基于蠕变孔洞长大理论的高温构件蠕变强度设计准则研究

在分析高温构件蠕变失效微观机理的基础上,提出了基于孔洞长大理论的蠕变应变设计准则和蠕变应力设计准则.定义了蠕变等效应力和蠕变等效应变,探讨了蠕变许用应力和蠕变许用应变的确定原则.这些设计准则考虑了蠕变失效的微观机理和时间相关性的影响,能给出比传统设计方法更为稳定和合理的设计结果.分析了在蠕变强度设计上存在的困难,并提出了相应的建议.     

秦山核电二期工程反应堆及反应堆冷却剂系统设计质量保证

为确保核电厂的安全,在秦山核电二期工程的设计过程中,按照核安全法规HAF0400及其相关导则规定的原则和要求,制订并实施了设计质量保证大纲.这一质保大纲为设计规定了各种控制、验证措施,使所有影响设计质量的活动都在受控状态下进行并达到了期望的设计质量.     

核电厂人因工程人机接口设计的探讨

本文论述了人因工程在核电厂设计中的重要性。简要介绍了人因工程的内容和范围,重点讨论了新建核电厂的人机接口设计。简要说明了国外核电厂人机接口设计,详细描述了国内核电厂的人机接口设计要求。     

屏蔽混凝土配合比设计方法研究

在普通混凝土配合比设计原理指导下,用正交设计试验方法和回归分析方法对屏蔽混凝土配合比设计方法及其影响因素进行了系统研究,提出了屏蔽混凝土配合比设计容重法和体积法相结合的计算方法,给出了屏蔽混凝土配合比设计方法步骤.屏蔽混凝土配合比设计方法验证试验和工程应用实践表明,配合比设计方法计算准确,高效可靠.     

核电厂厂房基础隔震设计研究的构想

简要介绍了国内外在核电厂厂房基础隔震设计的研究与应用方面的现状,论述了在我国进行核电厂厂房基础隔震设计研究的必要性和重要意义。在此基础上,提出了在国内进行核电厂厂房基础隔震设计研究的基本构想。     

大容量钴源运输容器屏蔽研究

大容量钴源运输容器为运输工业用钴源而设计的专用设备。由于内容物放射性活度水平很高、衰变热很大,仅有少数国家具有设计能力,在国内的研制尚属首次。在对钴源运输容器的屏蔽设计研制过程中,突破之前的屏蔽设计技术束缚,采用MCAM程序与MCNP程序模拟计算钴源运输容器外的剂量率水平,并在设计过程中及时发现容器存在的设计缺陷,从而进行了设计改进,保证了容器满足国家标准要求的各项设计措施。目前这些设计措施已通过相关的试验验证。结果表明:针对大容量60 Co运输容器的关键技术制定的设计措施合理有效,充分保证了容器在经受国家标准中规定的正常运输条件和运输中事故条件下各项试验后容器屏蔽性能的完整性,确保钴源运输的安全。     

秦山核电二期工程反应堆保护系统的研制

秦山核电二期工程反应堆保护系统在参考大亚湾核电站设计的基础上,对某些保护功能、系统设备等进行了重新设计和修改.在系统设计方面,本文介绍了该系统的设计依据和设计准则、系统结构、子系统、定期试验等内容;在设备研制方面,本文介绍了该系统的设备组成、器件选择、以及性能试验等内容.     

在运核电厂设计基准定义及其内容技术框架研究

为应对核电厂在寿期内可能遇到的厂址条件变化、日常运维偏差、改造与改造累积效应等给设计基准带来的挑战问题,包括国际原子能机构（IAEA）、世界核电运营者协会（WANO）在内的一些国际组织提出在运核电厂应开展设计基准维护。明确设计基准的定义、内容及技术框架是开展设计基准的基础,但目前各个组织的定义却不尽相同。为此,本文首先研究了系统工程理论中通用的基准概念,比较分析了IAEA、WANO、美国核管会（NRC）以及我国在设计基准方面的定义和内容的异同,提出适用于在运核电厂的定义。基于上述结论,本文还进一步提出了分层级的核电厂设计基准内容技术框架,引入了设计基准维护的基本概念,为在运核电厂设计基准维护提供参考。     

核电工程设计输入管理模式研究

核电工程设计输入管理面临充分性和有效性等诸多难题,文章通过管理创新并在设计管理实践基础上提出了设计输入分类方法,结合设计输入分级管理措施和设计输入变更控制,研究并施行了核电工程设计输入管理新模式,有效保障了设计输入管理符合性、完整性和适宜性。     

项目管理方法在核安全相关厂房设计管理中的运用研究

针对核设施中的核安全相关结构的土建设计管理特点,探讨如何在设计管理中运用项目管理方法。根据在一些设计项目中初步运用项目管理方法的经验,提出在管理中运用项目三角形正确处理设计接口在项目管理中的位置,同时给出了一些其他管理手段。     

FELiChEM联锁系统的设计

联锁系统是加速器装置的重要组成部分,用于保护设备和人员的安全。本文基于EPICS设计FELiChEM联锁系统,该系统由硬件联锁系统和软件联锁系统两部分组成,硬件联锁系统又分为机器保护系统(MPS)和人身安全保护系统(PPS)。硬件联锁系统的架构分为IOC层、Profinet IO控制层和Profinet IO设备层。每层均可进行冗余配置,而各层之间相互独立。原型样机的测试显示,硬件联锁系统的响应时间为2.144ms,远好于100ms的设计需求。软件联锁系统的设计采用联锁程序与配置文件分离的方式。测试表明,软件联锁逻辑完全由配置文件确定,具有非常好的灵活性。     

核电站保护系统多样化手动驱动系统设计

针对基于计算机技术的数字化仪控系统可能存在软件共因故障问题,设计了一个安全系统系统级手动驱动系统。该系统用以在计算机技术实现的保护系统失效后执行安全功能。本文介绍了与该系统相关的安全系统的系统级操作、事件级的电站状态监视、定期试验、非计算机化设备、独立性、多样化等内容。这些特点能够保证在采用计算机技术的反应堆保护系统失效后,提供有效的安全功能执行手段,缓解事故后果。该系统弥补了计算机化仪控系统的弱点,能够防止软件共因故障。     

The J-TEXT CODAC system design and implementation

Inspired by the ITER COntrol, Data Access and Communication (CODAC) and ITER instrumentation and control system, J-TEXT tokamak has upgraded its control system with J-TEXT CODAC system. The J-TEXT CODAC system is based on Experimental Physics and Industrial Control System (EPICS). The J-TEXT CODAC system covers everything in the J-TEXT control system including both central and plant control systems, similar to the ITER I&C system. J-TEXT CODAC system is built around a single central control system called Central CODAC system. All the control functions including conventional control, interlock, safety and other common services are supervised by CCS. The J-TEXT CODAC system has been implemented and tested on J-TEXT. It not only tests some of the ideas in ITER CODAC in real life, but also explores the feasibility of new approaches that is unique in J-TEXT CODAC system.     

Consideration of Eigenvalue Sensitivity for a Reactor System

If there is a high eigenvalue sensitivity in a nuclear reactor system to variations of the system parameters, the reactor system will be in danger of excursion. In this paper, we derive a state variable feedback system that reduces the representative eigenvalue sensitivity of the system to simultaneous deviations of the system parameters. Also, we analyze the variations of the output sensitivity and of the transient response of the system due to the addition of the feedback system thus derived.     

华龙一号海外首堆反应堆控制系统优化设计

反应堆控制系统是核电厂重要仪控系统之一,对保障核电厂的正常运行起着重要作用。为确保控制系统在核电厂运行过程中的良好控制品质和减少现场调试时间,有必要在设计阶段通过仿真研究对控制系统参数进行优化设计。分析了三代核电华龙一号（HPR 1000）海外首堆的反应堆控制系统功能,对各控制系统被控变量进行了说明;在此基础上,对控制系统参数优化流程进行说明;利用核电厂数字化仿真工具,通过系统建模仿真对控制系统参数进行敏感性分析,根据不同参数取值下的系统静态和动态响应特性得到较优的控制系统参数,经性能验证满足设计要求。所获得的反应堆控制系统参数已用于海外华龙一号首堆反应堆控制系统设计,并用于指导核电厂现场调试和核电厂运行。      

基于EPICS的J-TEXT CODAC系统

J-TEXT装置是华中科技大学恢复建造的中型托卡马克装置,已于2007年放电运行,其控制系统采用分布式结构,由多个子系统组成。为提高子系统集成、维护和更新的效率,并有效地管理各子系统、控制装置的运行状态及保障设备和人员安全,J-TEXT装置参考ITER CODAC的设计思路,结合J-TEXT装置的需求设计了J-TEXT CODAC系统。J-TEXT CODAC系统为装置各子系统提供统一的设计模型和相关设计标准,使用EPICS软件作为通讯中间层,设计了全局控制系统、时序和同步控制系统、联锁保护系统,并将原有控制系统改造、集成到J-TEXT CODAC系统中。目前该系统已部署在J-TEXT装置上,在2012年春季以来的多轮实验中运行良好。     

核电厂非安全级DCS最小系统设计

非安全级DCS最小系统作为一种多功能平台具有广泛的应用前景。对DCS最小系统的研究与开发过程进行阐述,对最小DCS系统的功能需求、设计思路、系统结构等进行分析和探讨,并对DCS最小系统的应用效果进行了总结。经测试与应用证明,所设计系统达到预期目标,较好满足了核电厂的生产需求。     

CARR堆二次冷却水系统设计

中国先进研究堆二次冷却水系统的功能是将反应堆冷却剂等系统中的热量传输给最终热阱.介绍了二次冷却水系统的功能、运行工况、系统组成和流程,并对系统设计参数、二次冷却水水质处理及系统的控制与监测进行了分析.系统设计合理,符合相应核法规及规范要求.     

5MW THR控制系统的总体设计

本系统为5MW THR 提供核过程的监测、控制和保护,能实现本堆正常工况的稳定运行或变工况的调节以及事故工况下的反应堆保护。本系统由核测量、反应堆保护、反应堆控制、预警、在线计算机和控制室等6个子系统组成,并根据5MW THR 的用途和控制要求进行设计,力求简单和低成本。本系统的设计在某些方面不同于核电站控制系统,并为商用示范堆的设计和建造提供研究手段。     

用于制备高纯度123I的124Xe气体靶系统研制

在CIAE-30加速器上建立了用于制备高纯度¹²³I的¹²⁴Xe气体靶系统。该系统包括¹²⁴Xe气体靶站和与之相连的30 MeV质子束流传输线、靶密封窗和束流线真空窗的He冷却循环系统、水冷却系统、靶腔真空系统、¹²⁴Xe处理系统和¹²³I化学处理系统,以及外围的¹²⁴Xe气体保留系统、液氮传输系统、氦气配送系统和¹²⁴Xe气体补充系统,还有辐射防护和检测系统、加速器束流调节、测量和气体靶控制系统。系统调试及批量试生产结果显示,该系统生产¹²³I的批产能达111~148 GBq（3~4 Ci）,产额大于296 MBq/(μA•h) (8 mCi/(μA•h))。¹²³I核纯度大于99.8%,放化纯度大于95%,满足规模化生产的要求。