反应堆保护系统可靠性分析辅助软件

针对某核电厂某型数字化仪表控制系统(DCS)的反应堆保护系统(RPS),分析其RPS功能和结构,提出图形化自动建模的需求。根据需求设计开发专用的可靠性分析辅助软件,能实现对RPS安全功能可靠性分析过程的图形化组态,可创建、修改和保存组态图,并具有组态方案自动分析、故障树信息自动生成和导出等功能。     

反应堆功率控制中的模糊神经技术

反应堆功率系统结构复杂,时变性大、参数测量困难,采用传统的方法难以实现有效的控制。模糊神经系统给这一问题的解决带来了新的希望。本文综述了当前反应堆功率控制中所采用的模糊神经控制模式。对它们的控制性能及应用前景作了系统探讨。     

秦山核电二期工程反应堆控制系统设计

主要描述了控制系统的功能与系统设计、设备制造、控制系统仿真、现场调试等过程,总结了取得的经验和存在的问题.通过现场调试和实际运行表明控制系统的参数在要求运行的范围内,系统设备运行良好,满足秦山核电二期工程的要求.它的建成为我国自主设计建造大型商用核电站反应堆控制系统积累了宝贵的工程经验.     

大亚湾核电站反应堆保护系统可靠性分析

以故障模式影响分析（FMEA）和FTA可靠性分析方法为基础，依据大亚湾核电站PRA事件树分析的结果，确定了反应堆保护系统（RPR）故障树的顶事件和成功准则，建立了以紧稳停堆失效和专设安全设施驱动失效为顶事件的故障，利用RISK－SPECTRUM程序，对所建的故障树进行定量分析与计算，得到系统故障的失效概率和最小割集，从而为大亚湾核电站可视化风险分析软件提供数据支持。     

反应堆控制保护系统信息安全性设计策略研究

对伊朗“震网”事件引发的工业控制系统安全性问题进行简要介绍,提出了反应堆控制保护系统信息安全性设计策略,以便在系统内及时对薄弱环节采取信息安全性设计,防止出现类似事故并造成重大事故后果.     

基于FPGA的反应堆保护系统可靠性建模与分析

为建立基于现场可编程门阵列（FPGA）的反应堆保护系统的可靠性模型,以对系统安全提供有效的分析与验证手段。本研究采用故障树、随机Petri网模型,对CANDU堆1号停堆系统（SDS1）单通道进行可靠性建模与分析。对故障树模型分析得到最小割集,以顶事件发生概率作为系统故障概率,在考虑故障检测、维修与定期试验情况下对随机Petri网模型进行仿真得到系统的拒动概率。研究结果表明,故障树和状态空间方法存在一定局限性,随机Petri网能够反映故障检测与定期试验对反应堆保护系统的影响,可以动态地反映系统可靠性,并且避免了状态空间爆炸问题。因此,本研究建立的随机Petri网模型适用于反应堆保护系统的可靠性建模。      

AC—600反应堆压力容器设计探讨

本文根据 ALWR 的基本设计原则,初步分析了我国 AC-600反应堆压力容器的设计特点,探讨了保证 AC-600反应堆压力容器的可靠性应采取的主要技术措施.     

田湾核电站数字化反应堆保护系统可靠性分析

分析了田湾核电站数字化反应堆保护系统的结构和基本功能,以故障树分析方法为基础,确定了数字化反应堆保护系统故障树的顶事件,建立了以反应堆停堆子系统失效为顶事件的故障树,利用RISK-SPECTRUM程序,对所建的故障树进行了定量分析和计算,得到了系统故障树的失效概率和最小割集,为田湾核电站运行和维修提供了有益的指导.     

反应堆安全保护系统综合逻辑电路可靠性比较

一、引言反应堆安全保护系统是确保反应堆安全运行的重要系统,一般由反应堆保护参数测量通道、通道综合逻辑单元和停堆继电器(或断路器)接点综合逻辑单元组成.合理设计反应堆保护系统的通道综合逻辑和停堆继电器接点综合逻辑对提高核电站运行的安全性和经济性有重大的现实意义.本文从可靠性角度对三种类型的反应堆保护进行分析比较,可供反应堆安全保护系统设计参考.为了简化定量计算工作量,作下列假定:     

反应堆系统LOCA非线性动力分析

介绍秦山核电二期工程反应堆系统在一回路管理系统假想的失水事故（ＬＯＣＡ）发生时,系统在流体压力的瞬间变化产生的动态水力载荷作用下的非线性动力分析过程。文中着重介绍了反应堆系统中非线性因素的工程处理方法,非线性动力分析模型的建立和非线性动力学分析方法,对于系统ＬＯＣＡ动力响应及其在设计中的应用也 简要叙述。     

反应堆安全注射系统的GO法可靠性分析

应用GO法分析了反应堆安全注射系统的典型过程,推导了系统操作过程中各阶段的动态故障概率公式,给出了实际算例.结果表明,GO法可以直观地反映出系统运作过程中故障概率的变化趋势;对于具有物流、多状态和时序性的复杂系统,GO法是一种比较有效的可靠性分析方法.     

反应堆保护系统结构与可靠性的关系

从反应堆保护系统的设计准则出发,定性分析提高系统可靠性的措施,并以目前国内核电厂中广泛使用的2种反应堆紧急停堆系统的逻辑处理部分作为分析对象,采用故障树的分析方法计算其可靠性,得到了定量化的计算结果,为后续反应堆保护系统的结构设计提供参考.     

反应堆压力容器强度可靠性分析

应用ANSYS有限元程序,采用蒙特卡洛法中的直接抽样法和拉丁方抽样法、响应面法中的中心指数设计抽样法和Box-Behnken矩阵抽样法完成反应堆压力容器强度可靠性分析,给出指定输入条件下压力容器强度的可靠度。结果表明,对压力容器母材可靠度的影响程度由大到小依次为内压、母材许用应力和母材弹性模量;对主螺栓可靠度的影响程度由大到小依次为螺栓材料许用应力、螺栓预紧力和内压。     

系统辨识方法在HWRR反应堆动态参数估计中的应用

利用动态系统辨识方法,以控制棒扰动做为堆内已知反应性输入,实现了控制微分效率、温度系数等反应堆动态参数的热态估计,并在重水型研究反应堆(HWRR)上进行了实验研究。结果是可信的,系统辨识方法能够实现反应堆某些动态参数的估计。值得指出的是,在有计算机检测或控制的反应堆上,该方法不需要增加任何设备即可应用。     

5MW低功率堆控制保护系统

5MW低功率堆(5MW LPR)控制保护系统包括:反应堆核测量系统、反应堆保护系统,反应堆控制系统和主控制室等。本堆采用了国际或国内的标准结构形式,元器件和线路的选取注重可靠性和先进性,主要系统靠近标准化,在满足安全的条件下考虑了经济性和可用性。主控制室设计考虑了人因工程的要求,保证了反应堆运行环境等要求。     

防止压水堆核电站堆内构件振动的可靠性措施

阐述了压水堆核电站运行时压水堆本体内部构件处的环境，定性地分析了构件发生振动的原因和危害性，然后从构件的机械设计，机械制造，材料选择，热工，水力设计，计算机控制等方面概略地介绍了防止其振动的可靠性措施。     

停堆断路器停堆动作可靠性分析

利用故障树方法分析不同结构停堆断路器的停堆动作误动和拒动故障.分析中充分考虑了拒动这一安全故障类型对停堆动作的影响.分析结果表明,停堆断路器2/4类型2结构的拒动率和可靠度指标优于其他结构,停堆断路器拒动的改善措施应侧重于停堆驱动信号拒动率的减小.     

微型堆闭环控制系统设计中的安全考虑

简要介绍了深圳大学改造后的微型堆双计算机联网闭环控制系统的结构以及在功率控制、安全保护等方面设计时所考虑的安全原则和采取的相应措施.这些措施包括:限制反应堆的后备反应性、采用合适的双控制棒运行方式、机控/手控的停堆与紧急停堆保障、设定了运行限值/保护系统整定值/自动停堆的条件、采用双计算机联网实时监测运行参数与数据共享等,并讨论了可能的事件及其对策.由于对关键的运行参数均采用2套独立的系统进行冗余检测,保证了保护系统的冗余与独立性,提高了控制系统的安全可靠性.