基于霍尔三维结构理论的化学控制计算软件的开发

在核电厂中化学控制计算与机组反应性控制、设备管道腐蚀以及机组运行寿命等方面有着重要联系,通过开发并使用程序化计算软件可有效提高计算准确率、缩短工时以及降低人因失误,进一步提升化学精细化控制水平。根据霍尔三维结构模型,从逻辑维、时间维和知识维角度分析软件开发过程,将化学科学专业知识与软件开发和系统管理相融合,形成一套完整的软件开发方法。软件开发大大提升了化学控制智能化水平,有效保证机组长期、稳定、安全地运行。

电缆软件在核电厂电缆施工管理过程中的应用

以三代核电工程建设为背景,对电缆施工管理过程中相关软件的工作原理和操作流程进行分类介绍。通过详细的应用案例讨论了电缆软件在核电厂建设过程中应用的必要性,表明专业软件的应用在提高电缆敷设端接效率和准确性上起到的积极作用,弥补了电缆设计软件对施工管理支持不足的弊端,同时实时更新的电缆敷设长度为电缆的设计和采购提供依据。电缆软件的应用为后续核电项目的软件开发和自主化进程提供支持,也为其他工程软件在电缆施工管理中的应用提供良好实践。

基于ADACS_N平台的DCS二层系统服务器国产化替代与软件移植研究

针对核电厂DCS系统服务器硬件老化与停产共性问题,基于法国ADACS_N平台的DCS二层系统,研究一种服务器国产化替代与软件移植的可行方法,结合系统软硬件架构分析、国产化服务器硬件替代选型策略、源代码移植技术研究、最小化测试平台开发,为延长核电厂DCS系统生命周期、解决进口设备“卡脖子”问题、提升核电厂DCS关键设备自主能力提供一定参考。

核电管道弯曲半径检测方法研究

核电管道弯曲半径的检测属于大直径小圆弧测量范畴,针对管道弯曲直径较大、弯管外缘形状不规则而难以对半径准确测量问题,提出新的检测思路。该文使用激光跟踪仪采集管道表面三维点数据,结合SA测量分析软件模拟管道三维特征量,计算实际弯曲角度,建立评价基准面即管道中分面,在中分面上截取弯曲段内外圆弧轮廓点数据,依据图纸理论半径并兼顾管道实际弯曲角度,CAD辅助作图,统一圆弧唯一中心,精确界定圆弧轮廓边界,计算截取点到中心距离,更为合理的评价弯曲半径值,保证弯曲半径的测量评价不脱离管道整体结构尺寸链。该文方法与标准数模比对法的测量结果偏差为0.43 mm,满足相对公差±10 mm的要求,得到更为准确的检测结果。

反应堆一回路振动噪声监测系统的设计与实现

参考核电厂振动噪声的相关国际标准DIN-25475,结合目前我国运行核电厂的实际安全需求,开展一回路振动噪声监测系统的设计与研制。通过分析反应堆系统内的激励源和影响,获得监测对象,并明确研究目的。通过开展一回路压力容器绝对位移、主泵与主管道相对位移、一回路冷却剂压力脉动监测技术研究,实现了相关硬件的研制与软件的设计和开发。利用误差传递分析与试验验证相结合的方式,对系统的压力脉动、绝对位移和相对位移测量单元性能进行了测试。试验结果表明,通道测量误差均小于10%,满足核电厂应用要求,弥补了我国相关技术短板,为系统的国产化应用奠定了基础。该项技术的应用将为反应堆关键设备的状态监测及健康管理提供数据支持和技术积淀,有效促进设备健康监测的智能化、集成化。

核电仪控实时操作系统软件需求研究

实时操作系统作为核电厂数字化仪控系统的核心组成部分,在核电厂数字仪控系统中发挥重要作用。但我国核电厂应用的实时操作系统严重依赖进口。为打破国外技术壁垒、实现核电厂的实时操作系统完全自主化,对适用于核电厂的实时操作系统软件需求进行研究。深入学习了实时操作系统的经典书籍,研究了核电软件法规和实时操作系统相关标准,调查了实时操作系统在核电数字仪控系统中的应用需求,分析了在核电厂成熟应用的友商产品的软件需求。提出了适用于核电厂数字仪控系统的可靠性和安全性的实时操作系统软件需求,包含外部接口需求、功能需求、性能需求和软件系统属性等。该研究为后续实现独立自主的核电仪控实时操作系统软件的设计及研制奠定了基础。

核级DCS系统应用软件第三方评定方法研究

核级DCS系统是核电厂最重要的系统之一,对确保核电厂的安全运行起着至关重要的作用。核级DCS系统的最大特点是通过软件来实现核电厂的安全保护功能。如何保证软件开发过程及最终产品满足预期需求,同时不引入非预期特性,是确保核级DCS系统可靠性和安全性的关键。在最新版核安全导则HAD 102/10中,对于核级DCS系统软件,新增了第三方评定的相关要求。本文遵循相关要求,研究并提出了一种适用于核级DCS系统应用软件第三方评定的方法。该方法已在某核级DCS供货项目中进行了应用,并取得了良好的应用效果。

核电厂人工智能软件验证和确认方法研究

核电厂仪控领域引入人工智能(AI)技术的同时,也面临着软件验证和确认问题。现有的软件验证和确认(V&V)方法及相关标准并未考虑AI软件的特性。为解决这一问题,研究了AI软件不同于常规软件的特点。提出了在现有V&V活动的基础上,从需求分析、数据集、训练模型、可解释性、底层软件系统以及可维护性这六个方面对AI软件作进一步V&V。同时,给出执行这些任务的时机及需重点考虑的内容。该研究为AI软件在核电厂的应用提供了一种鉴定思路,并拓展了软件V&V的应用范围。

工程师站监视软件MVC模式的设计与实现

在线监视子软件作为核电厂DCS系统工程师站软件的重要组成部分,具有交互性强、控制逻辑复杂、业务需求扩展性强等特点,如何使在线监视系统软件的架构灵活、安全、易于扩展,是本文的重点研究内容。在深入研究分析核电厂DCS系统的在线监视软件功能需求的基础上,提出一种基于MVC开发模式的工程师站在线监视系统软件的设计开发方法,采用交互界面层、业务逻辑层、数据访问层的MVC三层架构设计模式,实现了工程师站软件包中在线监视子软件的设计与开发。基于MVC的设计模式大大缩短了工程师站软件在线监视软件系统的开发周期,实现了软件模块的有效复用,提升了软件的可维护性、可扩展性。

核电厂安全仪控系统D3设计发展历程研究

核电厂仪控系统除了满足总的纵深防御目标,确保各种工况下监测、控制和保护功能的完整、可靠执行外,其中的安全仪控系统还需要考虑纵深防御和多样性(D3)设计,以应对软件共因故障等问题。为了更好地把握仪控系统共因故障的应对方法和规律、明确D3设计的发展趋势和方向,研究和总结了核电厂安全仪控系统D3设计的发展历程,分析了各阶段D3设计及其分析评价的要点。指出了软件共因故障应对方法从强调通过多样性增强核电厂纵深防御到构建仪控系统自身纵深防御的发展趋势,以及其可能存在的问题。核电厂安全仪控系统只有从消除、缓解和包络等方面全面构筑针对自身故障的纵深防御,才能在满足D3设计要求基础上更加有效地应对软件共因故障带来的潜在安全风险。

基于SFMECA的危害和风险及关键性分析研究

作为核电厂仪控系统验证与确认(V&V)活动中重要的初始和基础任务,软件危害和风险及关键性分析为系统的可靠性和稳定性提供了有效保证。为研究软件危害和风险及关键性分析的可操作性分析方法,基于软件故障模式、影响和关键性分析(SFMECA)技术及V&V技术,对软件危害和风险及关键性分析进行研究,并制定了一套定量分析方法。通过系统性、定量化的分析方法,提高了软件危害和风险及关键性分析的操作性。同时,探索了软件风险和危害与关键性程度的关联,使关键性分析的过程得到危害和风险分析结论的有效支撑。该研究为后续项目在实施初期尽早识别技术危害和风险提供了新的定量分析方法,改善了软件质量,进而保证了交付质量。

CATHARE程序的主要特征及应用

介绍了CATHARE程序的主要特征、应用范围、开发策略,简要描述了程序的基本方程、物理方程、数值解法、不确定性分析方法,并对CATHARE程序在中国核动力研究设计院空泡物理和自然循环实验室(BPNCL)的应用进行了简要描述。应用结果表明,我国在利用引进的程序进行研究分析和设计计算时,对大型程序手册上描述的一些计算能力的计算精度需要进行充分的实验验证和评价,不可盲目用于工程设计。

核电站风险监测器软件开发研究

在大型概率安全分析软件系统Risk A的基础上,开发了具有自主知识产权的核电站风险监测器Risk Angel。使用Risk Watcher及大亚湾核电站的部分参考模型对Risk Angel系统进行了测试。测试结果表明,Risk Angel完全可以用于核电站实时风险的计算。

压水堆核电站运行堆芯物理过程的PC仿真

阐述了PWR核电站堆芯的模型化问题,建立了适用于微机仿真的核电站的临界堆中子动力学模型、温度效应中子动力学模型和堆芯热传递模型。应用所建模型,建立传递函数,用微机仿真并对仿真结果进行分析。

压水堆核电厂接入电力系统建模

为研究核电厂接入电力系统后二者之间的相互影响,利用电力系统分析综合程序(power system analysis software package,PSASP)的用户自定义建模功能建立压水堆(pressurized water reactor,PWR)核电厂主要环节的数学模型。该模型将压水堆核电厂动力部分作为发电机调速器,可与电力系统连接,计算核电厂与电力系统之间的动态过程。在PSASP中使用该模型计算核电机组的自稳定性、自调节性和接入单机无穷大系统的故障响应,验证了模型的正确性和适用性。此外,由于压水堆的负温度效应,核电机组可承受一定的外部干扰和功率阶跃。若电网故障切除迅速,核电厂与电力系统之间的相互影响很小。

基于PSASP自定义模型的核电机组动态响应仿真

根据压水堆核电厂物理过程的热工水力学分析和能量转化与传递规律,在电力系统分析综合程序(PSASP)中建立了适用于核电厂内部动态和电力系统暂态稳定计算的压水堆核电厂的集总参数模型。仿真分析了核电机组的功率调节特性,包括自稳定性、自调节性和功率调节系统作用下的功率阶跃和线性升降特性等。结果表明,由于负温度效应,压水堆具有自稳定性和自调节性,可承受一定的外部干扰和至少10%Pn的功率阶跃;在功率调节系统作用下,核电机组的功率调节速率可达到5%Pn/min,能满足电网调峰的要求。

核电站安全级DCS应用软件设计过程浅析

当应用数字化技术DCS对核电站安全重要系统进行设计时,为了保证安全级DCS应用软件的可靠性,对相关法规标准进行了研究。鉴于以IEEE标准为主的美国标准体系较为完整,认为可应用NRC认可的系列IEEE标准来指导应用软件的设计,并分析了各个软件相关IEEE标准间的关系以及设计时该如何应用这些标准。最后,依据标准要求对应用软件的设计方法进行了研究,初步得出了计划、需求、设计、实现、集成和确认、安装各个阶段的执行方法。

核动力装置一回路辅助系统失水事故的仿真研究

运用一种操作简便、计算速度快的工具软件对某核动力装置一回路辅助系统典型位置的失水事故进行了仿真.通过分析仿真结果得出不同位置的破口引起不同后果的事故,其中有些事故可以忽略,有些事故则相当严重.

基于PSASP的核反应堆数学模型及其动态响应特性

根据核反应物理原理推导出了核反应堆数学模型,包括中子动力学模型、燃料和冷却剂温度模型2个部分。在PSASP环境下对核反应堆进行了建模和仿真计算。仿真结果表明,由于温度效应和中毒效应的存在,核反应堆对反应性阶跃扰动和冷线温度阶跃扰动有一定的自稳定性,该特性满足核反应堆在设计时的目标。今后可将上述模型与核电站其他部分模型在PSASP内整体封装,以便进行电力系统动态分析。

先进的压水堆燃料管理计算方法研究及软件研制

利用一种新的正交基函数展开中子通量密度,发展了先进的非线性迭代半解析节块方法,并成功地应用了等效均匀化理论来求解中子扩散方程.以穿透概率方法为基础,依照等效均匀化理论的要求计算了燃料组件和围板/反射层的等效均匀化参数.研制了相应的具有热工等反馈的两群三维压水堆(PWR)燃料管理计算软件包(RTPFAP/RSIM),克服了传统程序基于1 5群、采用反照率边界条件的不足.利用该软件包对秦山一期核电厂前4个循环进行了跟踪计算.结果表明,计算精度满足工程要求,与实测值相比,临界硼质量分数的偏差在±50×10-6以内,堆芯在额定功率运行时,功率分布偏差在±5%以内.