国防科技工业信息安全与保密管理

本文会对国防科技工业信息安全西临的威胁.如何利用信息安全技术防止敏感信息泄露以及加强保密管理,建立信息安奎保密管理体系进行了阐述.提出只有促进信息安全与保密管理相融合,才是实现国防科技工业信息安全保密的唯一可靠手段.     

核反应堆专设安全设施试验间隔期的确定

针对核反应堆专设安全设施试验间隔期的优化,以传统的专设安全设施组成设备平均可用度模型为基础,提出采用较少假设近似并考虑设备在备用、试验和检修3阶段状态关联的可用度模型。改进模型比原模型具有更为广泛的适用性,对大型复杂系统、精度要求比较高的分析计算具有优势。将该模型用于核反应堆余热排出系统试验间隔期的确定,结果能够为核反应堆专设安全设施的使用管理和维修决策提供参考。     

核反应堆专设安全设施试验间隔期的确定

针对核反应堆专设安全设施试验间隔期的优化,以传统的专设安全设施组成设备平均可用度模型为基础,提出采用较少假设近似并考虑设备在备用、试验和检修3阶段状态关联的可用度模型。改进模型比原模型具有更为广泛的适用性,对大型复杂系统、精度要求比较高的分析计算具有优势。将该模型用于核反应堆余热排出系统试验间隔期的确定,结果能够为核反应堆专设安全设施的使用管理和维修决策提供参考。     

热管技术在先进反应堆中的应用现状

日本福岛核事故以后,对核反应堆系统非能动安全特性提出了更高要求,促使热管技术在国内外先进反应堆概念设计中得到运用。本文对热管技术在核能系统设计中的应用现状进行了阐述。     

放射性废物安全技术体系思路探讨

基于对工业技术体系的特性分析,阐述了放射性废物安全系统工程的某些理论与方法。揭示了放射性废物安全在管理和技术两个方面均构成复杂体系,深入探讨了放射性废物安全的多种评价技术在系统分析中扮演的不同角色,扼要评述了高放废物地质处置安全系统工程之所以成为世界难题的原因。     

基于Petri网的安全监控建模与实时安全分析

为提供有效的安全监控建模技术,采用Petri网对系统进行安全监控建模,并进行定性和定量的安全分析.基于Petri网的安全监控建模能够有效地描述系统由正常向危险的演化过程,且具有在同一网络中描述多个危险事件的能力.最后以核反应堆系统安全监控为例,演示了基于Petri网的安全监控建模与实时安全分析过程.结果表明:基于Petri网的安全监控建模方法在描述方式上符合人的认识习惯,能够较好地降低大型系统模型管理的复杂度.     

中核集团安全生产标准化与GB/T 24001、GB/T 28001双体系建设工作融合探讨

文章通过对中核集团安全生产标准化与环境管理、职业健康安全管理"双体系"的比较、分析,找出了安全生产标准化与双体系之间的联系与区别,探讨企业目前面对多体系认证达标的困境,进而提出体系融合的必要性和实施要点,指导企业开展相关工作。     

生物医学研究用60Co辐照装置安全控制与管理

本文描述了生物医学研究用^60Co辐照装置的特点，介绍了根据该装置多年安全运行实践所设计的一套适用于中小型非专用辐照装置的安全控制系统和安全防护措施，以及为在正常运行，故障，异常三种情况下的安全保证而建立的一套安全管理措施。     

一个低温供热核反应堆保护系统

本文介绍了一个低温供热核反应堆用的反应堆保护系统。它是我国第一个完全按照国标GB4083-83《核反应堆保护系统安全准则》,并考虑了我国工业水平情况来设计与研制出的设备。其关键之处,在于保护系统的结构上有独特之点,保护系统在役检验的范围广,并且故障定位快,检修方便。此项目对推进我国核反应堆保护系统设计与制造有重要的促进作用。对保证该核反应堆的安全运行也有重要作用。     

核反应堆设计软件验证数据库系统的研制

针对反应堆物理、热工-水力分析、燃料设计等专业的数据在软件验证工作中的实际需求，研制了核反应堆设计软件验证数据库系统，提出了系统的逻辑结构与技术实现架构，并采用统一的数据建模方式，从数据管理、系统管理、安全管理3个方面对软件验证数据库系统进行了设计与实现。研制完成的验证数据库系统，有效地解决了验证数据的组织不规范、数据重复、数据利用率低等缺陷和不足，为后续的软件验证工作提供有力的支撑。      

核电厂企业内容管理信息系统建设

数据已逐渐成为企业可持续发展、提高决策水平和创新能力的战略性资源;企业数据量快速膨胀,并呈现出来源多样化和类型复杂化的特点,传统关系数据库管理系统（RDBMS）处理的结构化数据仅占数据信息总量的15%,而全球85%的信息是非结构化的。如何管理这些非结构化信息,成为传统结构化数据管理的一大难题,而企业内容管理系统恰好是解决这一问题的有效方式。文章通过分析国内部分核电企业内容管理系统现状,提出了企业内容管理系统选型方面的建议,从实际应用出发探讨了核电厂企业内容管理系统的建设。     

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。     

核电厂辐射防护信息感知一体化管控平台研制

本文从辐射防护群堆业务及信息化管控最优化的角度出发,提出了核电站辐射防护信息感知统一管控平台的设计思路,涵盖的业务范围、系统功能构成、单元之间的关系等设计思想,并结合IT技术发展新的趋势,依据信息系统设计的一般原则,就辐射防护信息一体化管控平台架构设计及开发事项进行阐述。最终实现对辐射防护一体化提升工作的信息化、专业化...     

基于NASPIC平台的反应堆保护系统架构设计研究

反应堆保护系统是核电厂中非常重要的安全系统,主要用于保护反应堆、环境及人员的安全,属于核电厂1E级仪表控制设备,其自身的可靠性和安全性,对核电厂的正常运行起着至关重要的作用。其中反应堆保护系统架构对整个系统的可靠性、可用率和可维护性等起着关键作用。本文基于龙鳞（NASPIC）平台,根据反应堆保护系统的功能需求和设计准则,提出了一套较为完善合理、满足功能和设计准则要求的反应堆保护系统架构。同时根据架构设计搭建了“华龙一号”科研样机,并基于FTA/Markov可靠性分析方法,就搭建的保护系统科研样机进行了功能测试和可靠性分析计算,证明反应堆保护系统架构设计符合设计要求,为后续项目的系统架构设计提供参考。      

反应堆保护系统可靠性指标的评价方法研究

反应堆保护系统的性能水平对核电厂安全、经济、可靠运行有很大影响。而实践中如何正确评价反应堆保护系统的可靠性指标,业界并未形成一致方法。本文选取简化的典型反应堆保护系统为研究对象,主要讨论拒动概率故障树分析和误动率马尔科夫方法的适用性,分析拒动概率、误动率两个指标分别适用的评价方法,并对示例系统的可靠性指标进行定量计算。本研究对进一步澄清国内反应堆保护系统可靠性评价中的方法问题,具有重要的参考价值。     

核电厂反应堆功率数字冗余控制系统及其可靠性

针对核电厂反应堆功率控制系统连续运行时间长、可靠性和安全性要求高的特点,提出了一种全新的基于双CPU冗余、电源冗余和ControlNet现场总线网络冗余控制的实现方案,对原有的反应堆功率模拟控制系统进行数字化改造设计,实现反应堆功率的可靠控制.通过对系统的主要可靠性指标进行定量计算和分析,评估了系统的可靠性和可用性.     

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。     

基于NuPAC的核电厂反应堆保护系统关键特性分析

为确保核电厂反应堆保护系统满足核安全要求和用户需要,对基于NuPAC平台的反应堆保护系统的关键特性进行了分析。归纳出基于NuPAC平台的反应堆保护系统的14个关键特性,这些关键特性不仅覆盖了法规和标准的重要的安全要求,如单一故障准则、独立性、完整性、质量、多样性、可靠性、安保性、可操作性、可维护性及系统性能等,而且覆盖了重要的用户需求,如可兼容性、设计裕量、可持续性、灵活性和经济性等。分析得到的关键特性为下一步反应堆保护系统的需求分析提供了良好的基础和指导。     

核电厂放射性固体废物管理系统的研究与开发

目前我国在运核电厂和其他所有堆型（CPR1000、EPR和AP1000）的在建核电厂均缺少一套统一的放射性固体废物管理系统,缺乏对放射性固体废物从产生到最终处置的全周期跟踪管理。根据核电厂的放射性废物管理需求,研制了一套适合于各核电机型的核电厂放射性固体废物管理系统,对废物源项、处理、暂存、运输、处置全过程进行跟踪,使放射性废物管理安全、可控;研发了废物管理跟踪单和数据库,分析了废物管理工艺流程的逻辑关系,根据废树脂、浓缩液、废滤芯、检修废物等处理工艺分别设计了核素计算模型,可推算指定时刻的放射性水平,实现放射性废物数据的深度分析、应用以及对放射性废物安全管理的全过程追踪。研究成果已经在国内部分核电厂使用,有助于提高核电厂的放射性废物管理水平,具有较大的安全和社会意义。同时,该系统记录的数据有助于核电厂实现辐射防护优化设计和放射性废物最小化管理。     

TMSR核能放化控制区出入控制系统软件设计

出入控制系统是进入核能控制区域的屏障,本文介绍了基于EPICS软件包实现的钍基熔盐堆核能项目(Thorium Molten Salt Reactor,TMSR)放化控制区域出入控制系统的软件设计。通过新的设备驱动、数据库结构、软件接口和人机界面的开发,实现了该系统身份验证、污染报警、个人计量统计和事件记录等功能。使用EPICS软件包实现该系统,不仅可以降低成本,减少该系统对设备厂商的依赖性,最重要的是实现了TMSR实验堆项目仪控系统软件构架的统一。该系统软件开发已经过测试验收,证明其功能和可靠性均能满足设计要求,本文还对系统安全性方面的提高展开讨论。