反应堆保护系统在线检验

本文阐述了反应堆保护系统在线检验的必要性,分析了保护系统的故障模式.提出能对保护系统各种类型故障进行检测的简单的在线检验方法.     

反应堆安全保护系统综合逻辑电路可靠性比较

一、引言反应堆安全保护系统是确保反应堆安全运行的重要系统,一般由反应堆保护参数测量通道、通道综合逻辑单元和停堆继电器(或断路器)接点综合逻辑单元组成.合理设计反应堆保护系统的通道综合逻辑和停堆继电器接点综合逻辑对提高核电站运行的安全性和经济性有重大的现实意义.本文从可靠性角度对三种类型的反应堆保护进行分析比较,可供反应堆安全保护系统设计参考.为了简化定量计算工作量,作下列假定:     

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。     

核电站数字化反应堆保护系统研究

为提高我国核电站仪表与控制系统的整体技术水平,为实现我国新一代核电站的自主设计和建造打下基础,"九五"期间,中国核动力研究设计院采用成熟的计算机技术、遵照有关标准的要求完成了数字化反应堆保护系统的系统设计并研制出了原理样机.     

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.     

反应堆保护系统信息安全分析

针对国内核电厂反应堆保护系统(RPS)DCS平台研发和工程实施过程中的信息安全进行了研究,采用信息安全分级方案、区位模型,以及攻击树建模方法,对RPS进行级别和区位设定,并建立RPS攻击树模型,分析可能的攻击途径。提出了系统化的信息安全分析方法和信息安全措施,可供核电厂RPS系统平台研发、工程实施和运行维护等项目参考。     

反应堆保护系统结构与可靠性的关系

从反应堆保护系统的设计准则出发,定性分析提高系统可靠性的措施,并以目前国内核电厂中广泛使用的2种反应堆紧急停堆系统的逻辑处理部分作为分析对象,采用故障树的分析方法计算其可靠性,得到了定量化的计算结果,为后续反应堆保护系统的结构设计提供参考.     

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分析辅助软件

针对某核电厂某型数字化仪表控制系统(DCS)的反应堆保护系统(RPS),分析其RPS功能和结构,提出图形化自动建模的需求。根据需求设计开发专用的可靠性分析辅助软件,能实现对RPS安全功能可靠性分析过程的图形化组态,可创建、修改和保存组态图,并具有组态方案自动分析、故障树信息自动生成和导出等功能。     

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.     

反应堆安全注射系统的GO法可靠性分析

应用GO法分析了反应堆安全注射系统的典型过程,推导了系统操作过程中各阶段的动态故障概率公式,给出了实际算例.结果表明,GO法可以直观地反映出系统运作过程中故障概率的变化趋势;对于具有物流、多状态和时序性的复杂系统,GO法是一种比较有效的可靠性分析方法.     

秦山核电厂反应堆保护系统及其相关设备数字化改造规划和实施策略

秦山核电厂采用数字化技术改造了基于模拟技术的反应堆保护系统。与此同时,采用同一数字化安全仪控平台对堆外核测系统进行了改造。文章结合该厂原有系统的历史和现状,在广泛了解目前国际上数字化安全仪控平台的发展状况、国外核电厂在该领域的应用现状的基础上制定适合秦山核电厂工程实际的改造规划和"以我为主,中外合作,充分利用国内技术力量"的实施策略。分析了影响和制约在役核电厂反应堆保护系统及其相关设备改造的主要因素,并对可实施性作总体评估,以了解改造过程中所面临的问题和困难,预先准备相应对策,确保技术改造目标的实现。     

秦山核电厂反应堆冷却剂流量测定

本文介绍秦山核电厂反应堆冷却剂流量的三种测量方法及其结果。结果表明:其两条环路反应堆冷却剂流量均大于热工设计值16100m~3/h,并分别达此设计值的109.6％和109.0％;三种方法测定结果相对偏差≤4％;主泵输入电功率法测定结果是可信的。     

秦山一期反应堆的中子计数率监测

应用高效涂硼计数管,结合改变次级中子源在堆芯的位置,解决了由于堆内中子源衰减过多而导致堆外源量程对中子计数率的监测出现盲区的问题,并以秦山核电厂第五循环装料的实际情况为实例作了阐述。     

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。     

核电厂反应堆保护多样性驱动系统功能仿真与验证研究

本文研究了CPR1000核电厂反应堆保护系统的总体结构,对其纵深防御功能进行了分析。在此基础上介绍了软件共因故障及 AP1000核电厂的应对技术———多样性驱动系统（DAS ）。并对基于CPR1000核电厂的DAS基本功能需求和仿真模拟的实现方法进行了研究。以安全壳内主给水系统管道破裂事故瞬态为例,对发生反应堆保护系统共因实效情况下DAS功能的验证、分析过程进行了阐述,证实其功能设置能有效将机组带入安全状态,缓解事故后果。     

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.     

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。