离心泵主要性能参数与反应堆安全运行

以离心泵的主要性能参数为依据。讨论了反应堆在运行过程中需要注意的问题：以高通量工程试验堆（HFETR）运行为背景，归纳了高心泵在运行过程中容易出现的10种典型故障；运用离心泵的基础知识，可帮助运行人员迅速发现，判断和处理离心泵在运行时发生的故障，保证反应堆安全运行。     

先进轻水堆安全系统简化方案研究

本文研究了国内外工程经验、法规标准和用户要求，提出了一套简化先进轻水堆安全系统配置方案。这套安全系统采用非能动安全系统应对设计基准工况（DBC），采用能动安全系统应对设计扩展工况（DEC）。工程判断和分析表明，这套安全系统可以应对所有DBC和DEC，与现有“华龙一号”相比，安全性一定程度提升，经济性显著提升。     

概率安全评价软件RiskA中的非逻辑处理方法

非单调关联系统广泛存在于实际工程应用中，传统针对单调系统的处理方法不适合于这类系统的处理。因此，如何处理针对非单调关联系统所建立的模型成为概率安全评价软件研发面临的问题之一。本工作在调研一些国际流行概率安全评价软件非逻辑处理方法的基础上，探讨了非逻辑求解难点，基于RiskA的数据结构，设计并实现了非逻辑处理模块，并通过例题验证了RiskA软件非逻辑处理模块的正确性和可靠性。     

核电站SPDS的研究与设计

安全参数显示系统(SPDS)对提高核电厂的安全保障起到十分重要的作用,它也是国家核安全局评审时必须考核的设计内容。本文介绍了安全参数显示系统的由来和重要性,并介绍了其三种硬件结构形式及其优缺点,同时也介绍了其软件使用情况,并介绍了国内安全参数显示系统的三种实现形式。通过这些分析介绍,结合方家山核电工程全数字化主控室的实际情况,提出了方家山核电工程安全参数显示系统的大致实现方案。     

高放废物地质处置各屏障系统安全要求研究

研究分析了处置库各屏障系统应具备的总体安全要求。针对屏障性能演化、地下水流和核素迁移等方面分析了工程屏障系统、天然屏障系统应满足的安全要求。     

地质处置库安全功能与特性

从对放射性废物的包容、隔离、阻滞、延迟等安全功能出发,研究分析了处置库应具备的总体安全功能。针对屏障性能演化、地下水流、核素迁移等方面分析了工程屏障系统、天然屏障系统应满足的安全特性。     

浮动核电站设计中的安全准则研究

浮动核电站作为船海工程与核电工程的结合,属于核能工程的新领域,国内尚缺少相应的安全设计准则。结合海洋核动力平台示范工程实际设计需求,基于对陆上压水堆核电厂、海上移动式平台、核动力舰船规范的分析,从浮动核电站总体设计、平台设计以及核安全3个层面分别提出了相应的安全设计准则。研究表明,浮动核电站的安全设计应围绕3项基本安全功能进行;平台设计应考虑布置、结构、辅助系统、电力、通信、消防6个因素;核安全设计应充分考虑其孤岛运行和海洋应用场景对核动力装置系统设备设计、运行的制约影响。      

100MeV 强流紧凑型回旋加速器系统质量保证分级与质量控制

100MeV强流紧凑型回旋加速器系统是串列加速器升级工程中最大、最复杂的系统,为了保证回旋加速器的质量及辐射安全,对影响加速器性能、验收指标及安全的重要物项进行重点控制,需要对回旋加速器系统设备进行质保分级。文章结合工程实际,对可能影响设计指标的关键设备、研制难度大的非标设备、投资额度高的设备进行了详细的技术分析,提出了具体的质量控制措施。     

AP1000非能动堆芯冷却系统及系统设计瞬态研究

AP1000在标准设计中革新性重大改进之一就是采用了独特的非能动堆芯冷却系统(PXS)。目前世界上在役核电厂和在建核电工程中,AP1000非能动堆芯冷却系统是第一个完全采用非能动手段来达到堆芯冷却、冷却剂补充以及限制放射性释放等安全功能的安全相关系统。文章结合AP1000非能动堆芯冷却系统设计与运行,应用包络方法对一些重要的设计瞬态进行研究分析,从而得出系统设计的合理性和系统功能实现的可行性,为自主研发ACP100、ACP600、ACP1000等第三代核电技术提供借鉴和参考。     

一个先进压水堆核电厂的非能动安全和经济性能初步分析

西南反应堆工程研究设计院对600MWe先进压水堆核电厂(AC-600)进行了概念设计。非能动安全系统和减少核电厂建造初投资是AC-600设计的重点。本文介绍了有关非能动安全系统的设计特点和安全功能,同时对AC-60C的经济性能也做了初步分析。     

双泵切换过程模拟及灵敏度分析

对双泵并联给水系统中泵切换过程进行了试验与模拟研究,通过试验结果验证了模型的正确性。利用模型对试验过程进行灵敏度分析,得出以下结论：双泵并联给水系统在泵切换过程中系统流量越小、离心泵转动惯量越大,则系统失水量越大,最低流量越小,系统恢复稳定时间越长;止回阀特征时间越小,主回路流量波动越趋于稳定,但对切换过程系统流量波动影响十分有限。     

核电安全系统软件共因故障的纵深防御

文章简述了核电仪控安全系统数字化的发展背景,分析了美国核管会（NRC）等核安全当局针对软件共因故障（SWCCF）的观点。针对核电安全系统采用数字化平台后,引入的软件共因故障问题,以方家山核电工程安全系统数字化的设计方案为例,阐述了计算机软、硬件多样性的防范策略,在软件共因故障防御的问题上,为核电数字化安全系统提供了一种多样性纵深防御的解决方案;同时分析了核安全执照申请中可能遇到的问题,并提出未来核电安全仪控系统可能的发展方向。     

秦山核电站的设计和建造

本文介绍我国正在建设的秦山核电站的设计特征、参数和工程进展情况;论述了安全系统和设施的设计。     

核电厂安全级数字化仪控系统通信隔离设计

核电厂仪表和控制系统被称为核电厂的“神经中枢”,对保障核电厂的安全稳定运行安全具有关键作用,是核电厂的重要组成部分。本文依据核电厂相关设计标准要求及参考核电厂的应用需求,提出一种核电厂安全级数字化仪控系统通信隔离设计方法,该方法针对安全级网络通信常见的两种通信方式——点对点通信和多节点通信,在安全级系统内部、安全级系统与非安全级系统之间分别设计独立于处理单元的通信模块,该通信模块本身属于安全级设备,采用异步通信、定制的双端口RAM及确定性的通信协议等方法;在多节点通信中采用双环路拓扑和节点旁路等机制来满足安全级通信隔离设计要求。通过搭建典型工程样机和专家独立工程评审,验证了本方案在工程应用中的正确性和可行性。     

考虑维修时n取m逻辑的可靠度计算

核电站安全保护系统中广泛采用 n 取 m 逻辑。本文从马尔柯夫过程出发,推导出了考虑维修时n 取 m 逻辑的状态方程,并对核电站安全保护系统中的一些常用逻辑的可靠度进行了数字计算,指出有维修时系统的可靠度有显著的提高。     

CARR ATWS缓解系统设计

为保证事故工况下反应堆的安全,CARR除设置保护系统外,还设置了ATWS缓解系统。本文介绍了CARR ATWS缓解系统的功能与组成以及技术特点,系统采用数字化技术,并进行了试验验证,其可靠性达到了CARR工程应用的要求。     

核反应堆工业控制系统与企业信息系统互联安全防护体系研究

针对核反应堆工业控制系统与企业信息系统互联工程安全防护策略孤立分散的现状,根据系统互联的安全保密需求,分别从管理层面和技术层面对2个系统互联后面临的安全保密风险进行详细分析,并根据分析结果提出了基于管理和技术双重防御的核反应堆工业控制系统与企业信息系统互联安全防护体系。本文提出的安全防护体系可为核反应堆工业控制系统与企业信息系统的互联建设提供防护指南。      

主机频率采集系统可靠性研究与改进

405-1A工程是我国首次从国外引进的"九五"重点工程.在该工程中,主机频率采集系统承担着主工艺系统所有主机运行状态的实时监测及异常时工艺事故保护的形成,其重要性不言而喻.然而自工程投运以来,该系统的故障率一直较高,超过35次/月.严重影响了我厂安全、持续、经济运行.为此,我们成立了专门的研究小组,对该系统故障率高的原因进行了详尽分析研究,并形成了多种提高系统可靠性的方法.实践证明这些方法是完全有效的.     

船用离心泵板梁支承动力特性改造分析及实验研究

离心泵是船舶常用动力设备,其板梁支承结构动力特性兲系着设备总体振动水平及振动特征。借助结构有限元仿真分析、设计及振动试验方法,对振动水平较高的某船用离心泵板梁支承结构迚行振动改造设计及试验验证研究。基于ANSYS结构动力学分析程序建立板梁支承结构振动分析模型,分析结构的动态特性,幵与振动试验结果迚行对比验证;基于验证后的振动分析模型,对结构迚行振动优化设计及分析,获得改造后的离心泵板梁支承结构的振动特性;依据改造方案对离心泵板梁支承结构迚行改造,通过振动测试获得结构振动特性;测试结果表明,结构动力特性改造方案可行,优化了结构动力特性,降低了结构总体振动水平。     

CPR1000机组在大破口失水事故工况下低压安注裕量分析

CPR1000核电机组是基于法国M310机组增加了12项重大改进后的堆型,也是目前国内在运机组中占比最多的堆型,其系统裕量反映了系统实际能力相比法律法规、设计要求和设计基准的保守程度,是机组安全稳定运行的前提。本文以安全注入系统(RIS)为例,利用一维热工水力计算平台建立了系统的仿真模型,并采纳机组调试和运行试验数据作为校核依据,提取上游反应堆安全分析数据作为设计要求,完成了系统在大破口失水事故(LBLOCA)下的裕量分析,为系统相关的安全评估、设备管理、工程改造等工作提供重要依据。