摘要：CENTER工程反应堆保护系统采用了中国核动力研究设计院自主研发的"龙鳞"平台。根据GB/T5204和IEEE 338的设计要求,本文基于定期试验的设计准则,采用分段试验和相互交迭的设计思路,同时结合平台自身的特点对CENTER工程反应堆保护系统的定期试验总体方案进行了介绍,重点描述了输入通道试验(T1试验)、系统逻辑功能试验(T2试验)、输出通道及相关驱动器试验(T3试验)和响应时间试验的试验方案及其工作原理,可作为其他工程定期试验方案设计的参考。

摘要：核仪表系统是核电厂重要的核安全级专用仪控系统.为确保核仪表系统和设备的可靠性和有效性与核电厂整个寿期内的设计要求始终保持一致,需要对其进行定期试验和监督.通过对华龙一号核仪表系统功能和配置的分析和研究,同时结合系统设备设计,确定了本系统的定期试验方案,制定了详细的可执行的定期试验要求,并对其特点进行了分析.结果表明,华龙一号核仪表系统定期试验实施方案充分利用自动试验装置优势,通过在电厂正常运行期间和换料停堆期间对核仪表系统功能和性能进行验证,确保了系统的可用性和可靠性.

摘要：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。

摘要：基于钍基熔盐固态试验堆(TMSR-SF1)保护系统的特点,结合法规要求、试验需求,分析TMSR-SF1保护系统定期试验的原理和范围。概括介绍TMSR-SF1保护系统T3定期试验平台,重点介绍T3定期试验的方案,进而根据相关法规要求,详细论证保护系统T3定期试验方案的可行性和正确性。

摘要：针对中国改进型三环路压水堆(CPR1000)机组安全系统定期试验存在的问题,结合机组安全分析、定期试验设计方法,提出CPR1000机组定期试验的优化方法。针对机组典型仪控报警[余热排出系统(RRA)未隔离且反应堆冷却剂系统高压(RRA 504KA)]定期试验,分析了该定期试验存在的问题;基于本文提出的优化方法,提出了优化方案,并对该优化方案进行了安全分析。安全分析结果表明:该优化方案是可行的。

摘要：针对核电厂反应堆保护系统定期试验的设计方案通用性差、使用维护限制条件多、开发投入成本高等缺点,本文通过研究基于具有完全自主知识产权的安全级数字化仪控平台——NicSys~?8000 N的反应堆保护系统定期试验方案,依据标准法规的要求,提出一种新的试验方案,该方案的试验装置在硬件方面使用统一的标准接口,使用时可方便进行拆卸和安装;在软件方面其软件架构执行效率高、可将多个试验进行优化整合,同时,人机界面更加友好。该设计方案通过整合"测量通道试验"和"处理单元试验"方法,并在"测量通道试验"中增加了对单个保护变量进行校准的功能,可有效解决核电厂反应堆保护系统定期试验装置复杂、维护难度大的缺点,而且可提高运行维护人员试验执行的效率,缩短定期试验窗口时间。

摘要：主要介绍了核电厂先进数字化主控室基于DCS平台进行核电厂安全级执行机构定期试验的数字化人机接口设计方法研究。研究过程中充分考虑了数字化人机接口的新特点和安全级设备定期试验的要求,通过合理的人机接口设计,可以大大简化试验过程、直观准确的监视试验过程和结果、并能有效防止误操作,降低试验风险。

摘要：以预期瞬态不停堆系统为研究对象,根据信号类型的不同,设计了3种不同的定期试验方案.给出了基于马尔可夫模型对各组合结构可靠性的定量分析方法.分别计算了3种类型模块组合结构的拒动率,得出了拒动率随定期试验周期的延长而增大的结果,根据系统可靠性的设计需求,确定定期试验周期,为定期试验周期的确定提供依据.

摘要：针对压水堆机组安全相关泵组小流量定期试验时泵较长时间运行的问题,分析安全相关泵组小流量定期试验设计原理和稳定时间判据的选择,指出目前稳定时间判据存在的问题;参照ASME-OM标准和机组运行实践,提出该定期试验的解决方法和改进方案。以CPR1000机组ASG电动辅助给水泵小流量定期试验为例,给出改进方法和方案。本文的研究对于改进定期试验监督,提升机组核安全水平具有参考价值。

摘要：高低压安注系统机械贯穿件密封性定期试验一般在机组下行阶段进行,是确保安全壳整体安全性能的重要试验。本文分析了高低压安注机械贯穿件密封性试验的压力选择及试验原理,指出了目前试验存在主要问题的直接原因,通过对热段安注管线轴向温度的计算分析,找到了死管段内汽水分层导致阀门锈蚀的根本原因;提出了该定期试验超出设计压力的解决方法和优化方案。阀门锈蚀导致机械贯穿件密封性定期试验压力无法维持。长期而言,应对死管段进行加压工程改造;在未进行工程改造前,在试验封闭管段加装自力式减压阀。本文的研究对于优化定期试验监督,提升机组核安全水平具有参考价值。