷率有严格要求。本文首先对核电站数字化反应堆保护系统中央处理器的负荷率进行了理论分析,得出了负荷率计算公式;然后设计了相应的负荷率测试方法0j测试装置,完成了实际的测试工作;对测试所得实验数据进行处理,得出测试结果,结果表明数字化反应堆保护系统的中央处理器负衍率符合技术嘤求,且主控CPU的负荷率比备用CPU负荷率要高。     

安全级数字化仪控系统鉴定试验研究

安全级数字化仪控系统对硬件可靠性有很高的要求,通常鉴定试验包括环境试验、EMC试验、抗震试验三大项,除此以外还有振动、冲击、老化等要求。通过分析国际相关标准法规,阐述了安全级数字化仪控系统鉴定试验项、试验流程以及商品级物项(COTS)的鉴定方法。     

核电厂数字化反应堆保护系统T2响应时间分析及测试

反应堆保护系统是核电厂数字化仪表控制系统中重要的安全系统,是DCS的重要组成部分。为了核电站的安全,对保护系统的响应时间有严格的要求,有必要对响应时间进行评价,本文简要介绍了核电站反应堆保护系统的结构,给出了T2响应时间测试范围,并对反应堆保护系统的响应时间进行理论分析,给出了T2响应时间测试方法,建立了响应时间测试原理,介绍了VP Link作为测试装置如何进行响应时间测试。以某核电厂1&2机组的SG1水位低低导致紧急停堆响应时间测试工况为例,详细介绍了实际响应时间测试工作,给出了响应时间测试的输出文件清单,并对测试结果进行记录和分析。     

反应堆保护系统试验系统的研究

本课题对大亚湾核电站反应堆保护系统进行深入研究,确定了试验系统的开发需求,研究了试验系统的数学模型,应用CPLD和NI技术完成了新的试验系统的研制,通过了现场各种性能测试,满足了用户要求,对保护系统的正常运行起到了非常关键的作用。该课题的研究加快我国的反应堆保护系统及其试验系统的数字化进程,推动了CPLD和虚拟仪器技术在核领域的应用。     

核电站反应堆保护系统架构分析

为设计新一代安全可靠的核电站反应堆保护系统,研究了安全相关的标准IEC-61508和IEC-61513.从安全完整性等级的角度分析比较了安全相关的各种基本回路,重点研究了三种常用回路的性能(如安全故障概率和非安全故障概率).同时在此基础上,具体给出了由上述基本凹路构成的不同反应堆保护系统架构,并分析了各自的优缺点,为进一步研发高性能的反应堆保护系统提供了技术指导.     

核电站反应堆保护系统人机接口设计研究

依据相关法规标准的要求,对反应堆保护系统的人机接口设计进行了深入研究。与RPS相关的人机接口有下列四类:主控室里的专设安全盘和安全显示,设备柜里的维修和测试盘,远程停堆站,设备控制与设备优选模块上的就地控制。本文对每一类接口的设计思想进行了详细描述。由于RPS是为了保障核电站最终安全而设置的系统,无论是停堆还是专设安全设施的触发,如果不是必要情况,都可能带来核电站的经济损失,因此对该系统的设计需要格外注意。在人机接口的设置上更需要考虑到人因因素,防止拒动也避免误动。综上所述,对于RPS的人机接口的研究是非常有意义的。     

反应堆保护系统动态可靠性建模与分析

反应堆保护系统(RPS)是核电站最重要的安全设备之一。对该系统的可靠性评估一直备受关注。事件树和故障树等传统可靠性分析方法只能对反应堆保护系统进行静态分析,难以反映定期试验(PST)等检测和维修活动对系统可靠性的影响。动态分析方法中,马尔科夫模型一般适用于指数分布的情况,而反应堆保护系统的失效和维修过程,并不都服从指数分布。此外,很多模型都假设反应堆保护系统的各通道经过定期试验后都修复如新,这与实际情况也有差异。基于Petri网,建立了反应堆保护系统的动态可靠性模型,考虑了定期试验只维修故障通道的情况,描述了系统在不同状态之间的动态转换关系,计算了反应堆保护系统的瞬时可靠性。通过与理论值对比,验证了Petri网能很好地适用于反应堆保护系统的可靠性评估;并在假设反应堆保护系统失效过程服从不同分布的条件下,进行了可靠性分析。     

反应堆保护系统应用软件IV&V方法简介

核电厂仪控系统的数字化过程中,一个必然要解决的关键问题是反应堆保护系统应用软件的独立验证与确认(IVV),从而确保软件的可靠性和安全性。介绍了反应堆保护系统应用软件在整个软件开发生命周期中的各个阶段IVV的主要内容,并重点介绍了单元模块的测试步骤和测试方法,包测试硬件平台、测试软件工具、测试用例的建立以及实施单元模块测试的过程。     

反应堆保护系统网络通信设计的研究与优化

反应堆保护系统保障机组在紧急情况下实现反应堆紧急停堆及专设安全设施驱动控制连锁,是关系机组安全的重要仪控系统。通过对网络通信板卡在反应堆保护系统中的作用进行研究,发现在当前设计下存在的安全隐患。通过对保护逻辑及硬件设计的进一步研究,提出了相应的优化方案,以降低网络通信板卡故障造成专设安全设施误动的风险,达到提高反应堆保护系统运行稳定性的目的。     

Tricon系统在方福项目反应堆保护中的应用

通过介绍核电站RPR（反应堆保护）系统原理和Tricon系统在方福项目RPR系统中的应用,阐明了Tricon系统相对于现役核电站RPR系统的优越性。Tricon系统的应用能有效提高电站安全系数,并保证电站经济性,在随后的若干项目中,Tricon都将作为重要的电站保护系统的一部分被应用。     

核电站反应堆保护系统防共因故障设计研究

共因故障是进行核电站保护系统设计时需重点关注的风险.为了使保护系统设计能避免共因故障的发生或减轻共因故障的后果,分析了共因故障的产生原因,并对国际法规、标准的相关要求进行了研究,总结出为应对共因故障所应遵循的设计准则.最后,设计了可防止共因故障的典型反应堆保护系统架构.该保护系统架构所采用的纵深防御和多样性设计手段可作为今后核电站保护系统设计的参考.     

反应堆保护系统N取M判决系统分析与设计

N取M判决系统是反应堆保护系统中的冗余设计,分析了判决系统拒动率、误动率两个量化指标,得到严格的数学公式并做了近似计算,解释了工程实际中N取M多为4取2或3取2经验值的基本原理。以非安全故障概率0．1、安全故障概率0．1为例详细比较不同取值的判决系统。依据设计参数给出三种N、M取值的算法,将工程参数选取与理论计算融合。     

民族文化遗产数字化保护技术概述

当今时代计算机的迅速发展和图形图像处理技术及虚拟现实技术的不断提高为民族文化遗产的数字化保护奠定了坚实的基础。该文介绍目前数字化处理的关键技术,如三维激光扫描数字建模技术、点云数据的处理、三维彩色模型实现方法等以及数字化民族文化遗产对民族文化遗产的保护有着十分重要的作用。同时,通过对比、研究国内外数字化文化遗产的相关情况,说明将民族文化遗产数字化是一种必然趋势。     

基于系统工程的新型核电装置反应堆保护系统需求研究

反应堆保护系统是重要的核安全系统,其安全、可靠运行关系到整个核电装置的安全性。对新型核电装置而言,设计结构简单、集成度高、可靠性高的反应堆保护系统至关重要。区别于传统核电站反应堆保护系统设计,运用系统工程理论制定了适用于某新型核电装置反应堆保护系统的需求分析流程,并在此基础上捕获各方需求,形成系统的顶层设计要求。同时,介绍了基于具体事故场景的功能需求分析过程、非功能性需求分析要素以及设计约束分析要素,进而得出反应堆保护系统的功能架构设计,以指导后续的详细设计。该研究对其他仪控系统的设计也有较好的适用性和借鉴性。     

数字化技术在苏州园林保护中的应用

AR卡片、数字体验馆、智慧旅游、云直播……随着这些数字化技术涌入,为活在历史深处的苏州园林注入了新鲜的生命力。特别是新冠肺炎疫情期间,“云端”等数字化的应用技术的异军突起和逆势上扬,为苏州园林的保护插上了科技的翅膀。