CENTER工程反应堆保护系统定期试验方案设计

CENTER工程反应堆保护系统采用了中国核动力研究设计院自主研发的"龙鳞"平台。根据GB/T5204和IEEE 338的设计要求,本文基于定期试验的设计准则,采用分段试验和相互交迭的设计思路,同时结合平台自身的特点对CENTER工程反应堆保护系统的定期试验总体方案进行了介绍,重点描述了输入通道试验(T1试验)、系统逻辑功能试验(T2试验)、输出通道及相关驱动器试验(T3试验)和响应时间试验的试验方案及其工作原理,可作为其他工程定期试验方案设计的参考。     

反应堆保护系统T3闭锁试验数字——模拟方案设计

在分析核电厂T3闭锁试验需求的基础上,分别提出了基于数字技术和模拟技术的T3闭锁试验设计方案,通过对两种方案的性能进行分析比较,归纳出其各自的优缺点。文中所提出的设计方案基于不同的设计平台能够很好地检测系统的潜在故障,保证反应堆保护系统执行确定的安全功能并满足系统可靠性目标。     

基于和睦系统的ACPR1000反应堆保护系统定期试验方案设计

和睦系统(Firm Sys)是具有完全自主知识产权的核电厂安全级数字化仪控系统。采用先进百万千瓦级压水堆(ACPR1000)的阳江核电站5、6号机组首次使用了基于Firm Sys平台的反应堆保护系统。按照标准法规要求,需对反应堆保护系统进行定期试验。定期试验设计需覆盖整个系统,与Firm Sys平台的自诊断设计以及保护系统结构关系密切,并需考虑定期试验过程不会对系统安全功能产生影响。本文提出了一套完整的定期试验解决方案,该方案满足法规标准的要求,与中国改进型三环路压水堆(CPR1000)项目相比,简化了反应堆保护系统的设计,优化了试验人员的操作过程,并对在运反应堆保护系统的定期试验方案进行了改进。     

核电厂反应堆保护系统故障检测设计

反应堆保护系统是核电厂仪控系统的核心部分。为探测保护系统设备的故障,验证系统的可用性,确保核电厂的安全,需对保护系统进行定期故障检测。本文介绍了基于Tricon V10可编程逻辑控制器(PLC)系统的海南昌江核电厂反应堆保护系统故障检测设计以及故障检测的范围与功能,并对其特点进行了分析。     

基于MELTAC平台的反应堆保护系统T2试验方案分析

红沿河核电厂为CPR1000首次采用MELTAC仪表控制平台实现的数字化反应堆保护系统,T2处理通道试验作为反应堆保护系统(RPS)定期试验的重要组成部分,其是否必要以及如何开展一直存在较大的争议。本文概括介绍了各方达成一致的基于MELTAC平台实现的RPS系统T2试验最终方案,进而根据IEC60671-2007详细论证了RPS系统T2试验方案的正确性。     

TMSR-SF1保护系统T3定期试验方案设计与探讨

基于钍基熔盐固态试验堆(TMSR-SF1)保护系统的特点,结合法规要求、试验需求,分析TMSR-SF1保护系统定期试验的原理和范围。概括介绍TMSR-SF1保护系统T3定期试验平台,重点介绍T3定期试验的方案,进而根据相关法规要求,详细论证保护系统T3定期试验方案的可行性和正确性。     

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.     

福清核电站反应堆保护系统T2试验方案的优化

福清核电站反应堆保护系统T2试验在前期设计中存在着自动化程度低、试验操作复杂、人因风险高等诸多问题,在对T2试验设计方案分析后,作者提出了T2试验优化方案。经设计院、厂家、业主等各方进行多轮沟通和评估,借鉴文章提出的优化方案确定了T2试验的最终方案。     

数字化对核电厂定期试验的影响分析及试验方法探讨

定期试验是确保核电厂安全功能的重要手段。本文简要介绍核电厂定期试验的目的和范围;通过数字化对核电厂定期试验的影响分析,着重论述其中重要和主要的变化,并提出数字化核电厂定期试验的原则和方案的建议。     

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。     

反应堆保护系统保护逻辑通道试验装置设计

保护逻辑通道试验装置用于秦山核电二期扩建工程反应堆保护系统中保护逻辑的定期试验。本文介绍了该装置的试验原理、设备组成、工作方式、技术特性等内容。     

大亚湾核电站反应堆保护系统可靠性分析

以故障模式影响分析（FMEA）和FTA可靠性分析方法为基础，依据大亚湾核电站PRA事件树分析的结果，确定了反应堆保护系统（RPR）故障树的顶事件和成功准则，建立了以紧稳停堆失效和专设安全设施驱动失效为顶事件的故障，利用RISK－SPECTRUM程序，对所建的故障树进行定量分析与计算，得到系统故障的失效概率和最小割集，从而为大亚湾核电站可视化风险分析软件提供数据支持。     

可剥离膜技术在红沿河核电站放射性污染防护中的探索

为探索新型放射性污染防护工艺,寻找更加高效、环保、实用的放射性污染防护方法,红沿河核电站在AC放射性热机修厂房控制区内所属构筑物墙面、地面及设备覆面作为试验对象,采用英国Spraylat International Limited公司生产的Protectapeel E106可剥离膜保护涂料作为模拟试验涂料,选用岩田株式会社生产的W-71-3S小型空气喷枪作为模拟试验喷涂喷枪,采用人工调压喷枪喷涂的方法开展了可剥离膜放射性污染防护试验。试验结果表明,Protectapeel E106可剥离膜保护涂料作为红沿河核电站AC厂房放射性控制区内所属构筑物墙面、地面及设备覆面的放射性污染防护介质,能够起到较好的放射性污染防护作用。     

秦山核电二期工程反应堆及反应堆冷却剂系统设计

秦山核电二期工程电功率为2×600MW,反应堆为压水堆,两环路结构,A模式运行;堆芯平均线功率密度为161W/cm;换料方式采用年换料四分之一.反应堆冷却剂系统采用对称布置,以反应堆容器为中心,两条环路两边对称;主冷却剂系统额定流量为每条环路各24290m3/h.中国核动力研究设计院(NPIC)承担了反应堆及反应堆冷却剂系统及相关的控制、保护、仪控系统的设计与技术服务任务,并承担有关的设计验证工作.工程实行院长领导下的项目负责制,建立分工明确的组织管理机构.以中国的核安全法规、工程合同和业主要求为基础,制定质量保证大纲和设计文件清单.设计中主要采用法国RCC系列规范,系统中重要的设计结果都经过了试验的验证.各种实测值与设计分析计算值的比较表明,秦山核电二期工程反应堆及反应堆冷却剂系统设计的理论计算值与实堆的实测值符合良好.试验结果表明设备性能完善,能够满足核电站正常和事故工况下的运行要求.     

秦山核电二期工程反应堆冷却剂系统设计

介绍了秦山核电二期工程反应堆冷却剂系统和设备的主要设计参数、设备设计制造标准及材料的选择,系统的各种标准运行方式,还对系统的主要设备和管道的布置、管道支吊架的选择和设置进行了说明.     

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.     

AP1000核电厂反应堆冷却剂系统布置设计

AP1000核电厂反应堆冷却剂系统布置设计,在满足系统功能的前提下,充分考虑了屏蔽防护、核级部件在役检查、模块化设计、内部灾害防护等方面的要求。反应堆冷却剂系统主设备及主回路采用了紧凑型的布置方式,改善了环路配置的经济性,波动管布置在考虑足够柔性的基础上采用了大倾斜角连续上坡的方式,降低了波动管在运行过程中出现热分层的可能性,稳压器安全阀及ADS第1、2、3级集中布置在稳压器顶部,组合成一体化的模块Q601,改善了反应堆冷却剂系统布置结构。