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。     

红沿河核电厂反应堆保护系统定期试验方案设计

红沿河核电厂反应堆保护系统采用三菱的MELTAC安全级数字化仪控平台。在简介红沿河核电厂反应堆保护系统定期试验范围和原理的基础上,详细描述核电厂反应堆保护系统定期试验中的测量仪表通道试验、保护逻辑试验和输出信号及相关驱动器试验的设计方案,并对其特点进行分析。结果表明,红沿河核电厂反应堆保护系统定期试验实施方案充分利用了自动试验装置所带来的优势,扩大检测范围,在有效性、灵活性及便利性方面均有显著提高。     

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。     

基于NicSys~?8000 N的反应堆保护系统定期试验方案设计

针对核电厂反应堆保护系统定期试验的设计方案通用性差、使用维护限制条件多、开发投入成本高等缺点,本文通过研究基于具有完全自主知识产权的安全级数字化仪控平台——NicSys~?8000 N的反应堆保护系统定期试验方案,依据标准法规的要求,提出一种新的试验方案,该方案的试验装置在硬件方面使用统一的标准接口,使用时可方便进行拆卸和安装;在软件方面其软件架构执行效率高、可将多个试验进行优化整合,同时,人机界面更加友好。该设计方案通过整合"测量通道试验"和"处理单元试验"方法,并在"测量通道试验"中增加了对单个保护变量进行校准的功能,可有效解决核电厂反应堆保护系统定期试验装置复杂、维护难度大的缺点,而且可提高运行维护人员试验执行的效率,缩短定期试验窗口时间。     

CENTER燃料组件堆内辐照考验燃耗计算研究

为验证中国工程试验堆（CENTER）燃料组件设计,在燃料组件正式定型前需开展组件辐照考验,CENTER燃料组件在高通量工程试验堆（HFETR）内采用随堆辐照方式进行辐照考验。根据CENTER燃料组件特点,开展了HFETR辐照考验CENTER燃料组件燃耗计算方法研究,确定了CENTER燃料组件辐照考验堆芯物理计算采用镶嵌耦合方法。结果表明,燃料组件平均燃耗计算值与测量值偏差为3.25%,满足辐照考验要求。      

岭澳核电站反应堆保护系统T2试验装置改进研究

在分析反应堆保护系统T2试验原理的基础上,结合T2试验的技术要求,采用可靠的可编程逻辑控制器(PLC)与友好的人-机交互界面,研制出新的试验装置。实际应用表明,新研制的试验装置功能完善,操作简便,质量可靠,彻底解决了岭澳核电站在反应堆保护系统定期试验装置运行、维修、技术支持等方面的难题,提高了系统的安全性和可靠性。     

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。     

CPR1000核电厂SEC系统改进项的T3试验方案分析与应用

结合某核电厂重要厂用水（S EC ）系统设计改进的工程应用情况,从工艺系统的角度,介绍了系统T3定期试验的定义、分类、试验内容和试验方案,对CPR1000核电厂SEC系统设计改进和系统 T3定期试验方案的制定有指导意义。     

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.     

基于FPGA的反应堆保护系统可靠性建模与分析

为建立基于现场可编程门阵列（FPGA）的反应堆保护系统的可靠性模型,以对系统安全提供有效的分析与验证手段。本研究采用故障树、随机Petri网模型,对CANDU堆1号停堆系统（SDS1）单通道进行可靠性建模与分析。对故障树模型分析得到最小割集,以顶事件发生概率作为系统故障概率,在考虑故障检测、维修与定期试验情况下对随机Petri网模型进行仿真得到系统的拒动概率。研究结果表明,故障树和状态空间方法存在一定局限性,随机Petri网能够反映故障检测与定期试验对反应堆保护系统的影响,可以动态地反映系统可靠性,并且避免了状态空间爆炸问题。因此,本研究建立的随机Petri网模型适用于反应堆保护系统的可靠性建模。      

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。      

核电厂安全级高可靠主控制器设计技术研究

从安全级数字化仪控系统（DCS）平台主控制器的功能特点、设备特点以及应用特点出发，结合相关法律法规及标准要求，对高可靠主控制器设计的诊断、冗余、通信、嵌入式软件开发等关键技术进行了研究，并将其应用于中国核工业集团有限公司安全级DCS平台——龙鳞系统（NASPIC）的主控模块设计中，同时搭建了华龙一号模拟件，并以停堆、专设、定期试验等典型样例对模拟件进行了功能测试和性能测试，这些测试和核安全局鉴定试验的结果表明，诊断覆盖率达到98%，超出标准要求；实测通信误码率小于10-11，达到甚至超过其他主流厂家安全级DCS产品指标；热备冗余架构、嵌入式软件均满足1E级设备要求，实现了主控制器的高可靠性。      

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。     

HTR-10氦循环风机远距离控制系统的设计

简要描述了清华大学10MW高温气冷实验堆的氦循环风机远距离控制系统的设计与调试概况 ,该系统的设计,基于反应堆主控制室的全数字化仪控系统以HS2000系统为组态平台和运行控制平台,全部操作实现了软操化。     

基于FPGA的核安全级仪控系统设计与验证

为解决基于微处理器技术的核电厂安全级数字化仪控系统（DCS）中软件共因故障（CCF）的问题,通过多样性手段避免当未能紧急停堆的预计瞬态（ATWS）发生或反应堆保护系统（RPS）因CCF导致丧失安全功能的风险,本文设计了一种基于现场可编程逻辑门阵列（FPGA）技术的核安全级DCS系统平台,并以核电厂中RPS为实例测试验证平台的功能性能。结果表明:基于FPGA的核安全级DCS系统平台在可用性、适用性和可靠性等方面都满足核电厂安全级数字化仪控系统的要求。      

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。     

同步辐射光束线前端真空快保护系统

介绍了在EPICS软件环境下实现的光束线前端真空快保护系统,讨论了真空快泄漏的检测原理,详细分析了系统结构、VF-2型真空快保护控制器的工作原理及工作过程,实验结果表明该系统能完全满足SSRF工程需要。     

浮动核电站设计中的安全准则研究

浮动核电站作为船海工程与核电工程的结合,属于核能工程的新领域,国内尚缺少相应的安全设计准则。结合海洋核动力平台示范工程实际设计需求,基于对陆上压水堆核电厂、海上移动式平台、核动力舰船规范的分析,从浮动核电站总体设计、平台设计以及核安全3个层面分别提出了相应的安全设计准则。研究表明,浮动核电站的安全设计应围绕3项基本安全功能进行;平台设计应考虑布置、结构、辅助系统、电力、通信、消防6个因素;核安全设计应充分考虑其孤岛运行和海洋应用场景对核动力装置系统设备设计、运行的制约影响。      

秦山核电厂二期扩建工程反应堆保护系统设计中核安全原则的应用

秦山核电厂二期扩建工程(3~#、4~#机组)反应堆保护系统的设计是在秦山核电厂二期工程(1~#、2~#机组)反应堆保护系统设计的基础上经过改进而成的.本文通过对一个经过论证且已实施的改进项和一个由业主提出但没有被采纳的改进项的分析,阐明了保护系统设计中核安全原则的应用:让反应堆更加安全,使电站在发生事故后能够将反应堆转入并保持在安全状态.如果对反应堆保护系统设计的修改能够在不影响核电站安全性的同时提高电站的经济性,那就是可行的.否则,无论其能带来多么可观的经济利益,都不宜采用.     

海洋核动力平台辐射环境监测技术要求研究北大核心CSCD

目前我国正在推进海洋核动力平台的建设,但是在其流出物监测和辐射环境监测方面尚无技术规范,为未来海洋核动力平台的辐射环境监督管理带来挑战。本文基于海洋核动力平台建设和运行的特点,参考我国现有相关法规标准要求,探讨海洋核动力平台流出物监测和辐射环境监测技术设计的基本思路,同时也为今后海洋核动力平台辐射环境监督管理提供借鉴。