摘要：核动力装置是一多输入多输出、非线性、时变的复杂系统,其控制器通常采用基于模拟仪控的PID控制器来实现,系统参数易超调且响应时间较长。为改善核动力装置运行的动态品质和减小其系统的过渡时间,本文提出了在数字化仪控系统上实现专家系统和原控制器结合的协调控制器及其策略。为验证核动力装置协调控制技术及其策略,本文以1台全范围核动力装置模拟器为研究平台测试了协调控制技术。测试结果表明:基于数字化仪控技术来实现协调控制是可行的,协调控制器能有效改善核动力装置的动态运行特性,且协调控制器控制性能优于传统的PID控制器。

摘要：田湾核电站是国内首个数字化仪控系统的核电站,为提高田湾核电站数字化仪控系统设备的可用率,对田湾核电站数字化仪控系统管理人员进行技能培训,田湾核电站开发一套正常仪控系统多功能测试、诊断和培训平台,该平台由田湾核电站自主完成,是国内首个全数字化仪控系统的功能仿真平台,本文主要对该平台的结构设计及功能进行简要的介绍。

摘要：基于对NUREG/CR-7007中多样性准则的数据分析,归纳出各多样性准则的内在关系,利用量化多样性的方法,建立了可用0-1规划求解的、最小代价多样化驱动系统的数学模型。解决了确保预设归一化多样性量值要求下的、最小代价的多样化驱动系统是什么的问题。仿真算例表明,本方法是高效、可行的,能应用于保护系统的多样性设计及优化。

摘要：高通量工程试验堆(HFETR)过程安全参数测量装置采用三通道冗余结构设计,实现安全参数的监测和报警。装置具有进行参数定值试验简洁高效、便于维护的特点,投入HFETR运行后,性能良好可靠。其成功应用为我国研究堆安全级仪控系统数字化技术应用提供了实例。

摘要：本文分析了我国核安全法规导则、国际原子能机构相关安全标准和技术文件、美国核管会相关安全审评标准中应对核电厂数字化仪控系统软件共因故障的安全要求和技术见解,并结合我国核电厂运行事件和仪控系统设计中反映的问题,从考虑范围、可靠性评价和纵深防御设计等方面对完善我国相关核安全标准提出了建议。

摘要：针对核电厂数字化仪控执行安全功能软件可靠性设计要求,通过对核电站数字化仪控系统软件可靠性设计的相关国内外标准法规分析,结合核电厂软件可靠性工程实践经验,从软件可靠性设计"避错"和"容错"两个维度给出了核电厂安全级软件可靠性设计的主要方法以及具体评估条款。同时也对软件FMEA/FMECA、makov、Petri网分进行了简单说明,以期为我国核电安全级软件可靠性评估策划和实施提供借鉴。

摘要：保护系统是反应堆的重要安全系统。该系统的作用是保护燃料包壳、一回路压力边界和安全壳的完整性。“华龙一号”与AP1000均为三代压水堆1000 MW级别堆型。选取典型漳州1#、2#机组和三门1#、2#机组的反应堆保护系统设备作差异性对比。从整体系统架构差异性到具体数字化仪控实现平台安全级分布式控制系统(DCS)进行全面的分析与对比。通过逐项的对比异同点,发现“华龙一号”和AP1000堆型的反应堆保护系统各有长处,在设备布置和信号传输方面存在较大差异。因AP1000堆型依赖非能动设计,降低了系统复杂度,保护系统设备数量也低于“华龙一号”。AP1000堆型的四序列反应堆保护系统架构和创新型设计可为后续三代改进压水堆的反应堆保护系统设计提供借鉴。

摘要：目前在建CPR1000核电厂(红沿河、宁德、阳江、防城港等)仪控系统采用日本三菱电机和北京广利核联队提供的数字化仪控系统DCS,其中安全级DCS采用日本三菱电机的MLETAC系统,非安全级DCS采用和利时的HOLLIAS-N系统。安全级DCS系统设计遵循单一故障、多样性、独立性、冗余性等原则,本文将对安全级DCS进行介绍。

摘要：NUREG/CR-7007是NRC发布用于指导核电厂数字化仪控系统多样性量化评估的导则。基于对该导则方法的研究,给出了其用于非计算机架构仪控系统的多样性量化评估实例,并给出了可用于系统设计前期的多样性量化评估方法,指出了多样性量化评估可能的潜在问题和解决方法,提出了评估方法可能的修正方案。

摘要：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,突出重要报警信息,使报警系统更为简洁高效,满足《核电厂主控室的报警功能与显示》(NB/T 20027-2010)标准中对报警精简处理的要求。