基于NuPAC的核电厂反应堆保护系统

现场可编程门阵列（FPGA）技术作为一种不同于CPU技术的数字电子技术,越来越广泛地用于核电厂安全级仪控系统。本文介绍了基于FPGA技术的核电厂反应堆保护系统平台NuPAC及反应堆保护系统的结构,分析了NuPAC平台在简化系统设计、独立性和多样性等方面对反应堆保护系统结构的改进。此外,分析了FPGA技术在提升反应堆保护系统的确定性、安保性和可持续性等方面的优势,介绍了反应堆保护系统的需求分析及其挑战。本文将为今后国内其他基于FPGA技术的核安全级仪控系统的开发提供参考。     

基现场可编程门阵列的反应堆数字化保护系统设计

介绍了一种基于现场可编程门阵列（Field Programmable Gate Array,即FPGA）的新型反应堆保护系统的设计方案,辅以微处理器作为热备份的冗余,以实现设备的多样性。系统采用三取二的表决方式,FPGA部分执行主要的保护功能,并行数据处理和信号传输提高了系统的响应速度,避免了软件共模故障的发生。微控制的使用增强了系统的通讯能力,优化了人机接口界面,并完成辅助的保障功能。     

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。      

应用GAL器件改进200 MW核供热堆保护系统的研究

通用阵列逻辑ＧＡＬ器件是可以由用户定义其逻辑功能的新型逻辑器件,它的出现使数字电路设计发生了深刻变革。本文介绍了应用ＧＡＬ技术改进２００ＭＷ核供热站保护系统的研究。     

反应堆用定标保护仪的设计

为了满足反应堆物理实验的特殊要求,本文提出了一种新的定标保护仪的设计方法.该方法采用以现场可编程门阵列(FPGA:Field Programmable Gate Array)为核心进行结构设计,结合信号处理、驱动输出以及动态显示等技术,实现了计数和保护2种功能,同时扩展了与PC机的通讯接口,使定标保护仪更加智能化.     

红沿河核电厂反应堆保护系统定期试验方案设计

红沿河核电厂反应堆保护系统采用三菱的MELTAC安全级数字化仪控平台。在简介红沿河核电厂反应堆保护系统定期试验范围和原理的基础上,详细描述核电厂反应堆保护系统定期试验中的测量仪表通道试验、保护逻辑试验和输出信号及相关驱动器试验的设计方案,并对其特点进行分析。结果表明,红沿河核电厂反应堆保护系统定期试验实施方案充分利用了自动试验装置所带来的优势,扩大检测范围,在有效性、灵活性及便利性方面均有显著提高。     

基于TXS平台的数字化反应堆保护系统实现特性

数字化反应堆保护系统(Reactor Protection System,RPS)作为重大改进项在CPR1000压水堆机组岭澳核电站首次引入,设计方案经历了多次变更和优化,最终伴随着岭澳核电站成功商运后完成了方案固化。本文介绍了基于阿海珐公司提供的安全级数字化仪控平台(TELEPERM XS,TXS)在岭澳核电站反应堆保护系统最终实现方案,进而重点分析反应堆保护系统方案实现特性。上述论述对后续核电站反应堆保护系统方案实现及其国产化研制提供了借鉴和参考意义。     

反应堆保护系统信息安全分析

针对国内核电厂反应堆保护系统(RPS)DCS平台研发和工程实施过程中的信息安全进行了研究,采用信息安全分级方案、区位模型,以及攻击树建模方法,对RPS进行级别和区位设定,并建立RPS攻击树模型,分析可能的攻击途径。提出了系统化的信息安全分析方法和信息安全措施,可供核电厂RPS系统平台研发、工程实施和运行维护等项目参考。     

反应堆保护系统在线检验

本文阐述了反应堆保护系统在线检验的必要性,分析了保护系统的故障模式.提出能对保护系统各种类型故障进行检测的简单的在线检验方法.     

可编程逻辑器件PLD的发展及其在反应堆保护系统设计中的应用

可编程逻辑器件ＰＬＤ是由用户定义其逻辑功能的新型逻辑器件，它的出现使数字电路设计发生了深刻变革，本文讨论了应用通用阵列逻辑ＧＡＬ改进２００ＭＷ核供热站保护系统逻辑符合单元的研究及美国橡树岭国家实验室应用现场可编程门阵列ＦＰＧＡ设计的无软件数字化保护系统。     

先进压水堆核电厂保护系统需求分析的层次结构

为提高核电厂的安全性和运行裕量，本工作在已有技术的基础上自主进行核电厂数字化保护系统需求分析,完成需求分析报告。需求分析报告采用1种三等级的金字塔式层次结构，该结构可直观阐明先进压水堆核电厂数字化保护系统的设计特性和逻辑实现。     

核电厂反应堆保护多样性驱动系统功能仿真与验证研究

本文研究了CPR1000核电厂反应堆保护系统的总体结构,对其纵深防御功能进行了分析。在此基础上介绍了软件共因故障及 AP1000核电厂的应对技术———多样性驱动系统（DAS ）。并对基于CPR1000核电厂的DAS基本功能需求和仿真模拟的实现方法进行了研究。以安全壳内主给水系统管道破裂事故瞬态为例,对发生反应堆保护系统共因实效情况下DAS功能的验证、分析过程进行了阐述,证实其功能设置能有效将机组带入安全状态,缓解事故后果。     

田湾核电厂数字化反应堆保护系统故障模式与后果分析

从田湾核电厂数字化反应堆保护系统的结构出发，对数字化保护系统可能出现的故障种类、影响区域和故障后果等进行了详细分析,通过故障模式与后果分析（FMEA）方法，对田湾核电厂数字化反应堆保护系统是否存在设计薄弱环节作出了判断。本工作为国内数字化反应堆保护系统设计提供了一些新思路。     

低温核供热堆保护系统的研究

高可靠性的保护系统是核供热堆安全可靠运行的重要保证。本文介绍了围绕核供热堆保护系统所开展的设计和研究工作。着重讨论了核供热堆的安全特性;保护系统的功能,保护参数的选择以及保护系统的基本结构。最后简要介绍了目前正在进行的一种新型保护系统的设计方案。     

秦山核电厂反应堆保护系统及其相关设备数字化改造规划和实施策略

秦山核电厂采用数字化技术改造了基于模拟技术的反应堆保护系统。与此同时,采用同一数字化安全仪控平台对堆外核测系统进行了改造。文章结合该厂原有系统的历史和现状,在广泛了解目前国际上数字化安全仪控平台的发展状况、国外核电厂在该领域的应用现状的基础上制定适合秦山核电厂工程实际的改造规划和"以我为主,中外合作,充分利用国内技术力量"的实施策略。分析了影响和制约在役核电厂反应堆保护系统及其相关设备改造的主要因素,并对可实施性作总体评估,以了解改造过程中所面临的问题和困难,预先准备相应对策,确保技术改造目标的实现。     

秦山核电站反应堆保护系统性能改进

介绍秦山３００ＭＷ核电站反应堆保护系统在提高系统抗干扰能力,完善在线自动功能及输出驱动电路所做的改进,经过多年的运行试验及瞬态证明,系统的可靠性进一步提高。