从安全审评角度看核电站数字化仪控设计

从核安全审评的角度对核电站数字化仪表和控制(仪控)设计进行了综合考虑和研究。在结合美国核管会审评要求以及国内核电厂审评实践的基础上,总结出数字化引进核电站仪表和控制系统应首先考虑多样性和纵深防御;其次才是结合数字化特征进行各个系统功能的设计;同时,也要考虑仪表和控制系统的性能设计要求、全系统的安全要求以及监视反应堆状态的最终手段。只有通过多样化系统的设计,才能在满足多样性和纵深防御的要求基础上,使核电站仪控设计的安全水平不会由于数字化的引入而导致安全水平的降低。

可用于远程辐射探测系统的数据采集与监控平台的开发

针对目前企业、工厂的分布式布局以及远程监控的需要,同时基于产权的纠纷考虑,开发了充分利用现有可用的设备和技术,现场采用80x86硬件,软件系统MSDOS,应用软件自行开发,远程采用windows平台商用微机,利用oracle数据库读取配置,通过电话灵活监控远程现场的数据采集监控系统。该系统通过少许修改即可应用于多种场合,如机场监控、调度监控等。

核安全级设备的热寿命鉴定研究

当前法律和法规规定,对核电厂安全系统使用的核安全级电气设备必须进行鉴定。尤其安全壳内的设备均要求进行寿命鉴定,电气设备主要考虑电气绝缘材料的热寿命。论文给出了一种简洁、客观,工程可行的评估方法。

核电厂安全系统软件设计及编码研究

当前法律和法规规定,对核电厂安全系统使用的核安全级数字设备必须对其硬件和软件进行鉴定。软件设计和编码是软件通过鉴定关键的一环。核安全级软件必须具备可确定性的特征,其设计和编码必须体现这一特征。对于核安全级软件设计和编码如何满足核安全要求的研究,是软件厂商和监管当局面临的问题之一。

核安全级软件验证与确认独立性探讨

当前法律和法规规定,对核电厂安全系统使用的核安全级数字设备必须进行鉴定。软件验证与确认是核安全级软件通过鉴定的关键环节,软件验证与确认必须具备独立性的特征。对于核安全级软件验证与确认如何满足当前核安全监管要求的研究,是软件厂商和监管当局共同关注的主要问题之一。核安全级软件验证与确认独立性要求的明确,有利于开发成本的控制和监管的规范化,从管理方面为保证核安全级数字设备安全水平打好基础。

从IEEE1012的版本演变探析核电仪控软件验证与确认

标准IEEE1012在各行业的软件验证与确认工作得到广泛应用。该标准自1986年开始至今经历了4个版本的演变,最新版于2012年发布。论文对比和分析了各版本内容的演变,并结合核电仪控系统软件的特点,梳理了核电仪控软件验证与确认工作的关键思想与新的发展重点。

FPGA技术在核安全级仪控系统中的应用探讨

FPGA技术因其具有集成度高等特点而得到了快速广泛的应用。在核电站仪控系统数字化升级改造过程中,FPGA技术可否应用、如何应用已成为一项紧迫研究的重要课题。分析了FPGA的技术特点及其应用于核电站仪控系统中面临的挑战,提出了在使用标准、开发过程、设计技术和工具选用等方面可能的应对措施。最后,对FPGA在国内的后续应用进行了探讨。

核级保护系统中FPGA实现方案的若干问题探讨

由于FPGA在高可靠性、高速度、简化设计、降低设备复杂性和过时问题等方面的优势,将其应用于核电站保护系统中的趋势逐渐明显。分析了FPGA技术应用于核级保护系统中的若干问题,包括设计原则、工艺类型选择、开发语言、开发过程、工具选择、商品级软件使用、验证与确认等。

核电厂1E级电缆一致性判别方法的研究

本文提出了红外线光谱分析、热失重法、差示扫描量热法等方法来判别1E级电缆所用材料与鉴定时所用材料是否一致。文中对不同原材料制成的电缆进行了红外线光谱分析曲线测试,以验证该方法的有效性。本文对1E级电缆监管提出了创新性的建议。

核电厂应急指挥中心计算机信息系统方案

核电厂应急指挥中心计算机信息系统是核电厂在应急情况下的统一指挥系统。该系统具有应急报警、应急指挥、应急演习、与地区应急指挥中心和国家核安全局通信等功能。介绍了核电厂应急指挥中心计算机信息系统方案,包括系统的设计原则、结构、软件设计和主要功能描述等。

数字化反应堆保护系统自监督设计

数字化反应堆保护系统运行期间需要通过各种监督测试确认其可用性和安全性,自监督是一种重要的监督测试类型,从功能安全角度分析自监督也有其必要性。依据相关标准的安全原则要求,提出了一种数字化反应堆保护系统的自监督设计方案,包括自监督的对象、实现方法、发现异常的处理、结果信息显示等方面的内容,为相关产品设计提供了参考。

核电厂安全级仪控设备的商品级软件鉴定初论

对于结构简单、功能单一的安全级数字化仪控设备中所包含的商品级软件,特别是已经完成设计开发的软件,要求软件设计方按照相关标准实施软件的设计开发过程以及验证与确认过程是不现实的。论述了安全级数字化仪控设备中所包含的商品级软件的鉴定方法,重点介绍了IEC标准和EPRI报告中相关的鉴定方法。通过对商品级软件进行安全评价,并完成相关鉴定工作,以补充证明软件在规定条件下执行其预定的安全功能是可行的。这有利于我国的数字化仪控设备厂商开展软件的鉴定工作。

进口民用核安全设备安全检验工作中的设备审查

在进口核安全设备的安全检验中,对这些设备进行审查可以避免有缺陷的或不能证明其满足相关标准的设备用于我国核电厂,从而保障核电厂的安全运行。本文介绍了安检工作的目的、流程、内容和审查范围,重点介绍了对安检工作中设备文件的审查依据,提出了安检工作中设备文件的审查要点。

核电厂数据通信系统的安全审评

介绍了核电厂数据通信系统安全审评的目的和主要依据,简要论述了核安全审评中需要关注的重点问题,分析了可能影响到它所支持的系统执行所要求的安全功能的一些因素。

核电厂安全级(1E)电缆鉴定审查过程中相关问题的探讨

核电厂1E级电缆作为核电厂安全系统在正常工况下和设计基准事件期间及随后的规定时间内执行安全功能所必需的重要设备,必须按照相关的标准制定鉴定大纲和程序,并进行质量鉴定,对1E级电缆的鉴定过程和鉴定文件进行审查是核安全设备审查的重要内容之一。对1E级电缆鉴定样本选择、电缆材料热寿命评定和加速热老化试验条件等三个问题进行了讨论,结合国内外1E级电缆鉴定实践结果,提出了审查者对这三个问题的一些看法和见解。

核安全级数字化仪控系统软件相关标准研究

针对核电厂安全级数字化仪控系统的特点,对其软件相关的标准进行了研究。分析了安全级数字化仪控系统软件生命周期的相关标准,以及在软件生命周期的开发阶段执行软件验证和确认(V&V)活动所应遵循的标准,以期为后续核电厂安全级数字化仪控系统软件的设计审查提供技术参考。

堆外核测量用裂变电离室铀膜均匀性研究

堆外核测量用裂变电离室铀膜厚度的均匀性对其测量准确性影响甚大,因此有必要探索适当的电镀工艺及检验方法,本文在对堆外核测量用裂变电离室铀膜厚度及分布特性研究的基础上,建立了一套能够用于裂变电离室圆筒形电极内壁铀膜厚度分布测量的装置,并利用该装置测量了采用竖直静置和水平动态两种工艺电镀的电极内部的铀膜厚度分布情况,对比分析了两种电镀工艺下铀膜成膜机理及分布差异原因,理论分析与实验结果吻合,可用于指导裂变电离室的生产工艺控制。

IEC 60880和IEEE 1012在核安全审评中的适用性分析

IEC 60880和IEEE 1012是核电厂数字化仪表和控制(I&C)系统软件验证与确认(V&V)活动的主要参考标准,两者在软件V&V的具体要求方面不尽相同.由于在实际开发过程中,大多数国内核安全级软件开发单位通常同时执行IEC 60880和IEEE 1012,所以在核安全审评时,审评者如何结合具体核安全要求来掌握上述两项标准的适用性是一个值得研究的问题.论文通过系统对比的方法,对IEC 60880和IEEE 1012在V&V流程、独立性、软件安全、工具评估等方面的异同点进行了逐一分析,并结合相关支撑性标准体系以及核电厂安全要求,给出了两者在核安全软件审评中的适用性分析及应用技术见解,对于研究核安全软件审评方法具有一定的指导意义.

γ剂量率监测系统就地处理箱静电计模块设计

γ剂量率监测系统主要用于监测核电站失水事故或冷却剂意外泄漏时γ辐射吸收剂量率.由于运用场合的特殊性和复杂性,且开发技术难度大,目前国内核电站都依赖进口.如何打破国外技术垄断,实现该设备国产化是一个值得研究的问题.就地处理箱为γ剂量率监测系统探测器提供工作电压和信号处理,而静电计模块是就地处理箱的核心部件.提出电流-频率(I-F)与电压-频率(V-F)组合方式,以及电流-电压(I-V)与V-F组合方式.通过对比这两种静电计模块设计方案,并结合多次设计与试验验证经验,给出各自的优缺点和关键技术设计方法,对于产品研发和电子元器件选型具有一定的指导意义.

核电厂数字化仪表控制系统设备鉴定方法研究

探讨核安全级数字化仪表控制系统(DCS)设备鉴定的标准体系架构和总体要求。通过对NUREG0800和RCC-E技术规范的对比,分析适用于我国国情的核安全级DCS设备鉴定技术,研究通用的鉴定标准体系和方法,并提出相应验收准则。