福清核电厂5^(#)、6^(#)机组反应堆保护系统的设计

反应堆保护系统是核电厂应对预期运行事件或设计基准事故而设置的重要安全级仪控系统。为满足“华龙一号”三代核电高安全性目标的设计要求,需要对反应堆保护系统的功能性能进行提升。以“华龙一号”示范工程福清核电厂5#、6#机组为研究对象,通过充分考虑保护系统设计准则要求并基于事故分析结论,提出了更具高可靠性和全面保护功能特征的反应堆保护系统设计方案。详细介绍了系统自动保护功能的设计、系统结构设计以及系统健康管理等内容,并对系统拒动率进行了定量分析。分析结果表明,系统总体拒动率不高于5.0×10^(-7)/指令,达到了国际主流三代核电的可靠性水平。该研究成果可为后续核电厂的反应堆保护系统设计或优化提供借鉴。

VVER堆型保护系统停堆指令定期试验方案的设计

为验证水⁃水高能反应堆(VVER)保护系统紧急停堆保护指令的可靠性及可用性,结合和睦系统(FirmSys)平台特性和VVER堆型停堆装置的结构特点,设计了1种切实可行的紧急停堆保护指令接口试验的定期试验方案。该方案使用数字化仪控设备安全控制显示装置(SCID)代替传统的盘台按钮与指示灯。SCID可作为接口试验的触发与显示装置。该方案是基于FirmSys的VVER堆型的接口试验的成功应用,满足法规要求和试验需求。该方案经过实际应用的验证,可有效避免试验误动、减少人因失误、缩短试验持续时间。该方案可为核电站同类型接口试验设计提供借鉴。

核电站反应堆控制棒试验一键顺控系统的设计

为了解决核电站操纵员在频繁手动提插反应堆控制棒过程中极易出现的人因操作失误问题,开发了反应堆控制棒一键顺控系统,以实现对反应堆控制棒束可用性的定期检查工作。利用数字控制系统平台的可编译、可拓展特性,对反应堆棒控系统的逻辑组态、数据库、人机界面三方面进行纯软件设计。该顺控系统包括了启动前先决条件的自动判断、自动顺序控制、自动异常终止、堆芯监测、人工介入等功能。经过软件验证和确认评估、模拟机验证、实体机组再鉴定,以及系统在实体机组满功率运行期间的试运行,证明了该系统在反应堆控制棒操作过程中对于降低人因失误风险和提高效率方面的有效性。此设计理念可广泛应用于工业中各种复杂人工操作的防人因失误优化,以实现复杂的工业过程由人控到机控的转变。

核电厂T3试验电路电阻的取值研究

为避免电流型闭锁T3试验偏差引入影响核电厂安全、稳定运行的风险,对电流型闭锁T3试验原理、试验电路及试验电路中应用的器件进行了研究。通过计算电流型闭锁T3试验关键步骤的电流,并建立试验开关触点所在支路总阻值R与电流表示数比值K的关系曲线,找到了一种优化原设计中电流型闭锁T3试验电路电阻取值的方法。在一定范围内,此方法可消除电流型闭锁T3试验电路中选择开关触点接触电阻的异常增大带来的试验偏差,同时降低了电流型闭锁T3试验电路对选择开关性能的要求。该研究对在役核电厂的升级改造具有较大的参考价值,同时为核安全级控制系统定期试验的设计及优化提供了新的方向。

核电厂反应堆保护系统数字化升级关键要素探究

国内早期建成的反应堆保护系统亟需开展数字化升级,以解决原系统设备老化、故障率高、备件停产、缺乏服务保障等问题,但是软件控制手段与模拟技术存在显著的差异,需要在设计环节重点考虑并妥善解决,才能确保改造后机组安全稳定运行。以某核电厂数字化升级改造实践为背景,重点研究了缺省值、网络安全、软件共因故障等问题,提出了一套设计解决方案,对于后续反应堆保护系统数字化升级项目工程应用具有借鉴意义。

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。

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。

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。

高温气冷堆核电站保护系统定期试验方案设计

华能山东石岛湾高温气冷堆核电站示范工程(HTR-PM),是世界上第一座具有第四代核能系统安全特征的高温气冷堆商用示范核电站。结合高温气冷堆的特点,清华大学核能与新能源技术研究院和北京广利核系统工程有限公司共同开发了HTR-PM专用的数字化保护系统,该保护系统是基于和睦系统(FirmSys)产品实现的。按照标准法规要求,需对反应堆保护系统进行定期试验,该定期试验方案采用集成化较高的定期试验装置实现,可在保证保护系统安全的情况下,完成对保护系统全覆盖的T1(不含交叉检验)、T2、T3试验。本文针对HTR-PM专用的数字化保护系统,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,与压水堆项目相比,简化了保护系统的设计,优化了试验人员的操作过程。对其他堆型的定期试验方案设计有借鉴意义。

核电厂反应堆保护系统紧急停堆响应时间分析及测试

简要介绍核电厂反应堆保护系统的结构和紧急停堆工况下的数据处理过程,对反应堆保护系统紧急停堆的响应时间进行理论分析。建立响应时间测试原理,并设计相应的测试装置,完成实际测试工作。对测试所得实验数据进行统计学分析的结果表明,反应堆保护系统紧急停堆响应时间的理论最大值为149.1 ms,实验最大值为144.8 ms;实验响应时间符合均值为120.6 ms,方差为90.1 ms的正态分布。

压水堆核电厂数字化仪控系统功能测试设计与实现

反应堆保护系统是核电厂数字化仪控系统(DCS)中重要的安全系统,在反应堆保护系统的工厂测试阶段需要验证其功能的正确性以确保符合设计要求。本文分别设计了两种功能测试方案,并分析了这两种方案的优缺点。根据测试方案的要求,设计并制造了反应堆模拟系统和停堆断路器模拟系统并与反应堆保护系统集成,完成了反应堆保护系统的功能测试。测试结果表明这两种方案都能正确的完成反应堆保护系统的功能测试。

核电站反应堆保护机柜失电缺省值分析研究

为了降低反应堆保护机柜(RPC)失电引入的安全风险,红沿河核电站开展了针对RPC失电的缺省值分析工作,论文在简要介绍红沿河核电站数字化仪控系统(DCS)平台的基础上,对RPC失电相关的缺省值分析范围进行了界定,通过实例对其分析原则进行了介绍,对其实现方式及应用进行了说明。该研究对提升DCS本身的可靠性、电站的安全水平和可用性有重要意义。

宁德核电站与田湾核电站数字化保护系统设计分析

宁德核电站和田湾核电站的反应堆保护系统分别采用了三菱公司MELTAC-Nplus R3平台和AREVA公司的TXS平台,是数字化的保护系统,具有先进的设计理念和思想,较高的自动化水平,系统设计满足单一故障、多样性、独立性以及可试验性等设计准则。对宁德核电站和田湾核电站数字化反应堆保护系统设计特点进行了详细分析。

核电站数字化反应堆保护系统中央处理器负荷率分析与测试

核电站对数字化反应堆保护系统的中央处理器的负荷率有严格要求。本文首先对核电站数字化反应堆保护系统中央处理器的负荷率进行了理论分析,得出了负荷率计算公式;然后设计了相应的负荷率测试方法与测试装置,完成了实际的测试工作;对测试所得实验数据进行处理,得出测试结果,结果表明数字化反应堆保护系统的中央处理器负荷率符合技术要求,且主控CPU的负荷率比备用CPU负荷率要高。

压水堆水压试验超压保护系统的设计与应用

根据我国核安全法规要求,压水堆核电机组一回路边界在水压试验期间承受的最大压力约为功率运行工况下的1.33倍。为控制压水堆核电机组一回路水压试验过程中的系统超压风险,必须由超压保护装置提供相应的保护功能,以确保试验期间压力可控。传统方案多采用外置的控制系统来实现,在实际应用中存在增加仪控设备接口、维护工作量大等缺点。随着数字化技术在核电领域的广泛应用,传统方案已不适用于新建核电机组。为此,提出了一套基于核电机组数字化仪控系统平台的一回路超压保护系统。该系统有效结合了数字化仪控平台的特点,具有人机界面丰富、可实现多重冗余保护等优点。该系统已在某核电机组首次大修中得到了应用,应用结果表明,该系统避免了传统方案的缺点,可操作性强且可靠性高,具有很高的推广价值。

先进逻辑系统平台的保护与监测系统的D3分析

2013年美国核管会通过了对西屋公司开发的新一代基于现场可编程门阵列技术的1E级先进逻辑系统平台的认证。针对基于该平台所设计的保护与监测系统,依据NUREG/CR 6303的相关要求,进行了多样性和纵深防御要求分析,并按NUREG/CR 7007的方法计算了保护与监测系统的多样性量化值。分析结果表明,新设计的保护与监测系统方案基本满足美国核管会对系统多样性的定量要求,并得出可以不单独设置多样性驱动系统的初步结论。

核电站数字化仪控安全级报警系统设计与应用

报警系统作为核电厂主控制室人机接口重要组成部分,主要用于提示操纵员电厂状态或参数偏离或者即将偏离正常运行区间,指导操纵员采取纠正措施。报警系统中,用于保护功能的安全级报警信号对整个报警系统至关重要。根据报警系统的功能、现有的实现方式,对报警信号来源进行分析后,提出在安全级系统内设置专用报警处理系统。该系统用于处理安全级侧报警信号逻辑,并最终生成报警送到后备盘显示,从而简化了信号路径,使功能分配更加明确。该方案经过软、硬件测试验证,已成功应用到阳江5^(#)、6^(#)机组,运行状态良好,提高了安全级报警的可靠性,为后续报警系统的广泛应用奠定良好的基础。

核电厂安全级保护系统冗余性测试设计与实现

反应堆保护系统(PRS)是核电厂数字化仪控系统(DCS)中重要的安全系统,在反应堆保护系统的工厂测试阶段需要验证其冗余性功能的正确性。设计了冗余性测试方案,设计并制造了反应堆工况模拟系统与反应堆保护系统集成。测试结果证明模拟系统能够正确模拟反应堆工况,验证了反应堆保护系统的冗余性功能的正确性。

数字化反应堆保护系统典型问题分析及改进

作为首次采用Tricon数字化平台实现的核电厂反应堆保护系统,方家山核电厂保护系统体现了数字化技术的强大优势,但也不可避免地遇到一些问题。通过对方家山核电厂反应堆保护系统自商运以来的运行维护经验进行总结,归纳出几类典型问题,并通过实际案例进行深度剖析,提出合理可行的改进措施及建议,为数字化平台在其他核电厂设计、调试、维护提供十分重要的指导和借鉴意义。

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。