摘要：A P1000作为第3代核电技术的典型堆型，运用了很多先进的设计理念，简化了设计，减少了设备数量，提高了系统的可靠性。本文就堆芯的测量，从几个方面比较了AP1000与CPR1000堆型堆芯测量仪表的差异，通过分析对比这些差异可熟悉AP1000的非能动性设计理念、设计特点，为从事CPR1000的人员尽快熟悉和掌握A P1000技术提供方便，同时为反应堆调试和运行维护工作的开展提供有益的帮助。

摘要：采用技术状态管理（CM）可有效减少变更，控制项目成本。本文对技术状态项目和技术状态基线在红沿河二期项目上的确定进行了详细阐述，为实施技术状态管理奠定了基础。

摘要：本文提出了T3试验阀门计时设计原则。结合CPR1000新项目DCS平台，重点研究了T3试验阀门计时如何实现来满足设计需求，并做了设计原则的符合性分析，详细说明了计时的信号路径，并对硬接线和网络计时精度进行分析和评估，解决了CPR1000 DCS自主设计过程中的关键技术问题。最后根据目前DCS结构和设备特性分析，提出一种采用ESF（engineered safety features）的AT（automatic tester）的计时方案，为后续CPR1000新项目T3试验计时自主设计改进提供了一种方法。

摘要：本文从总体设计要求、多样性信号传输路径、多样性实现技术、DAS防误动、DAS与保护系统接口以及在保护系统未发生软件共因失效时防止DAS动作等方面对DAS仪控设计思路进行分析。通过分析得到2种信号传输路径的特点以及3种实现技术的优缺点，建议DAS机柜内部至少采用2／2冗余通道逻辑设置，同时推荐采用工艺状态反馈信号闭锁DAS动作逻辑结合整定值和响应时间调整的方式来防止在保护系统未发生软件共因失效时DAS动作。

摘要：本文对比分析ISO 2889—2010和ANSI N13.1—1999中核电厂气载放射性物质的取样和监测要求，同时结合国内核电厂烟囱中气载放射性物质取样和监测现状，讨论了新标准执行的难点。分析结果给出了在新标准的应用中，目前烟囱气载放射性物质取样与监测设计需关注的几点。

摘要：核电厂安全运行和设备寿命管理已成为核工业领域关注的重要问题，尤其是如何准确地确定超设计寿命电厂的典型设备老化参数（如应力、累积使用因子等）。然而，目前大多核电厂疲劳监测系统都是基于ASME规范研发的，未分析管道内环境对疲劳分析的影响。本文提出了一种满足美国核管会（NRC）RG1.207导则的疲劳监测方案，该方案将考虑环境因素对疲劳分析的影响。同时，新的疲劳评估方法具有通用性，可结合核电厂DCS运行数据，为电厂延寿提供数据支持。

摘要：确定反应堆保护系统参数整定值时，需考虑参数测量和处理的精确度。本文首先结合超温超功率ΔT保护计算原理及保护通道精度计算方法，对超温和超功率保护通道误差进行分析，给出系统功能设计和类结构设计，最后通过C＋＋进行软件实现精度计算的界面化操作。计算方法和软件已应用于CPR1000及相关改进项目中。

摘要：核电厂计算机信息与控制系统（KIC）的供配电对K IC的可用性及可靠性具有决定性的影响。本文在对两个核电厂KIC的功能结构简要描述的基础上，通过对KIC的供配电方案的对比分析，分别阐述了单一母线失电状况下KIC的状态，并指出了两个核电厂工程实践中KIC供配电存在的问题，提出了改进意见，为后续核电厂大修改进及新建CPR1000和三代项目KIC供配电设计提供了参考。

摘要：US‐APWR是在日本国内开发完成的APWR的基础上面向美国市场的满足经济性、可靠性、安全性且经过验证的170万kW级先进核电厂，其采用了高性能的蒸汽发生器、汽轮机和先进蓄压箱等最新技术，并且反映了强化安全级电源、长周期运行以降低发电成本、基于宽松抗震条件的紧凑型厂房布置等美国的规定要求和用户需求。本文分析研究了US‐APWR核电厂的主要设计技术方案和特点，介绍了该型核电厂的主要规格指标、主要设备的设计、安全设计、布置设计、汽轮机、仪表控制系统等主要设计内容。

摘要：本文建立了核电厂给水流量控制系统的一种在线仿真系统，并对核电厂在线仿真关键技术进行了研究，为进一步开展核电厂事故风险在线预测与诊断研究提供重要借鉴意义。