基于虚拟现实技术的“华龙一号”主控制室模拟机系统

主控制室是维持核电厂安全和正常运行的重要场所,人的因素是主控制室设计和电厂运行当中的重要环节,因此核电厂通常使用主控制室模拟机对主控制室的人因工程性能进行验证并对操纵员进行训练。传统的模拟机技术一般需要构建1∶1的实际主控制室模型。对于设计者,在主控制室模拟机房内实施设计修改并评估效果较为困难,同时不同型号的主控制室需要独立的模拟机房间,随着工程项目的更迭存在所占空间大、复用率低的问题。对于运营单位的训练任务,一套占地约300m2的主控制室模拟机同时只能供一组操纵员进行训练,对于机组数量较多的厂址,需要配备一定规模的模拟机中心才能满足训练需求。基于以上情况,"华龙一号"的设计过程中提出了一套基于虚拟现实技术的主控制室模拟机方案,使用虚拟现实设备和其他人机接口在最小化的空间内构建主控制室的实际环境,相对于传统模拟机的方案,基于虚拟现实技术的模拟机成本低、灵活性强,在工程设计初期弥补传统模拟机系统的空缺,同时为操纵员训练提供多样化的手段。     

核电厂控制室控制功能切换方案研究

核电厂为运行人员提供了主控制室（MCR）作为电厂集中监控中心,并提供了与MCR实体隔离和电气隔离的远程停堆站（RSS）作为辅助控制室,以在MCR不可用时投入使用,对电厂实施监控,并将电厂带入停堆状态和导出余热。根据核安全法规、导则及标准要求,来自MCR和来自RSS的电厂控制功能须相互闭锁,不能同时执行。本文通过比较分析,研究CPR1000、EPR及AP1000堆型核电厂控制室操作模式切换方案的特点与不足,在详细研究的基础上给出控制室切换功能设计的几个基本原则,供新的核电厂控制室功能切换方案设计时参考,以设计出更为实用、简洁、安全、便利的方案。     

“华龙一号”数字化核电厂建设与研究

"华龙一号"是我国具有自主知识产权的三代核电品牌,代表了我国核电的历史积淀、现实荣耀以及未来基石。数字化建设需要做到承前启后,并作为"华龙一号"核心竞争力,助力"华龙一号"项目的腾飞。已经搭建的数字化设计体系、数字化工程体系在"华龙一号"首堆的设计、建设的过程中发挥了重大作用。面向核电全寿期,本文提出核电厂智慧虚体与智能实体相结合的数字核电概念模型,涵盖数字化设计、敏捷化采购、集约化施工、系统化调试、数字化运维。据此提出"华龙一号"数字化核电厂的概念,总结了"华龙一号"数字化核电厂建设及应用现状。最后提出"华龙一号"数字化核电厂后续研究方向和展望。     

“华龙一号”示范工程DCS系统设计

"华龙一号"示范工程是我国自主研发的三代核电机型,其控制系统采用全数字化仪控系统和先进控制室设计(简称DCS系统设计)。"华龙一号"首堆DCS系统设计符合国内以及国际上最新的法规、导则和标准的要求,吸收了国内多个数字化核电厂的建设和运行经验,并充分借鉴国际先进核电厂DCS系统设计理念。与二代加核电厂相比,"华龙一号"首堆工程DCS系统设计充分吸收了福岛核电厂事故后一系列的技术改进,提高了自动化控制水平,满足事故后30 min不干预的设计原则;提高了仪控设备的鉴定水平,满足0.3g地面最大加速度的抗震要求;提高了对设计扩展工况(包括严重事故工况)的防御能力,在发生严重事故且全厂断电工况下,仍能在72 h内为核电厂的严重事故缓解提供必要的监控手段。     

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。      

台山核电厂人因工程的审评

核电厂的控制室是操纵员对电厂生产过程进行监控的中心,控制室设计的优劣将直接影响核电厂的运行,甚至在某种程度上影响核电厂的安全.人因工程正逐步应用于核电厂的控制室设计.本文介绍了在对台山核电厂(EPR堆型)PSAR审评过程中重点关注的与人因工程有关的几个问题以及解决方法.     

“华龙一号”反应堆及一回路系统设计优化改进

本文对福建漳州核电厂1号、2号机组"华龙一号"反应堆及一回路系统与相关系统设计方案相对于"华龙一号"首堆示范工程实施的优化改进及论证分析进行了说明,其主要内容包括:反应堆堆芯设计优化改进、反应堆结构设计优化改进、一回路系统及其设备优化改进、相关仪控系统优化改进、相关安全系统优化改进等。通过以上优化改进措施,在确保安全性的前提下,使得福建漳州核电厂1号、2号机组反应堆热功率从"华龙一号"首堆示范工程的3050MW提升到3180 MW,机组额定电功率从1161 MW提升至1212 MW。结合本工程其他它设计改进,使得"华龙一号"漳州项目建造比投资降低约3%,进一步提升了"华龙一号""的经济性和竞争力。最后,本文提出后续优化的方向和技术路线,为"华龙一号"持续优化提供参考建议。     

核电厂主给水泵跳泵导致停堆分析与改进

本文针对核电厂调试试验期间,发生主给水泵意外"跳泵"引发反应堆停堆的根本原因进行技术分析,结合国内同行经验给出了有效的改进措施,从设备本体装配尺寸改进、系统设计回路优化两个方面,对如何提高主给水泵运行安全和可靠性进行深入阐述和分析。经过相关试验运行验证,优化改进措施和方案可以提高设备运行可运行性,尤其是保证主给水泵在负荷变化瞬态时的可运行性。并为其他核电厂同类型主给水泵运行调试,提供了一定的工程参考。     

停堆期间主系统冷态超压及未预期温度变化保护操作研究

冷态超压是指核电厂冷停堆期间一回路系统水密实状态下如果发生能量或质量注入,会造成一回路系统压力升高,为保证压力容器的完整性,RHR系统设置了3组安全阀,在压力超过其整定值时开启阀门。同时事故规程要求操纵员采取措施降低一回路系统的压力,稳定正常冷停堆状态。未预期温度变化是指RCS和RHR连接后,RHR系统及其支持系统(WCC系统、WES系统)的故障可能会造成一回路温度的异常变化。当温度变化率超过规定限值时,要求操纵员采取措施稳定一回路的温度。使用RELAP软件建立了停堆模型,对冷态超压事故及未预期温度变化事故后操纵员的主要操作进行了研究计算,提出了这两类事故后的操作指导,并提出了一个停堆工况下推荐运行范围。     

核电厂先进控制室模拟图功能设计研究

基于国家“九五”先进压水堆关键技术课题的研究成果,描述了核电厂模拟图的发展过程。分析了模拟图对减轻操纵员的精神负担与压力;对操纵员的信息搜寻、状态理解、手动操作及正确决策;对核电厂安全与可靠运行会起到积极作用。重点阐述了先进主控制室中使用模拟图的必要性与重要性,大屏幕模拟图的设计原则、设计内容与验证措施。     

核电厂堆腔冷却状态监测研究

为判断严重事故下堆腔的事故进程和堆腔注水策略启动后的执行效果,分析了严重事故条件下不同注水速度下堆腔多项物性参数状态的发展序列,对比研究了传统二代加核电厂、改进型二代加核电厂、华龙一号核电厂的监测手段;通过优化温度测量仪表、液位测量仪表、监测系统的功能设计和计算方法,最终在华龙一号核电厂中设计了完善的监测系统。此监测系统实现了严重事故下反应堆压力容器（RPV）失效前的事故状态监测、堆腔注水策略启动后缓解措施投运情况监测以及RPV破损后熔融物状态监测,有效完成了严重事故条件下堆腔状态监测需求。      

华龙一号核电机组主泵联锁逻辑研究

主泵是核电厂反应堆一回路系统的核心设备,其能否安全稳定运行关系到核电厂的核安全问题。华龙一号作为我国自主研发的第三代核电机组,其对反应堆一回路的安全性有着很高要求。本文针对华龙一号福清核电厂56号机组主泵的联锁控制逻辑,结合以往核电厂运行经验,对该联锁控制逻辑是否满足华龙一号安全性设计需求的问题进行了分析研究。其意义在于消化吸收国外先进设计理念,总结经验,从而尽早实现主泵全面国产化目标。     

改善HTR-PM控制室数字化人因特性的设计对策

数字化仪控技术给核电厂控制室人-机界面带来巨大改善的同时,也给人-机交互过程带来一些新的问题。为了减少数字化对操纵员的不利影响,进一步改善数字化条件下的人因特性,本研究从人-机界面设计者的角度出发、结合高温气冷堆核电站示范工程(HTR-PM)的特点,提出相应对策。在控制室中,除了设置基于计算机屏幕的人-机界面外,还保留位置固定的、不被切换的传统显示,如模拟图、光字牌等,使操纵员在利用屏幕完成基本监视操作任务的同时,也能够随时总览全厂概貌。根据验证平台的初步验证结果,以计算机屏幕为主要人-机界面的控制室,保留位置固定的不间断的专用定位显示,有助于克服锁孔效应、界面管理、无固定位置等数字化对人因的不利影响,更好地支持操纵员。     

数字化核电厂主控制室温湿度控制设计优化

核电厂主控制室温湿度控制系统存在较大的容量滞后和多种外部干扰,为满足主控制室操纵员的人因需求和盘台设备的环境要求,提出了基于串级控制系统的主控制室温湿度控制改进设计方案。为克服PID控制器严重依赖精确数学模型的弊端,提出了基于粒子群优化（PSO ）改进算法实现PID参数智能整定的方法。     

基于人机界面发展的核电站控制室设计

从核电站控制室的发展历程来看,第一代控制室主要是以模拟技术为主,第二代控制室是模拟技术与数字化技术相结合的"混合式"控制室,第三代控制室基于数字化技术,其数字化人机界面可实现第一代和第二代人机界面无法实现的功能。但庞大且集中的信息量可能超出操纵员的信息处理能力,降低操纵员接收信息的效率,从而影响操纵员的效能。本文基于人机界面的技术发展趋势,以岭澳二期核电站控制室及人机界面为实例,结合相关的法规标准,总结了第三代控制室数字化人机界面的特点,分析了所面临的主要问题和优化措施,为后续核电站控制室的人机界面设计提供技术参考。     

华龙一号调试首堆试验研究与设计

介绍了国家核安全局（NNSA）、国际原子能机构（IAEA）和美国核管会（NRC）对核电厂调试首堆试验的相关要求,结合核电厂运行经验反馈和同类型核电机组工程实践确定了华龙一号调试首堆试验的设计原则。同时,通过分析华龙一号核电机组采用的新设计理念和新设计特点,研究并确定了华龙一号调试首堆试验的项目。分析了各首堆试验项目的试验条件、试验内容和验收准则,以便于华龙一号调试首堆试验的开展。      

国内特别报道

正"华龙一号"首堆示范工程堆芯测量系统开工制造"华龙一号"首堆示范工程——福清核电站5号机组堆芯测量系统(RII)制造工作正式启动。该设备是我国首个具有完整自主知识产权的三代核电站堆芯测量系统,是"华龙一号"的又一个IE级关键设备。(摘编自中核集团网2016年1月5日报道)首台高温气冷堆核电站全范围模拟机投入使用2015年12月24日,山东石岛湾高温气冷堆示范电站全范围模拟机正式投入使用,为操纵员培训和取照考试按预定计划实施铺平了道路。(摘编自中国广核网2016年1月8日报道)     

“华龙一号”调试阶段划分及调试项目设计

"华龙一号"是我国自主研发的三代核电机组,其设计应满足最新的核安全法规要求。核安全法规规定应对核电厂调试工作的整个过程进行阶段性划分,其数目和规模取决于安全要求以及技术和管理要求。为保证"华龙一号"调试工作顺利开展,从核电厂安全要求以及技术和管理要求角度出发,通过对国内外最新导则和标准的分析,进而针对"华龙一号"核电技术设计特点作深入研究,并结合在役核电厂调试经验的反馈,设计得出适用于"华龙一号"核电机组的调试阶段划分以及各阶段的主要调试项目。严格按照阶段划分的要求分阶段逐步开展调试试验,并对本阶段的试验结果进行严格的评价和监查后再转入下一阶段的调试工作,可确保"华龙一号"核电机组调试工作安全、高效、有序地开展,从而为机组后续安全稳定地运行提供有力保障。     

华龙一号堆内构件流致振动现场实测测点布置论证

为保证华龙一号堆内构件的结构完整性,在华龙一号首堆(福清核电厂5号机组)热态功能试验期间应对堆内构件的流致振动行为迚行现场实堆测量,幵且需对现场实堆测量中涉及的实测测点布置迚行论证分析。本文将华龙一号堆内构件与M310堆型堆内构件的结构和流场迚行了对比,得出需要布置测点的新结构位置以及相同结构的薄弱位置;通过对华龙一号堆内构件比例模型试验结果的分析,找出流致振动相对薄弱的结构,在实堆上重点布点测量薄弱结构,其余位置在实堆上考虑少量测点迚行验证性测量;对于以上提到的薄弱位置以及考虑到实堆感应器测点失校的可能性,适当地考虑测点的冗余。通过与同类核电厂流致振动测量的比较,结果表明,华龙一号确定的测量结构、测点布置合理,幵且该测点布置斱案已在福清核电厂5号机组实施。     

“华龙一号”土建工程数字化建造技术应用

当今社会,数字化建造技术正以前所未有之势使建设行业发生巨大转型,"华龙一号"是我国自主研发三代先进核电堆型,结构设计复杂,建设体量庞大。福建福清核电站5号机组为"华龙一号"全球首堆工程,建造过程中,为了保证施工质量和工期,采用了一系列先进的数字化建造管理理念和技术手段,进行有效的管理。通过对ENPower多项目信息管理系统、BIM技术、在线考试系统,数据加密保护系统、自动化加工设备、人脸识别、远程监控技术、现场人员定位系统、塔吊防碰撞技术等数字化建造技术的研究和应用,解决了施工过程中一系列关键技术难题,为项目的建造提供了保障,有效的保证了施工质量和工期,提高了项目管理能力,将核电建造带入一个数字化、智能化建造时代,其意义之深远不可估量。