摘要：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。

摘要：国产1E级分布式控制系统(DCS)首次应用于大型钠冷快堆,其可靠性对反应堆的安全至关重要。针对大型钠冷快堆,采用独立于设计方马尔可夫分析法的故障树分析方法,选择保护系统中紧急停堆系统的拒动概率进行审评复核计算,建立故障树可靠性计算分析模型进行计算,并与设计方提供的可靠性计算结果比较分析。结果表明,1E级DCS保护系统中紧急停堆系统的拒动概率计算结果与设计方计算结果相对偏差在8%以内,两种方法的计算结果符合技术规格书要求,表明设计方计算结果是可接受的,为大型钠冷快堆1E级DCS的核安全审评提供了技术支持。

摘要：根据功能安全的理论,对安全相关产品的实现过程进行了梳理。具体给出了实现安全相关产品的脉络,即如何将一个产品设计成满足安全完整性等级要求的安全相关产品。设计过程从结构上说,主要包括硬件实现和软件实现;从安全完整性来说,主要包括硬件安全完整性的实现和系统安全完整性的实现。

摘要：核电厂数字化仪控系统的国产化对于我国的核电发展具有重要意义,针对其中对于模拟量采集模块的技术要求,自行研制出了一款采集精度达到万分之二AI模块,对于输入阻抗、元器件温度漂移、隔离等影响采集精度和稳定度的主要因素进行了原理性分析,阐述了模块的设计思路。长期运行试验结果显示模块的精度、温漂、共模和差模抑制比均达到设计要求.目前该模块已应用于核电厂现场。

摘要：为适应FPGA技术的快速发展,推动其在核电仪控系统领域的应用,在分析FPGA技术特性的基础上,从系统安全设计原则、开发过程、硬件设计、工具选用、商品级物项使用方面对该技术应用于核电仪控系统的安全要点进行了分析,提出了对应的技术措施。

摘要：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。

摘要：介绍多样性保护系统之一的用于预期瞬态不停堆(ATWT)缓解系统,并分析ATWT缓解系统的多样性与独立性,同时结合相关法规对ATWT的设计中可能遇到的问题进行探讨。

摘要：将虚拟仪器的概念引入大亚湾核电站的SIP系统的仿真,利用计算机仿真技术参与其系统设计有助于缩短设计周期,降低设计费用和提高设计质量,基于这些优点利用LabVIEW进行了SIP系统的虚拟仿真设计,目前已经取得了预期的效果,主要以SIP系统的RCP10通道为例进行详细地仿真设计介绍。

摘要：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。

摘要：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。