新版美国国家标准ANSI N 1 3 .1 - 1 9 9 9对核设施气载放射性排出流混合均勻性提出了定量技术要求,以保证代表性取样.对相关标准进行研究,建立了核设施烟囱或管道排出流混合均勻性验证方法,包括试验模型设计方法、测量点位置和数量确定方法、试验设备和仪表选型方法.该方法完整、系统、可操作性强,可为验证核设施气载放射性排出流混合均勻性提...
在核电站仪控设计领域,功能模块一直被用于控制逻辑图的绘制,从二代核电技术到三代的E P R 堆型都在使用功能模块.随着技术的不断发展,功能模块已不只是早期的基本功能模块,而是在此基础上又衍生出具有内部逻辑的驱动模块.通过对二代核电和E P R 项目的功能模块的深入研究,了解功能模块的功能、结构和特点,为后续项目功能模块的研发和应用提供参...
针对核电厂反应堆和汽轮机接口设置不合理可能引发反应堆跳堆的问题,通过对反应堆、汽轮机保护及二者之间的接口进行研究,提出对凝汽器故障压力限值进行优化改进,可有效解决真空破坏阀自动打开导致“凝汽器故障”并产生误跳堆风险等问题.同时维持凝汽器真空破坏阀原始设计,最大限度地保证汽轮机安全可靠运行,提高核岛反应堆可用性,为整个核电厂...
核电厂发达国家用户代表联合各相关机构建立了先进轻水堆（A L W R ）核电厂需求文件,其中,具有重要意义和代表性的是美国核电用户需求文件（U R D ）和欧洲核电用户需求文件（E U R ） .尽管这些用户需求文件不能代替核安全当局核电厂的审批原则和有关程序,但由于这些用户需求文件既考虑了有关国家核安全当局对核电厂的审批原则和技术要求,又在...
目前新建核电厂已普遍应用数字化仪控平台,但早期基于数字化仪控平台定期试验中并未包含数字化仪控通道的响应时间定期试验.标准G B /T 5204 - 2 0 0 8 和IEC 60671 - 2 0 0 7 中明确提出安全系统响应时间试验是安全系统定期试验的组成部分.提出了数字化仪控通道响应时间定期试验的必要性,并结合MELTAC-N Plus R3 D C S平台,详细说明数字化仪控...
日本福岛事故引起人们对严重事故的关注,而严重事故相关的仪表系统设计及鉴定标准不完善,我国核电行业多种技术路线并存的现象严重,所遵循的标准也有所差异,导致设计标准不统一.基于此,对美国、法国、国际电工委员会（K C ） 的核电设计标准进行了研究分析,形成了严重事故仪表系统设计要求和质量鉴定方法,为国内相关工作开展奠定基础.
针对数字化仪控环境下核电厂操纵员运行支持的需要，在总结国内外操纵员运行电厂相关经验的基础上，提出了一套核电厂操纵员支持系统的实现方案。考虑计算机技术的成熟性和通用性，重点分析了操纵员支持系统的系统架构及实现的关键技术，包括计算服务、接口服务、人机界面、系统可靠性等。在此基础上以某计算功能为例，验证了操纵员支持系统方案...
在对ISA - S 8 8标准和核电厂固体废物处理系统进行简述的基础上,对固体废物处理工艺- 水泥固化线的控制策略进行了详细研究,并对其应用S8 8 标准技术的合理性及适用性进行了分析.最后通过这套典型的机-电-仪综合自动化控制系统在核电厂的成功实施,论证了该控制策略的实际应用效果,并形成一定的标准化设计方法,对其他类似系统具有指导意义.
为了对桶装核废物实施自动化检测,针对简易桶装废物检测装置,设计了一套基于P L C 的多维控制系统.具体介绍了系统工作原理及核心控制器件选型,并给出软、硬件设计方法.应用表明,控制系统简单灵活、安全可靠,很好地满足了桶装核废物的检测需要.
对核电厂电动主给水泵（APA）的调速系统进行了研究,并针对手动调速模式下给水泵转速调节幅度过大的工程问题进行了研究及验证.研究及验证采用理论研究结合现场试验的方式.理论研究主要集中在手动调速和自动调速两个可编程逻辑控制器（PLC）程序,再经过现场的实际操作进行结果验证,最终及时解决了以上问题.
对核电厂汽轮机控制系统设计技术方案进行了分析研究.首先,从标准角度出发,对汽轮机仪控技术方案提出基本要求;然后,对汽轮机控制系统的重要技术点进行分析,并采用对比的方法研究不同技术路线下的汽轮机技术相同点和差异.通过对汽轮机保护系统架构、汽轮机调节系统功能（转速控制、负荷控制、瞬态控制、二次调频、自动化水平）等方面关键技术的...
分析了现场总线和智能仪表的优点，总结了现场总线和智能仪表在石油化工、火电、核电领域的成功应用经验。基于法规标准详细分析了Profibus、Modbus、HART、FF等现场总线型智能仪表和设备与核电厂DCS的接口技术，并给出了不同类型的现场总线在核电厂中的应用范围。针对核电厂现场总线系统设计和工程实施过程中的关键技术问题，给出了技术解决方...
对国内核电厂核仪表系统（RPN）源量程通道信号异常事件的原因和改进措施进行研究.通过分析源量程通道组成、信号异常现象、信号传输线路及传输波形,建立源量程通道等效电路模型;对模型进行电路分析,得到源量程通道理论干扰源.建立信号异常故障树,对已发生事件、同类型因素比对并排除故障树无关枝节,得到源量程信号异常的薄弱环节及原因,同时给...
法国ALSTOM汽轮机在中国核电厂市场中占有很大的份额,其汽机主调节阀存在阀位频繁波动的问题.分析ALSTOM汽机阀门波动导致高压调节油泄漏的问题产生的原因,根据汽轮机主调节阀工作原理以及堆-机功率调节原理,得出调整主调节阀组态特性优化曲线的方案.在全范围模拟机上进行的仿真结果表明,该修改方案可以减小阀门波动,保障机组稳定运行,为后续核...
不同于常规火电厂,核电厂核岛内环境复杂、设备众多,对火灾的预防和扑灭提出了更为严格的要求.为了避免火灾扩散和蔓延,核岛内消防系统一般采用雨淋系统.通过从设备组成、工作原理等方面对核岛内雨淋系统的重要部件雨淋阀进行全面介绍,对雨淋阀的控制逻辑进行深入分析,结合GB 5135.5 - 2003 ,对控制逻辑中存在的潜在风险进行改进,为后续核电厂核...
核电厂远传隔膜密封压力变送器的精度性能极易受到环境温度变化带来的负面影响,从而可能会对核电厂的安全运行带来潜在威胁.以IS A 和IE C 核安全相关仪表不确定度标准作为理论出发点,对压力变送器和远传隔膜密封装置温度影响的产生机理进行了研究.提出了如何减少变送器温度影响的选型建议,并以实例说明了变送器标定量程的温度修正方法.
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.
主控室是核电厂监视和控制中心.目前大屏幕显示技术在主控室已获得了广泛应用,其主要用于显示电厂总貌,并为操纵员提供电厂关键参数、重要设备状态和安全系统状态,使进入主控室的工作人员能够快速了解电厂当前运行状况.结合法规标准要求、国内外核电厂主控室大屏幕应用情况以及实际工程经验,对核电厂主控室大屏幕选型、系统配置、布置设计、抗震...
核电厂反应堆冷却剂压力边界（即-回路压力边界）的完整性与核电厂能否安全运行密切相关,对一回路压力边界完整性的监测是核电厂设计的一项重要工作.RG 1.45 - 2008对核电厂-回路压力边界完整性的监测提出了具体的要求,并推荐了一些监测方法.首先分析了 RG 1.45 - 2008的监测要求,然后对比其与RG 1.45 - 1973的差异,并针对RG1 .4 5 - 2008 推荐...
基于数字化仪控技术和国内外最新法规标准,提出先进核电厂严重事故下安全壳内氢气监测系统设计准则和设计方案,以规范氢气监测系统设计.系统设计准则规定氢气监测系统为非安全级,主要功能为记录和诊断事故进程.设计方案冗余性和多样性合理、可靠性高,具备严重事故后氢气浓度在线连续监测、计算、记录、显示和报警功能,可在核电厂严重事故后特定...
针对核电厂一回路松脱部件监测系统国内外相关法规标准进行了研究,并从系统功能、监测区域、测点布置、报警原则及抗震等级要求等方面进行比较分析,在此基础上提出核电厂一回路松脱部件监测系统典型设计方案.该方案满足系统的国内外法规标准要求,为后续新项目核电厂一回路松脱部件监测系统设计提供思路.
RCC-P中要求核电厂要设计棒位测量与指示系统,用来测量、指示控制棒在堆芯内的高度,处理相关的报警指示以及测量落棒时间等.为了满足反应堆安全运行的要求,确保核电厂的经济性,需要不断完善、优化棒位测量与指示系统的设计.目前CPR1000核电厂中棒位测量与指示系统RPI总体运行状况良好,同时也暴露了一些弊端.通过对以往CPR1000中R P I在安装、调...
状态导向法事故规程（以下简称SOP规程）在核电厂中的应用,提升了核电厂的事故处理能力,但现有的SOP规程组织架构在应对核电站常用的如安注、安喷等专设安全设施动作控制方面,仍存在自动动作确认复杂、需反复调用链接画面等不足.通过对操作界面的优化研究,可以有效弥补SOP规程的不足.对SOP规程操作界面优化研究的技术思路进行了综合介绍,给出了...
在介绍国内外关于温排水监测要求和环境影响评价程序的基础上,结合核电厂温排水监测系统的设计,分析比较核电厂温排水监测系统与法规标准的适应性.通过对比分析可知,温排水监测系统的设计是必要的,且满足法规标准的要求.同时,温排水监测系统可为核电厂运行环境管理提供依据,并指导温排水监测相关标准编写.
压水堆核电厂普遍采用停堆断路器作为紧急停堆系统的执行机构.通过对当前多种停堆控制接口方案的研究分析,指出当前的设计方案在某些工作瞬态下存在两个隐患：停堆线圈的负载与控制平台的带载能力失配;停堆断路器欠压线圈控制回路间存在电路耦合.针对这两个问题,根据相关标准法规要求,采用二极管电路解耦方法及中间继电器解耦方法,分别提出-种改...
自给能探测器是三代核电普遍采用的探测器.结合IEC61468和EJ/T678 标准中的要求,对自给能中子探测器的结构进行了介绍,结合IEC61468标准对钴自给能中子探测器的测量原理及补偿原理进行了分析.同时,详细介绍和研究了钴自给能探测器电流信号计算方法和钴自给能探测器的γ射线补偿、本底补偿,为后续新项目堆芯中子通量探测器的选择提供了技术支持.
泄漏监测系统作为先破后漏技术应用的前提条件或破裂预防技术的纵深防御设计,对核电厂的安全性具有重要意义,同时能提高核电厂的经济性能.通过对比不同版本RG1.45对泄漏监测系统的要求,详细介绍了泄漏监测系统中放射性监测方法在核电厂的应用及发展情况,提出了泄漏监测系统中放射性监测方法的标准化设计流程.
现代核电站采用数字化仪控系统,报警的数量与上一代核电厂相比将有所增加,同时数字化的报警显示方式不如常规光字牌显示方式直观,如果报警清单太长,将对操纵员处理重要报警产生一定的干扰.为了解决上述问题,需对那些操纵员不必关注的报警进行适当的“ 抑制” 处理,使其不出现在报警列表中,以减轻操纵员的负担.通过报警抑制处理,有效过滤无关信息...
当核电厂主控制室失去完成由安全分析所确定的安全功能时,运行人员撤离到远程停堆站对核电厂进行有限控制和监测.针对主控制室不可用、需要转移到远程停堆站时需要考虑的核电厂事故情况,对国内外相关法规标准进行了全面分析研究,确定了核电厂远程停堆站的事故设计原则,并提出了国内相关标准的升版建议和意见.研究成果为后续核电厂远程停堆站设计...
对国内外典型的核电厂控制室声环境情况进行了调查,并对其法规标准符合性进行了研究.针对国内外核电厂控制室声环境标准要求存在较大差异的特点,对国内外控制室声环境法规标准进行对比分析,并结合国内其他行业相关标准要求,讨论了法规标准执行的难点及要求的合理性.对某些法规标准中存在的错误进行分析,提出了标准升版修改建议,供业内讨论.
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