核电厂辐射监测系统总体结构优化过程及改进方案

核电厂辐射监测系统用于对电厂工艺、流出物及工作场所的辐射监测,确保电厂的安全运行及保护工作人员和周围群众的健康。计算机技术的快速发展,为电厂辐射监测系统实现全数字化创造了条件。从岭澳核电一期、岭澳核电二期到宁德核电,电厂辐射监测系统总体结构发生了巨大的变化。本文针对核电厂辐射监测系统在优化过程中遇到的技术问题及改进方案进行分析讨论。     

近五年核电厂人因相关运行事件统计分析与建议

我国核电自20世纪80年代起步以来,在核电建设和运行方面都取得了长足的进步,如平均到机组的核电厂执照运行事件数量大幅下降,WANO指标（世界核电运行者协会运行安全指标）处于国际前列。但核安全是核电的生命线,更高的安全业绩是永远的追求目标。我国核电的运行情况也表明,目前人因事件在核电厂事件中仍占有较大比例。作者依托国家核安全局核电厂人因工作组近年来的工作成果,对我国核电厂近五年发生的人因相关事件进行了统计分析,得出我国核电厂人因事件的总体现状,发现了人因管理存在的问题,为进一步加强我国核电厂人因监管提出了建议。     

加强核电厂建造安全管理

介绍了福岛核事故对核安全的警示,分析了我国核电发展当前的主要问题、在建核电厂存在的问题,以及如何加强在建核电厂监督管理。指出了核电发展必须高度重视安全,核电建设要严格贯彻"安全第一,质量第一"的方针。     

我国核电厂安全级电气设备鉴定标准体系简析

HAF 102《核电厂安全设计要求》规定了核电厂安全重要仪控系统、设备(包括计算机软件)必须经过鉴定,这就使得设备鉴定标准化对我国核电自主化建设具有特殊意义。在对国外先进的核电厂安全级电气设备鉴定体系进行分析的基础上,介绍了我国核电厂安全级电气设备鉴定标准的编制策略和体系结构及层次。     

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.     

SPAR-H方法在数字化核电厂人因可靠性分析中的应用研究

标准化核电厂人因风险分析（SPAR-H）方法在数字化核电厂的适用性尚未得到充分研究。本研究通过对核电厂数字化后操纵员行为特征的研究和SPAR-H方法在岭东核电厂中的具体应用,分析得出SPAR-H方法应用于数字化核电厂时存在分析结果过度保守、认知过程不够完整、部分行为形成因子（PSF）过于敏感等不足,并针对以上不足对SPAR-H方法提出明确PSF水平的判断标准、完善SPAR-H方法的认知模型、建立人因数据库等改进建议,从而使SPAR-H方法更适用于数字化核电厂的人因可靠性分析。      

IAEA与我国核电厂设计安全规定分析及比对研究

在国家"一带一路"战略下,中国核电产业作为国家名片出口海外受到了极大关注。中国核电"走出去"重要的一步是核安全相关法规标准与国际法规标准的接轨。国际原子能机构(IAEA)发布的核安全要求SSR-2/1(Rev.1)《核电厂安全:设计》是国际权威的、先进的核电厂设计安全要求文件。我国国家核安全局修编发布了核安全要求HAF 102—2016《核动力厂设计安全规定》。文章通过对SSR-2/1(Rev.1)与HAF 102—2016的研究分析与对比,阐述IAEA与我国核电厂设计的安全要求,并论述HAF 102—2016与SSR-2/1(Rev.1)的差异性。     

核电厂电磁兼容挑战及应对策略

分析了核电厂的电磁环境,比较了主要核电国家有关核电厂安全重要仪表和控制(I&C)系统的电磁兼容(EMC)要求及评价方法,指出了中国现行电磁兼容技术标准的不足,介绍了针对大亚湾核电厂现有反应堆安全保护系统的电磁兼容性试验,针对核电厂安全重要电气设备电磁兼容技术标准的建立与实施提出了建议.     

“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。     

核电厂数字化I&C系统关键技术研究现状及发展策略

国外的核电厂数字化仪表与控制(I&C)系统已经取得显著成绩,我国尚处在起步阶段.中国核动力研究设计院采用国内外成熟的工业控制技术和设备研究开发出数字化反应堆保护系统样机、数字化反应堆控制系统样机、先进控制室研究开发平台、高精度实时核蒸汽供应系统仿真机及相关的17个计算机软件,获得了进一步研究开发的经验,具备了中外合作研制核电厂数字化I&C系统的条件,也为在新-代压水堆核电厂实现数字化I&C系统国产化奠定了坚实基础.     

核电厂多样化保护系统设计

基于福清核电厂仪表控制系统纵深防御和多样性的现状,阐述了设计多样化保护系统(DAS)的设计流程、设计准则、系统结构和设计要点。福清核电厂1、2号机组事故分析的结果表明,通过设置DAS,缓解了数字化安全级仪表控制系统发生软件共因故障(SWCCF)的后果,提高了核电厂的安全性,是一个应对数字化安全级仪表控制系统发生SWCCF的行之有效的解决方案。     

STAMP模型及其在核电厂DCS安全分析中的应用展望

数字化控制是核电发展的必然趋势,核电厂数字化控制系统（Digital Control System,DCS）的应用在提高核电厂系统控制能力的同时也增加了系统的复杂性,以事件链模型为基础的传统安全分析技术面临挑战。为提高核电厂DCS的安全性能,需要关注安全工程领域的新研究成果,将其引入到核电安全领域并加以研究。本文介绍一种新的基于系统理论的事故模型和过程（Systems-Theoretic Accident Modeling and Processes,STAMP）安全模型,对比分析了其与传统安全模型的优缺点,说明了基于STAMP的风险分析（STAMP-Based Hazard Analysis, STPA）技术的基本步骤,并根据STAMP在国内外的应用情况,对STAMP在我国核电领域的发展前景进行了展望。     

基于FPGA的核电厂安全级仪控系统验证与确认

现场可编程门阵列(FPGA)设备因具有行为确定、结构简单、时间响应快、易于取得监管和取证等优点,越来越广泛应用于核安全系统,特别是新一代核电厂安全级仪控系统。FPGA安全级仪控产品可以克服核电仪控系统设备老化问题,是目前核电厂仪控系统进行技术改造的首选方案,满足三代核电高安全性与高可靠性的要求。同时,随着我国核电建设事业的快速发展及三代AP1000技术的引进,被誉为核电厂"神经系统"的数字化控制系统(DCS)的自主化越来越受到人们的关注。但是,核电业主和国家核安全管理当局都要求对FPGA安全级DCS系统进行严格的验证与确认(VV),以保证FPGA安全级DCS产品的高质量和高可靠性。论文探讨了基于FPGA技术的安全级DCS系统研发过程VV生命周期模型、VV标准体系、VV活动和方法,讨论了FPGA技术安全级DCS产品VV可能采用的仿真和测试技术,并提出了FPGA开发工具鉴定的方法。     

核电厂PSA数据库平台的创建与应用

本文叙述了我国概率安全分析数据库创建的工作过程,对国家核安全局发布的《中国核电厂设备可靠性数据报告(2015版)》的内容进行了详细说明,并与国外通用数据库进行了对比分析。最后,总结了概率安全分析数据库平台的应用情况和概率安全分析数据库的下一步工作内容。通过创建概率安全分析数据库,采集整理核电设备的可靠性数据,并在进一步研究的基础上,建立健全了核电行业的可靠性标准体系,为我国核电行业在保证安全性、可靠性基础上的高速发展提供了重要支持。     

核电厂走错间隔类人因事件的分析及预防

随着我国核电事业的发展,越来越多的核电机组投入商业运行。在核电机组运行维护过程中,易发生人员走错间隔误动作设备等人因事件,影响核电厂的安全稳定运行和绩效考核指标。为了减少核电厂走错间隔类人因事件的发生,本文结合真实案例分析了三种典型走错间隔类人因事件,归纳了走错间隔类人因事件发生的原因,提出增加技术防范屏障、使用防人因失误工具、实操培训、管理屏障、经验反馈五种实践可行的预防措施,可有效避免走错间隔类人因事件的发生,对核电厂防走错间隔工作有借鉴意义。     

台山核电厂核岛厂房土建安全设计技术

介绍台山核电厂核岛厂房土建安全设计特点,阐述参考欧洲第三代核电技术(EPR)的核岛厂房在保障核安全,实现核电厂反应性控制、核燃料冷却和放射性物质包容3大基本安全功能上的作用,增强社会大众对CEPR核电厂多层安全防御体系的认识。     

岭澳二期核电厂SOP程序验证

岭澳二期核电厂采用了先进的状态导向法事故处理程序(SOP程序),该程序采用循环式结构,能够处理复杂工况。主要介绍岭澳二期核电厂SOP程序验证活动的实施方法、内容以及结论。     

核电厂数字化SOP对人因失误的影响

主控室中数字化状态导向规程SOP(State-oriented Procedure)的应用使操纵员执行事故处理的逻辑和信息显示方式都发生了重大变化。本文介绍了SOP规程的原理,描述了数字化主控室中操纵员执行SOP处理电厂事故的流程。以核电厂主控室现场调研、行为观察、模拟机实验和操纵员访谈为依据,发现数字化SOP在操作控制、信息显示、班组合作等方面带来了大量可能导致人因失误的因素,以及可能出现的新的人误模式,可期为SOP规程的优化提供支持。     

核电厂HRA定性分析

人因可靠性分析(HRA)是核电厂概率安全评价(PSA)的重要组成部分,定性分析是HRA的基础和出发点。本文介绍了核电厂HRA定性分析的目的、原则、方法和程序,并以压水堆核电厂SGTR为具体实例进行说明。     

使用FCI-CMFD软件分析岭澳二期核电厂直接安全壳加热事故

采用分析熔融物与冷却剂反应(FCI)的三维多相流数值计算软件MC3D,建立岭澳二期核电厂模型,对严重事故下可能发生的直接安全壳加热(DCH)现象进行了模拟和分析。为准确预测事故现象,本文结合全厂断电事故后期参数与岭澳二期核电厂核岛几何模型,模拟事故过程。计算得出了事故下安全壳内气体温度场、熔滴体积份额场、速度场及压力随时间的变化。结果表明：直接安全壳加热事故会在短时间内引起安全壳内压力和局部温度的迅速上升。