10MW高温气冷实验堆数字化保护系统设计

本文介绍HTR－10数字化保护系统结构，系统硬件配置及功能，系统特点。     

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。     

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。     

秦山核电厂保护系统数字化改造设计

由秦山核电厂反应堆保护系统设计中存在的问题,分析保护系统数字化改造的必要性,介绍了数字化改造的背景和范围。通过秦山核电厂保护系统数字化改造的设计,探讨了数字化保护系统的设计理念、设计方式、设计流程以及数字化保护系统的框架结构设计、设计特点和设计改进。     

低温核供热站数字化保护系统的研究及其可靠性分析

讨论了一种新型的低温核供热站数字化保护系统的设计方案。这一方案对保护系统信号采用了并行处理技术,以设备的多样性为手段,从根本上克服一般数字化保护系统由软件引起的共模失效问题,明显提高了系统的可靠性。     

核电站数字化保护系统维护系统设计

核电厂数字化保护系统的维护系统是对安全级数字化控制系统进行故障分析和系统维护处理的关键环节。为了提高当前核电厂安全级数字化控制系统维护期间的安全性以及调试维修的工作效率,本文在对数字化保护系统架构和维护功能分析的基础上,同时结合FMEA分析技术,设计出了一套全新的集中维护系统,通过对其独立性进行分析,认为其能够满足安全相关标准要求。该设计方案具有人机接口简单,操作方便,不影响安全功能等优点。可应用于核电厂安全级数字化控制系统故障诊断和系统维护中,也可为其他行业数字化控制系统维护系统设计提供参考。     

数字化物理启动系统在HTR-10物理启动试验中的应用

10MW高温气冷堆在国内首次应用数字化物理启动系统实现了临界。本文着重介绍了数字化物理启动系统的硬件组成和人机操作界面功能，并结合10MW高温堆介绍了系统的应用特点，以及利用本系统完成的各项试验。     

HTR-10数字化运行仪表与控制系统的设计

核反应堆数字化仪表和控制系统与传统的以模拟仪表的构成的仪表与控制系统相比，具有明显的优越性，本文介绍了10MW高温气冷实验堆（HTR－10）数字化运行仪表和控制系统的设计与实施，包括系统结构，主要技术特点，系统主要功能等，并给出了系统的现场调试和运行情况。     

岭澳二期核电站数字化反应堆保护系统

岭澳二期核电站反应堆保护系统是我国自主设计的第一个数字化反应堆保护系统.本文介绍了岭澳二期核电站数字化反应堆保护系统的总体结构、设计特点、定期试验以及自检等方面的内容.     

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     

逻辑退化对数字化核反应堆保护系统可靠性的影响

主要论述数字化核反应堆保护系统(RPR)取代模拟RPR的优点,以及数字化系统符合逻辑退化对系统可靠性的影响。依据当前核电厂通用的4通道保护系统的架构和传统的可靠性框图(RBD)方法,建立2种系统可靠性模型,并对不同的逻辑退化方案进行讨论,结果表明:数字化系统优于模拟系统;数字化系统的逻辑退化在满足可靠度变小、诊断覆盖率很大时会降低系统的风险;诊断覆盖率对系统可靠性的贡献很大。同时本文提供了一种获得全系统或全厂的概率安全分析(PSA)所需基础数据的方法。     

田湾核电站数字化反应堆保护系统可靠性分析

分析了田湾核电站数字化反应堆保护系统的结构和基本功能,以故障树分析方法为基础,确定了数字化反应堆保护系统故障树的顶事件,建立了以反应堆停堆子系统失效为顶事件的故障树,利用RISK-SPECTRUM程序,对所建的故障树进行了定量分析和计算,得到了系统故障树的失效概率和最小割集,为田湾核电站运行和维修提供了有益的指导.     

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。     

The first digital reactor protection system in China

The reactor protection system (RPS) used in the 10 MW high-temperature gas-cooled reactor is the first digital RPS designed and operated in China. In order to ensure its safety and reliability and to reduce the development risk and cost, some measures had to be taken. The measures adopted in the development process include the architecture of defense-in-depth, commercial grade hardware, prototype development model, separation of safety class software and non-safety class software, deterministic behavior of safety software, etc. The measures adopted in the verification and validation (V&V) process include effective dedication on the commercial grade hardware, emphasis on the assessment of the requirements and specifications, emphasis on the demonstration and testing, thorough testing for the safety function, long period demonstration operation, application of automatic test system to improve the efficiency of V&V processes, etc. As a result, this first digital RPS has passed the safety assessment of the National Nuclear Safety Authority. Its performance and safety are proven to be confident and assuring through the demonstration and testing. Thus, the design and V&V process of the first digital protection system in China was successful.     

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。      

FPGA技术在核电厂保护系统中的应用

核电厂反应堆保护系统广泛采用CPU技术进行开发,使得保护系统中包含操作系统和应用软件等中间环节,增加了其出现共模故障的概率,降低了其可靠性和安全陛.通过比较FPGA（现场可编程逻辑门阵列）技术与CPU技术的差异,阐明采用FPGA技术开发保护系统的优势.在此基础上,提出了基于FPGA的反应堆保护系统的开发流程,总结了测试和验证过程中的注意事项,对新一代保护系统的设计及应用具有重要的参考价值.     

安全软件验证与确认中的单元模块测试技术

核动力厂保护系统实现数字化必须解决的一项关键技术是如何完成安全软件的验证与确认（V&V）,以证明和确认执行安全功能的软件自身的安全性和可靠性。软件单元测试是V&V过程中的重要环节,主要目的是验证和确认软件代码开发过程中,软件的设计转变为软件代码是适当、正确和完整的。本工作初步研究了安全软件的单元模块测试技术,着重讨论如何保证测试的完整性、建立测试环境、建立测试用例及实施单元模块测试等方面,并以某数字化保护系统安全软件单元模块测试实例说明单元模块测试的具体过程。     

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。     

A model for estimation of reactor spurious shutdown rate considering maintenance human errors in reactor protection system of nuclear power plants

Modeling of spurious activations in safety instrumented systems has been studied for over a decade. The spurious activation of a plant protection system in nuclear power plants (NPPs) leads to increased electricity generation cost. An in-depth view on spurious activation of digital plant protection systems of NPPs for human errors in maintenance tasks is presented in this paper. A new model which considers human errors in maintenance and periodic tests to predict component failure rates is presented. The model has been applied to OPR-1000 reactor protection system for quantification of spurious trip frequency by fault-tree analysis. The major causes of spurious activation in a nuclear reactor protection system are identified. A set of case studies has been performed with the variation of magnitudes of human errors probability and maintenance strategies, in which, the human errors in maintenance are found to significantly influence reactor spurious trip frequency. This study is expected to provide a useful mean to designers as well as maintainers of the digital reactor protection system to improve plant availability and safety.