计算机化运行规程在示范快堆中的开发

运行规程是指导核电厂运行人员对机组系统进行操作监护、处理各种故障及事故的指导文件。示范快堆采用数字化主控室,操作界面有大量实时参数显示。执行规程时,操作员需及时、准确地调取对应的画面。示范快堆对运行规程进行计算机化设计,将规程的步骤与相关操作画面链接,辅助操作员快速定位,有利于提高规程执行的效率,减轻操作员负担,降低人因失误。计算机化运行规程内容需与生效的纸质规程保持一致,这对规程计算机化开发的质量和效率提出了更高要求。示范快堆基于计算机化实施流程开发了一种规程编辑器,有助于保证纸质规程与计算机化运行规程的同步性和一致性,使计算机化运行规程有效应用于示范快堆。     

数字化报警规程的验证方法

数字化报警规程作为核电厂的一类重要运行规程,将在数字化仪控技术系统(DCS)中安装使用。当核电厂工艺参数偏离运行范围、设备状态与当前运行状态不符、设备发生故障、系统设备无法操作时触发报警,以避免机组状态进一步恶化。基于在建核电厂数字化报警规程在模拟机上的验证经验、工作流程和验证结果,提出数字化报警规程验证的基本工作方法。基于此方法,能确保报警规程编写和数字化报警规程设计的正确性,从而满足核电厂安全运行的要求。     

核电站计算机化规程设计的人因工程要求

在复杂的安全重要系统中,需使用规程支持人员任务,以减少失误并提高系统安全。在核电行业,随着数字化技术的发展,许多计算机化规程系统得到了开发和应用,可以支持操纵员进行信息搜集、判断决策和规程执行。在此基础上,IEEE 1786、IEC 62646和NUREG—0700等相关的人因工程标准导则对计算机化规程的设计和评审进行了规范。本研究调研了计算机化规程系统的设计和应用情况,从规程的呈现、规程步骤的标记、规程的管理、系统参数显示、参数监视与任务支持以及系统控制等方面进行了总结。在此基础上综述了相关标准导则的条款,并对计算机化规程的设计要求和一般设计原则进行了讨论。本研究希望通过总结相关信息,探讨计算机化规程人机接口设计的实践经验和人因工程要求,为设计和评估人员提供参考。     

HRA方法对核电厂数字化事故规程的适用性研究

分析数字化规程与纸质规程在人因工程学上的差异,认为事故规程数字化后需新考虑的行为形成因子。据此对几种常用的人因可靠性分析(HRA)方法进行比较分析。除人因失误分析技术(ATHEANA)外,常用的HRA方法用于数字化事故规程都存在比较明显的问题。ATHEANA由于其未划分具体的行为类型和行为形成因子(PSFs),在对基于数字化规程的HRA分析中有一定灵活性,相对能作为较理想的备选方法。HRA分析的最大困难是基础数据的获取,考虑数字化规程下操纵员行为特征的HRA方法的数据获取也应当成为接下来主要的研究内容。     

核电厂运行规程整定值研究

核电厂运行规程与核电厂的安全运行密切相关,整定值内容作为运行规程的重要组成部分,其确定过程是运行规程开发技术的难点。针对示范工程非能动核电厂运行规程,对规程文件体系和整定值内容进行分析,结合核安全法规要求对规程整定值信息的功能、整定值结构进行研究,提出了确定运行规程整定值的系统性方法和总体流程。     

大亚湾核电站堆芯冷却监测系统改造实践

堆芯冷却监测系统(Core Cooling Monitoring System,简称CCMS)用于对压水堆堆芯冷却状态进行监测,属于安全级系统。北京广利核公司采用FirmSys安全级数字化仪控平台产品,对大亚湾核电站CCMS系统进行了数字化改造,以解决原系统可用性降低、堆芯冷却状态算法存在不足、记录功能较弱的问题,同时满足大亚湾核电站事故管理规程从事件导向规程(EOP)向状态导向规程(SOP)过渡的需要。改造后的1#机CCMS系统在2013年11月投入使用,运行稳定可靠。这是国内在役核电厂安全级数字化仪控系统的首次改造,也是国产核级安全级数字化仪控产品FirmSys在国内核电站安全级的首次应用。改造方案可供同类系统改造借鉴。     

核电厂数字化SOP对人因失误的影响

主控室中数字化状态导向规程SOP(State-oriented Procedure)的应用使操纵员执行事故处理的逻辑和信息显示方式都发生了重大变化。本文介绍了SOP规程的原理,描述了数字化主控室中操纵员执行SOP处理电厂事故的流程。以核电厂主控室现场调研、行为观察、模拟机实验和操纵员访谈为依据,发现数字化SOP在操作控制、信息显示、班组合作等方面带来了大量可能导致人因失误的因素,以及可能出现的新的人误模式,可期为SOP规程的优化提供支持。     

核电厂数字化主控室操纵班组沟通内容特征的研究

沟通内容、沟通方式、沟通及时性是影响作业班组成员间沟通有效性的三大因素。通过对核电厂数字化主控室采用新的状态导向法事故规程(SOP)进行工作域分析,提出了操纵班组执行SOP时沟通内容特征的假设:电厂状态及其参数、电厂系统功能和设备、规程是主要的沟通内容。在核电厂全范围模拟机上,3个操纵班组在事故场景下进行了操控实验。实验结果表明,数字化主控室操纵班组执行SOP进行事故处理时沟通内容特征的假设成立。     

高温气冷堆示范工程反应堆保护系统故障树模型的建立和分析

数字化保护系统正逐步取代模拟系统,应用于新建和升级的核电厂中,数字化保护系统的可靠性分析已成为仪控领域的热点研究课题。本工作以高温气冷堆示范工程（HTR-PM）的反应堆保护系统为研究对象,研究数字化保护系统故障树模型的建立和分析方法,主要研究内容包括：故障树顶事件的选取;基于失效模式与影响分析（FMEA）的故障树搭建方法,重点研究保护系统冗余通道的“2/4”表决逻辑以及通道旁通的处理方法;对故障树模型进行定性分析,并根据故障树的最小割集讨论保护系统的薄弱环节。该研究对于分析数字化保护系统的可靠性并改进系统设计具有重要意义。     

核电厂事故规程自动化水平对人员心智负荷和作业绩效的影响研究

核电厂控制系统的数字化改变了操纵员在事故处理中的角色,带来了新的人因问题。本文以核电厂事故规程为研究对象,探讨规程的数字化对操纵员心智负荷和作业绩效的影响,实验以三种自动化水平的规程为自变量:纸质规程、电子规程、基于计算机的规程。实验结果显示:当自动化水平较高时,人员作业绩效较好且心智负荷有降低的趋势。实验结果可为核电厂操纵员培训及事故规程的自动化设计提供参考。     

计算机化规程系统在APIO00中的应用

数字化仪控技术在核电厂的推广,为计算机化规程系统（CPS）在以APl000为代表的三代先进压水堆中的应用提供了技术基础。本文对计算机化规程系统的结构、功能和特点进行了描述,CPS作为先进的规程系统,不仅将运行规程以电子化的形式显示在电脑屏幕上,而且同时能监测和处理电厂参数,为操纵员提供规程执行指导,并且显著提高了规程的执行效率。另外,本文还将APl000中的CPS与某M310;0H改进型核电厂的数字化规程系统进行了比较,并结合实际CPS的本土化以及存在问题进行探讨。     

“和睦系统”——中国自主核级数字化仪控平台

<正>"和睦系统"是我国历时数年自主研发的核安全级数字化控制系统平台,它拥有技术先进、平台通用、系统安全可靠等特点。目前,"和睦系统"已在阳江56号机组、红沿河56机组、华龙一号示范工程——防城港34号机组、田湾56号扩建工程、石岛湾核电站高温气冷堆示范工     

示范快堆数字化保护系统、监控系统设计验证平台及主系统协同控制项目

正示范快堆数字化保护系统、监控系统设计验证平台、主系统协调控制项目得到中国原子能科学研究院、反应堆工程技术研究部高度重视、有效组织,并与浙江中控密切配合,推动项目的顺利开展。数字化保护系统设计验证平台工作取得如下进展和成绩:1)完成数字化保护系统样机出厂验收;2)完成数字化保护系统仪控实验大厅装修以及设备安装和现场测试;3)完成基本算法程序的建立以及数据采集和模拟装置的测试,定期试验     

操作规程的综合计算机化

规程的计算机化强调的不只是规程的呈现或显示方式，也强调它们是怎样产生和维护的。规程产生的计算机化将导致规程显示的基础提高，也使其通过内部表示的层次而不是在显示的层次上来维护规程成为可能。本文描述了一个工程．这个工程集中于发展一个基于认知系统工程规则的计算机化规程产生系统，使CPG系统与已有的计算机化规程显示系统结合．通过许多其它功能的提高来制造操作规程综合计算机化系统。     

核电厂人因可靠性研究的新高度——评著作《数字化核电厂人因可靠性》

<正>核电工业对我国经济发展有着不可替代的重要性,另一方面,尽管历史上核电厂极少发生重大事故,但一旦发生则会对公众、社会、经济、环境造成极大伤害。因此我国政府历来高度重视核电安全工作,明确要求中国核电安全必须坚持国际最高标准,必须确保核安全万无一失。中国广核集团下属的岭澳二期核电站是世界上首座采用全数字化控制系统(DCS)且使用状态导向事故处理规程(SOP)的核电厂。数字化使得核电厂的运行控制更加集中化、自动化与精确化,提高了系统的效率与安全性。但是数字化也带来了较基于模拟技术的传统仪控系统新的人因问题。岭澳     

核电厂数字化I&C系统关键技术研究现状及发展策略

国外的核电厂数字化仪表与控制(I&C)系统已经取得显著成绩,我国尚处在起步阶段.中国核动力研究设计院采用国内外成熟的工业控制技术和设备研究开发出数字化反应堆保护系统样机、数字化反应堆控制系统样机、先进控制室研究开发平台、高精度实时核蒸汽供应系统仿真机及相关的17个计算机软件,获得了进一步研究开发的经验,具备了中外合作研制核电厂数字化I&C系统的条件,也为在新-代压水堆核电厂实现数字化I&C系统国产化奠定了坚实基础.     

非能动核电厂事故72 h后规程优化研究

事故72 h后规程是非能动核电厂特有的一类规程。为了评价非能动核电厂事故72 h后规程的必要性和充分性，并对其薄弱环节进行优化改进，本研究对示范项目非能动核电厂设计基准和运行规程体系的总体逻辑进行了分析，并基于事故72 h后规程的内容和结构，提出了评价事故72 h后规程必要性和充分性的通用方法，运用规程执行逻辑框图识别了规程执行过程中可能存在的风险项，并针对示范项目的规程提出了优化建议。分析结果表明，事故72 h后规程对于非能动核电厂的安全运行是充分必要的；其表达方式与规程体系结构相关；明确规程操作路径优先级、减少规程跳转能够提高规程执行效率。相关优化建议可为非能动核电厂事故后长期安全运行提供技术参考。      

SOP规程下堆芯冷却监测系统的设计

在岭澳核电站二期工程中首次采用状态导向规程(SOP).根据该规程的要求,堆芯冷却监测系统(CCMS)需要完成SOP下6大状态功能中的2个监测任务,即一回路水装量和一回路压力温度的监测.由反应堆压力容器水位来反映水装量,用最低过冷裕度(△Tsat)来反映一回路的压力和温度.为了完成这些监测任务,从一次仪表、数据处理到信息显示相对于事件导向规程(EOP)下的设计都有重大的不同,本文主要从系统设计的角度对其进行描述.     

CARR保护系统设计

中国先进研究堆(CARR)保护系统采用数字化技术,执行反应堆的安全保护功能,包括反应堆保护和事故后监测两个子系统。本文介绍了CARR保护系统的设计以及技术特点,所采用的技术方案适合于CARR的工程应用,并达到保护系统所要求的系统可靠性和可用性。     

大亚湾核电站地震仪表系统

介绍了大亚湾核电站地震仪表系统的主要功能和技术指标，对该系统的维护、标定和管理规程进行了评述，这些行之有效的规程，可为其它核电厂等重大工程的相关系数参考。