核电厂数字化报警系统处理技术研究

针对现有核电厂主控制室报警系统所存在的典型人因问题,从数字化报警系统的报警信号流分析入手,提出合理实施报警信号处理和报警显示处理相关技术,并给出报警抑制、报警动态优先级管理及报警显示和控制集成解决方案,以减少报警系统人因问题。     

报警系统设计方法综述

阐述报警系统的设计理念,进而对报警系统的设计过程进行了描述,再详细讨论了报警系统的设计原则和报警的显示,对报警系统与其他人机接口资源的关系进行了分析,最后对报警系统的设计改进提出了建议。     

核电厂虚拟控制系统报警软件设计

通过对核电厂数字化仪控系统Ovation报警功能进行分析,设计专门用于虚拟控制系统的报警软件。软件以虚拟分散处理单元(DPU)运行服务器中控制功能模块运算结果作为报警触发源,利用套接字通信模式实现报警信息的传输,以Active X控件实现报警显示画面的实时交互。该虚拟控制系统报警软件可仿真模拟核电厂Ovation报警系统的主要功能,为核电厂操纵员培训和提高处理故障能力提供有力支持。     

核电厂先进控制室报警系统

本文描述了核电厂报警系统的发展过程、报警系统的功能与作用、基本技术要求,重点论述了核电厂智能报警系统的基本功能模块。具有适合功能的核电厂报警系统可提醒操作员并使其在采取行动前,有充足的时间去判断和评估此时核电厂的情况。该系统的基本功能主要包括：输入信号的确认,报警智能处理,基于计算机的可视化报警指导系统。     

核电站报警处理系统设计

本文以岭澳核电站为例，介绍核电站报警处理系统的设计原理和基本设计思想。     

辐射监测仪器中假报警的抑制

假报警是辐射监测仪器设计中应考虑的一个重要问题。本文从假报警的产生入手,根据统计涨落的连续信号作用于设定的报警阈时的数学分析,提出了抑制假报警的设计方案。特别是偶然事件对导致决定报警与否的判定依据的不等权贡献方案,有可能实现对假报警的事实上的近于完全抑制。     

200MW低温供热堆先进报警技术

报警系统对于防止低温供热堆事故工况的发生及事故的扩大具有重要作用。核电厂传统的报警系统存在着报警雪崩等缺陷。２００ＭＷ低温低热堆报警系统一方面采用可编程控制器改进报警系统的传统功能。另一方面利用计算机技术及ＣＲＴ显示技术，提高报警智能化程度，提高了报警系统的可靠性，大大增强了报警功能，改善了人机接口，从而提高低湿供热堆的运行安全性。     

控制系统报警功能模块化设计

为解决报警功能电路器件种类多、布置复杂、装配烦琐等问题,优化电路采用模块化设计,并在设计中采用了多通道输入输出、信号隔离、可调频率输出、导轨式安装等设计方案。改进后测试结果表明,报警功能模块应用于控制系统中较之前实现了同样的报警功能,且提高了该功能电路的安全性、通用性、抗干扰性、易装配性。     

方家山核电厂火灾频繁误报警原因分析及策略

火灾报警系统是核电厂消防系统的重要组成部分,运行人员通过火警主机CRT及DCS二层报警系统判断现场是否出现火警情况,火灾报警系统的可靠性决定了机组运行是否存在潜在火灾风险.本文阐述了方家山机组运行以来,对"方家山火灾频繁误报警"的报警进行分类统计和原因分析,针对典型的、占比较高的缺陷类型制定了应对策略,并对相关的优化改...     

先进的控制室报警系统研究

先进的报警系统是核电厂先进的控制室中重要的系统之一，阐述了核电厂先进的报警系统的重要性、功能和特点，并且比较详细地论述了报警信号的处理方法和显示方式。     

自然循环中冷凝液滴自由表面识别的改进

自然循环过冷沸腾过程是第3代核电站非能动安全性的基础,该过程中冷凝液滴的传热计算对核电站的安全性具有重要意义。本研究采用移动粒子半隐式（MPS）方法对该过程进行模拟。为了对该过程中冷凝液滴传热传质界面的识别进行改进和优化,提出一种基于全局扫描的自由表面识别方案,将该方案以及其他3种典型的自由表面识别方案应用于冷凝液滴撞击液面问题。结果表明：采用粒子数密度法的自由表面识别方案、采用法向量扫描的自由表面识别方案和采用弧度法的自由表面识别方案皆因其方法本身的缺陷而无法精确地对液滴自由表面进行识别;而采用全局扫描的自由表面识别方案,能克服上述方法的缺陷,准确地对自由表面粒子进行识别,且其求解得到的压力场与物理实际最为接近。这种新型的基于全局扫描的自由表面识别方案为今后计算冷凝液滴交界面处传热传质问题打下了良好的基础。     

Evaluation of Dancoff Factors in Complicated Geometry using the Method of Characteristics

A simple and efficient method to estimate the Dancoff factor in a complicated geometry, named “the Neutron current method,” is presented in this paper. In this method, Dancoff factors are evaluated from the flux values obtained by the method of characteristics (MOC). By setting appropriate neutron sources in the non-fuel regions of target geometry and then executing fixed source calculation by MOC, the neutron current method can evaluate Dancoff factors for complicated geometry. It was demonstrated that the neutron current method can easily be adopted for complicated geometries, such as a PWR fuel assembly or large-scale geometry that is difficult to handle by the traditional collision probability method. By utilizing the neutron current method instead of a traditional collision probability method, the calculation time of Dancoff factors in complicated large geometry is drastically reduced.     

核设施液态流出物非介入式连续监测仪校准技术研究

在用谱仪测量样品活度时,准确地校准谱仪系统探测效率曲线是测量结果准确可靠的先决条件。在核设施液态流出物监测中,由于被测样品空间结构复杂,核素种类多且半衰期较短,通过制作标准液体源校准探测器系统的可行性低。本文讨论了几种核设施管道外非介入式液态流出物监测仪的校准方法：标准液体源法、数值积分法以及代表点法,选取其中的标准液体源法为初级方法,同时进行数值积分法和代表点法的实验,从相对偏差和不确定度两方面考虑,发现代表点法可作为适用有效的校准方法。     

微观燃耗方程的求解算法比较与性能分析

燃耗方程的求解是燃耗计算的核心。常见的算法包括泰勒方法、Pade方法、子空间方法、切比雪夫有理近似方法和龙格库塔法等。通过数值实验,对每种算法在精度、效率、稳定性方面进行分析比较。结果表明：子空间方法、泰勒方法在计算效率方面具有优势;计算精度及稳定性方面,泰勒方法和Pade方法均占优势。综合考虑,泰勒方法在3个方面均表现突出,可作为燃耗计算的优选算法。     

A unified approach for numerical calculation of space-dependent kinetic equation

A unified numerical method based on the factorization approach is developed to solve the space-dependent neutron kinetic equation. Various numerical methods for solving the space-dependent kinetic equation have been developed so far. These methods can be classified into two categories, i.e., the direct and the factorization methods. The factorization method is known as an effective numerical method. In the present study, a new factorization method named the multigrid amplitude function (MAF) method is developed. Unlike the improved quasi-static (IQS) method, an independent amplitude function is assigned for each spatial region and energy group in the MAF method. The MAF method is a generalization of conventional methods, e.g., the frequency transform, IQS, and Theta methods. To evaluate the amplitude function in the MAF method, the time-dependent coarse-mesh finite difference (TCMFD) method is developed. The MAF method is implemented into a space-dependent kinetic code on the basis of the analytical polynomial nodal method. In order to verify the effectiveness of the MAF method, the TWIGL, Langenbuch, Maurer, and Werner (LMW), and Laboratorium für Reaktorregelung and Anlagensicherung (LRA) benchmark problems are analyzed. The calculation results show the effectiveness of the present method.     

用于核电厂模拟器的点堆动力学方程的改进解法

本文叙述了点堆动力学方程的两种改进解法,即反应性限制法和综合法。这两种方法分别比赫米特(Hermite)插值多项式法和国外全尺寸模拟器上所采用的变量隐含积分(Variablelmplicit Integration)法具有更高的精确度和更短的计算时间。     

基于蒙卡-点核积分耦合的核电厂退役辐射场计算

针对核电厂退役现场中复杂和简单几何区域并存的问题,以及退役过程对辐射场计算提出的快速、准确的要求,提出了蒙卡和点核积分耦合计算方法,并开发了耦合计算程序。对于单体源模型,由于模型简单,耦合方法、点核方法与蒙卡方法的计算结果均较接近,相对偏差小于10%,但耦合方法的计算速度比蒙卡方法提高了3.5倍;采用耦合方法和蒙卡方法分别计算了多体源模型的辐射场,结果表明耦合方法的计算准确度较高,相对蒙卡方法偏差小于40%,计算时间约为蒙卡方法的1/5。以秦山一期退役辐射场为例开展了计算分析,结果显示,耦合方法与蒙卡方法的计算结果相差不超过1个数量级,但前者计算速度比后者提高了约3倍,说明耦合方法可以满足核电厂退役辐射场计算需要。     

对流传热问题的粒子-网格混合方法数值模拟

移动粒子半隐式（MPS）方法是一种完全基于拉格朗日体系的粒子法,应用于不可压缩流体。MPS方法在描述存在大变形和相变的问题时具有很大的优势。然而当MPS方法中的Laplace模型应用于求解能量方程时会存在求解不精确的情况。本文在MPS方法的基础上,提出了一种粒子 网格混合求解方法。通过MPS方法求解动量守恒方程,耦合有限体积法（FVM）求解能量守恒方程,以达到对对流传热问题的精确求解。对一维导热问题进行了方法验证,证明了粒子 网格混合方法求解导热的有效性,并有较高的求解精度。利用粒子-网格混合方法模拟了方腔内的自然对流,结果表明,基于MPS方法和FVM的耦合方法可用于求解对流传热问题。     

离心法制备稳定同位素综述

稳定同位素被广泛应用于核能、公共安全、环境、工业、农业、医学以及基础研究等不同领域。稳定同位素分离方法有电磁法、气体扩散法、热扩散法、蒸馏法、化学交换法、激光法以及气体离心法等。随着离心分离技术的发展和成熟,越来越多的稳定同位素采用离心法来分离。本文首先对稳定同位素进行了统计和分析,然后对离心法分离稳定同位素的基本原理、技术特点、国内外主要研发情况进行了重点阐述,最后对离心分离稳定同位素技术国内外目前存在的差距进行了分析。