核电站ACPR1000机组安全级DCS工程改造验证 平台的研究与应用

在核电站ACPR1000机组调试及换料大修阶段,需结合核电站机组运行状态对安全级DCS软件及硬件进行优化改造。由于核电站DCS内部结构复杂,涉及系统较多,存在机组改造项内容验证覆盖率不全,验证不准确的风险。同时,工程改造验证阶段,测试自动化程度不高问题一直存在,导致工作效率低。为提高核电站ACPR1000机组安全级DCS工程出厂质量,将现场问题提前至厂内解决,搭建安全级DCS工程改造验证平台,并引入自动化测试装置,通过实体系统及虚拟系统相结合的形式搭建核电站ACPR1000机组安全级DCS工程改造验证平台,实现现场改造内容全覆盖验证,提升验证准确度的目标。目前,安全级DCS工程改造验证平台已完成4台ACPR1000机组,共计10余次改造内容的验证。从核电站现场运行情况反馈来看,安全级DCS工程改造验证平台有效提高了DCS出厂质量。

ACPR1000反应堆控制保护系统安全注入功能的测试方法研究

ACPR1000核电站反应堆安全注入系统(RIS)是反应堆专设安全设施设计中的重要组成部分,其功能逻辑复杂,与其他系统间制约及联动逻辑较多,涉及的系统产品及网络庞大。作为一个整体验证DCS系统是否实现ACPR1000安注功能进行的黑盒系统测试具有很大的困难,同时对测试方法的设计提出了更高的要求。结合核电站安全级仪控系统实际测试活动,从安注功能逻辑分析入手,阐述了基于功能的测试方法,重点介绍了复杂逻辑分析简化方法以及真值表设计方法,同时通过实际应用,表明此种测试方法,能够准确而全面的验证ACPR1000核电站数字化仪控系统中安全注入专设保护功能,为系统测试阶段的其他功能测试提供参考。

ACPR1000多样化驱动系统的研究与实现

本文讲述了核电站仪控系统增加多样化驱动系统的必要性以及多样化驱动系统需要实现的系统功能。通过分析AP1000项目和方福项目多样化驱动系统的具体实现方案,结合ACPR1000仪控系统的特点,给出了ACPR1000多样化驱动系统的实现方案。

CPR1000/ACPR1000/HL1000-1核电站主泵轴封技术分析

本文介绍了中广核集团旗下的CPR1000、ACPR1000和HL1000-1三种堆型核电站核岛反应堆冷却剂泵(称主泵)的轴密封系统的技术特点,以及为满足全厂发生断电事故时的密封性能而实施的轴封系统的技术改进和试验,从而据以为在役电站的轴封系统改进提供参考依据,藉以不断提高核电站的安全性。

ACPR1000核电站蒸汽发生器保温骨架施工技术的研究及应用

ACPR1000核电站核岛蒸汽发生器保温骨架预制和安装是整个保温工作中的施工重点与核心。保温骨架预制与安装的精度直接制约着永久性保温端板的平整度,可拆式保温盒的尺寸、形状及各部分之间的搭接缝隙大小。为确保主设备蒸汽发生器保温施工的顺利进行,对蒸汽发生器保温骨架施工技术进行了研究。

阳江核电厂5、6号机组ACPR1000技术方案的设计特点

对阳江核电厂5、6号机组采用的ACPR1000技术方案的研发背景、研发目标、研发流程进行了介绍,重点阐述了改进后形成的安全性和可靠性更高的ACPR1000技术方案的安全设计特点。

国内首套ACPR1000核电厂全范围模拟机虚拟盘台系统研发与应用

本文介绍了国内首套ACPR1000核电厂全范围模拟机虚拟盘台系统研发及应用情况,探讨核电模拟机虚拟盘台系统设计研发中的一般性原则;依照此原则进行设计的虚拟盘台系统,经过实际应用的验证,满足了其在人机界面、功能需求和性能保证等方面的要求。

基于和睦系统的ACPR1000核电厂反应堆保护系统自诊断方案设计

给出了一套基于和睦系统的ACPR1000核电厂反应堆保护系统自诊断功能的设计原则,在此基础上进行了方案设计,包括和睦系统平台故障诊断、故障处理、诊断信息上报和报警指示。实测验证表明,基于该自诊断方案设计的ACPR1000核电厂反应堆保护系统自诊断功能,可以将和睦系统所有的可诊断故障进行处理、上报和指示,为ACPR1000核电厂反应堆保护系统的日常维护和故障应急处理提供足够的决策信息,满足核电领域规范和现场应用要求。

基于和睦系统的ACPR1000核电机组保护系统优先级管理系统方案设计

通过梳理DI&C-ISG-04标准和ACPR1000核电机组对优先级管理系统(CIS)的功能要求,参考CPR1000核电机组CIS方案中的经验反馈,分析CIS设计中的诸多难点,提出了一套基于和睦系统(FirmSys)的ACPR1000核电机组保护系统CIS方案。相比CPR1000核电机组,ACPR1000核电机组的CIS方案采用了多种设计手段进行优化,如自主化和国产化设计、更优的防软件共因故障设计、更可靠的在线定期试验设计、模块化及多接口设计、就地功能设计。该设计方案已成功应用于ACPR1000核电机组,运转良好。因此本研究提出的CIS方案切实可行。

核电安全级I&C平台拒动率测试技术研究与应用

拒动率是衡量核电厂反应堆保护系统(RPS)的重要指标,实现RPS的仪控(I&C)平台能否满足最终系统拒动率要求,已成为平台系统验证重点。但RPS拒动率测试往往耗时过长,达10年。文章通过可靠性模型,将指标分解至可测试量级,形成拒动率测试技术。根据统计方法计算,使用此技术能取得较高置信度。此技术已在阳江5#机RPS研制中成功应用,设计搭建典型样机,完成20万次安全动作触发,证明技术可行,可验证I&C平台对各堆型RPS拒动率指标的符合性。