特别约稿

  • 中广核工程有限公司科技发展近况

    孙奇;徐晓臻;

    对国内核电科技创新发展动态和中广核工程有限公司的科技发展近况进行了描述。尤其在数字化仪控应用科技研发领域,中广核工程有限公司已经处于国内领先,国际前沿的地位。

    2010年S1期 v.30 1-4页 [查看摘要][在线阅读][下载 1147K]
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数字化仪控设计

  • 核电工程设计中的自动化技术的进展和展望

    赵志凡;

    简述了核电厂仪控专业发展历史、分析了核电厂工程设计中自动化技术的新进展,提出了自动化设计的重点研发方向。

    2010年S1期 v.30 5-8页 [查看摘要][在线阅读][下载 276K]
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  • CPR1000核电厂DCS缺省值设置及验证方法研究

    苏朝葵;赵鸿斌;张焕欣;

    对CPR1000核电厂DCS缺省值分析工作的分析范围、原则、方法、以及验证的相关内容进行简单的介绍。通过对缺省值设置及验证方法的研究和实施,可提高核电厂的运行安全,降低设备损坏的风险,避免不必要的跳机跳堆,优化机组运行操作,减轻操作员负担,将机组的可用率维持在较高等级。

    2010年S1期 v.30 9-12页 [查看摘要][在线阅读][下载 651K]
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  • 核电厂数字化安全仪控软件的V&V实现

    刘真;孙永滨;李季学;

    以日本三菱MELTAC安全级软件在核电厂中应用的V&V为例,就其主要的工作流程、步序、输入输出结果进行分析说明,以期为核电厂数字化仪控系统(DCS)软件V&V工作的自主化和国产化提供借鉴。

    2010年S1期 v.30 13-16页 [查看摘要][在线阅读][下载 199K]
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  • 基于仿真技术的安全级DCS功能图设计验证实现

    卢超;张黎明;张焕欣;

    介绍了在CPR1000仪控设计验证平台基础上,利用平台具备的工艺过程模型、仿真控制模型和人机界面功能,结合验证工具编制测试程序,对安全级DCS功能图(BD/SD)进行验证的方法。

    2010年S1期 v.30 17-20页 [查看摘要][在线阅读][下载 602K]
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  • CPR1000核电厂主控室数字化人机界面的验证与确认

    贾明;刘燕子;张建波;

    数字化人机界面的验证与确认(V&V)活动是核电厂主控室功能设计的组成部分,也是消除设计缺陷、改进设计方案的重要手段。本文主要介绍CPR1000核电厂主控室数字化人机界面验证与确认活动的实施范围、方法及内容。

    2010年S1期 v.30 21-25页 [查看摘要][在线阅读][下载 289K]
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  • 岭澳二期核电厂SOP程序验证

    贾明;刘燕子;张建波;

    岭澳二期核电厂采用了先进的状态导向法事故处理程序(SOP程序),该程序采用循环式结构,能够处理复杂工况。主要介绍岭澳二期核电厂SOP程序验证活动的实施方法、内容以及结论。

    2010年S1期 v.30 26-29页 [查看摘要][在线阅读][下载 233K]
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  • 核电厂数字化仪表控制设计一致性验证分析

    谢红云;徐晓臻;王春冰;

    描述了目前基于CPR1000核电厂数字化仪表控制设计验证平台,开展的仪表控制设计验证的范围、方法和流程。由于Level 1和Level 2设计由不同的设计团队来完成,因此Level 1和Level 2的一致性验证环节对于保证设计质量,极为关键。本文重点通过典型动态验证案例,来对控制功能设计(Level 1层)和画面、报警、规程等人机界面设计(Level 2层)的设计一致性验证进行深入分析。

    2010年S1期 v.30 30-33页 [查看摘要][在线阅读][下载 179K]
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  • 设计验证平台人机界面导入方法研究

    刘高俊;徐晓臻;

    介绍了验证平台在组态核电厂主控室人机界面时所应用的方法。图形自动导入方法能够最大限度地减少图形组态时工作量,并有很好的图形质量,能够保证验证平台以最快的速度完成升版,确保核电设计验证工作的顺利进行。

    2010年S1期 v.30 34-38页 [查看摘要][在线阅读][下载 1975K]
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  • 核电厂人因工程验证方法探讨

    刘燕子;张建波;贾明;

    对书面评价法、操纵员访谈法、静态仿真模拟法和动态实验法4类常用的核电厂人因工程验证方法进行了描述说明,比较了各种方法的优缺点,介绍了每种方法使用时的注意事项,为在核电厂开展验证时选择合适的方法提供了帮助。

    2010年S1期 v.30 39-42页 [查看摘要][在线阅读][下载 201K]
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  • 红沿河与岭澳二期项目KIC生命监控功能异同点分析

    毛婷;谭珂;梅世柏;

    电站计算机信息与控制系统(KIC)生命监控功能是KIC监控策略的重要组成。重点分析了从岭澳二期到红沿河项目由于DCS整体结构的变化对KIC生命监控策略产生的影响,并阐述了如何基于红沿河项目DCS特点和平台特性对KIC生命监控功能进行适应性设计,为后续CPR1000新项目的KIC监控功能设计提供了参考。

    2010年S1期 v.30 43-47页 [查看摘要][在线阅读][下载 1152K]
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  • 《IEC60964—2009核电厂控制室设计》的变化及对策

    刘燕子;

    IEC 60964《Design for Control Rooms of Nuclear Power Plants核电厂控制室设计》是核电厂控制室设计的主要法规标准和依据,该标准1989年首次出版,2009年进行了升版。本文对IEC 60964的两个版本进行差异性分析,以便更好地开展CPR1000及EPR项目控制室设计活动。

    2010年S1期 v.30 48-51页 [查看摘要][在线阅读][下载 210K]
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  • 核电厂主控室任务分析方法的建立和应用

    谭珂;张建波;毛婷;

    分析了核电厂主控室任务的要求、难点,对相关任务分析方法在核电厂任务分析中的适用性进行了评估,着重对任务量评估方法的合理性进行了探讨,并在此基础上建立了一套针对核电厂主控室、通过量化数据对操纵员工作对重要任务进行识别的最小单元任务分析方法。基于此方法对先进控制室后撤阶段任务进行任务分析,初步验证了这种方法可以识别出操作过程当中的重要任务。

    2010年S1期 v.30 52-57页 [查看摘要][在线阅读][下载 1114K]
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  • 核电厂数字化人机界面运行技术研究

    张学刚;

    数字化仪控系统的核电厂人机界面(HMI)技术的引入,为核电厂运行人员提供了一套全新的电厂监控技术手段,从而引入了新的运行原则、运作模式和任务组织方法。在对运行人员提供安全、便捷、丰富信息量的同时,也对传统运行习惯和监控方式带来了挑战。本文对核电厂主控室数字化人机界面运行技术进行了综合介绍,给出了其运行技术要点、与常规主控室运行方式的对比以及数字化运行方式引入问题的分析与对策。

    2010年S1期 v.30 58-61页 [查看摘要][在线阅读][下载 1473K]
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  • 核电厂主控室数字化运行画面的设计策略

    高智彦;张学刚;

    满足核电厂运行安全和人因工程要求的数字化运行画面是先进主控制室人机界面设计成果之一,它能支持主控室运行人员对现场设备进行分散控制、集中监视、分级管理。本文对核电厂主控室数字化运行显示画面的设计策略进行了综述,介绍了运行画面的设计类型、设计内容、层次结构及运行方式,并阐述了人因工程在CPR1000核电厂主控室运行画面设计过程中的应用。

    2010年S1期 v.30 62-67页 [查看摘要][在线阅读][下载 2109K]
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  • 进入汽轮机保护系统的跳堆信号在DCS中实现方案的比较

    孙伟;张焕欣;郭智武;

    核电厂汽轮发电机组保护系统的主要功能是当核电厂发生某些预定的故障或汽轮发电机组自身故障时,为汽轮发电机组提供安全停机手段,防止事故发生、扩大和损坏设备,对核电厂安全、稳定的运行起着至关重要的作用。为此,正确、全面地表征预定故障就显得尤为重要,它关系到汽轮机能否准确、可靠实现安全停机。基于此,本文结合某核电厂实际工程经验对送入汽轮机保护系统中用于表征反应堆跳堆信号的实现方案进行分析,通过运用概率论的方法,对两种方案进行具体的比较,得出相应的结论,为核电厂重要逻辑的实现方案做了有益的探讨,拓展了新的思路。

    2010年S1期 v.30 68-73页 [查看摘要][在线阅读][下载 1297K]
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  • 核电常规岛仪控测量信号配置的改进与探讨

    卢远光;张焕欣;顾凯;

    介绍了岭澳二期项目常规岛施工调试的实践经验,重点探讨了仪控系统现场一次仪表测量信号设置的合理性及可靠性,并提出了解决方案。

    2010年S1期 v.30 74-77页 [查看摘要][在线阅读][下载 299K]
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  • 核电厂温度测量仪表选型方法的探讨

    张继伟;李爽;彭华清;

    通过对温度测量仪表特点的分析,给出了在核电厂工程设计中温度测量仪表的选型方法、选型的流程以及选型过程中的一些注意事项,对核电厂温度仪表的选型工作提供参考。

    2010年S1期 v.30 78-81页 [查看摘要][在线阅读][下载 252K]
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  • CPR1000新项目DCS手自动无扰切换实现研究

    李公杰;田骏;王钊;

    无扰切换是调节系统设计时要考虑的主要问题之一。调节控制中自动切向手动后,在施加手动作用前,阀位保持在切换前自动信号决定的位置,不存在扰动问题;但由手动切向自动时,原决定于手动作用的阀位一般与自动装置计算出的阀位不完全一致,如果在实现上未采取措施,将产生扰动问题。本文主要论述CPR1000新项目DCS平台手自动无扰切换的实现方法。

    2010年S1期 v.30 82-86页 [查看摘要][在线阅读][下载 950K]
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  • CPR1000核电厂安全级DCS功能图设计

    周亮;张黎明;胡雪峰;

    介绍了CPR1000安全级数字化控制系统(DCS)功能图的主要特点,阐述了功能图的设计方法和设计流程,重点分析了从逻辑图模拟图向功能图转化的原则,研究了堆保护系统和安全级逻辑机柜的功能分组、逻辑图模拟图与功能图的对应关系以及继电器柜的功能接口等内容,最后讨论了反应堆保护机柜中参数旁通和通道旁通的原则。本文的设计方法已经在CPR1000核电工程项目中投入使用。

    2010年S1期 v.30 87-90页 [查看摘要][在线阅读][下载 1502K]
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  • CPR1000项目BUP/ECP硬件操作设备在BD/SD中实现研究

    张黎明;王巧燕;卢超;

    研究了CPR1000新项目中后备盘(BUP)/紧急控制盘(ECP)硬件操作设备指令如何在安全级DCS功能图(BD/SD)中实现的问题,结合DCS总体结构,分析了BUP/ECP上硬件操作设备与专设安全设施机柜(ESFAC)和安全逻辑控制机柜(SLC)软件逻辑的接口,分析了继电器逻辑与BD/SD的接口关系,并重点研究了BUP上硬件操作设备上状态指示灯控制逻辑和安全级模拟量调节功能在BD/SD中实现,解决了CPR1000 BD/SD自主设计过程中的关键技术问题。

    2010年S1期 v.30 91-96页 [查看摘要][在线阅读][下载 1264K]
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  • CPR1000新项目保护系统旁通功能设计

    王巧燕;张黎明;李恒;

    首先阐述了保护系统旁通的法规要求,然后介绍了CPR1000新项目安全级DCS的MELTAC平台的总体结构,分析了典型逻辑退化类型,最后提出了基于MELTAC平台的保护系统旁通功能设计方案以及结论。

    2010年S1期 v.30 97-102页 [查看摘要][在线阅读][下载 837K]
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  • CPR1000新项目安全级仪控系统定期试验方案

    张龙强;江辉;田亚杰;

    结合核电厂数字化保护系统平台大力推广应用的背景,从标准法规出发,梳理定期试验相关的标准体系,分析并消化标准对于定期试验的要求;根据核电厂工艺系统特点,进一步分析并说明了保护系统定期试验的功能要求,并设计了适应DCS平台的定期试验实施方案。

    2010年S1期 v.30 103-109页 [查看摘要][在线阅读][下载 660K]
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  • 岭澳二期失水事故监测系统设计过程

    李恒;彭华清;董孝胜;

    结合岭澳二期AREVA进行的失水事故监测系统(LSS)"V"循环设计过程,介绍了系统设计、软件需求、软件设计、软件验证、系统验证等环节,着重分析了LSS系统设计过程中应该特别关注的问题,为LSS系统设计、制造的国产化提供参考。

    2010年S1期 v.30 110-115页 [查看摘要][在线阅读][下载 2005K]
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  • 基于数字化技术的辐射监测系统仪控结构优化

    王骄亚;陈二虎;

    首先介绍了辐射监测系统仪控结构的传统设计方案(基于模拟技术),然后在其基础之上,对辐射监测系统的仪控结构及功能进行分析,最后结合数字化仪表的特点,给出基于数字化技术优化后的辐射监测系统仪控结构方案。

    2010年S1期 v.30 116-120页 [查看摘要][在线阅读][下载 1231K]
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  • 从事故分析导出安全仪控系统要求的方法研究

    田亚杰;田骏;蒋滨森;

    核电厂仪控系统特别是安全仪控系统的设计离不开对电厂事故分析中假设始发事件的研究,探讨如何通过对假设始发事件的分析导出安全仪控系统的功能要求。

    2010年S1期 v.30 121-127页 [查看摘要][在线阅读][下载 325K]
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  • CPR1000核电厂地震仪表系统设计优化

    李爽;张继伟;董威;

    简要介绍了CPR1000核电新项目地震仪表系统设计优化方案,并将优化方案与岭澳二期的方案进行了对比,重点分析优化方案如何在满足法规、标准要求的同时,完善地震仪表系统的安全评价分析信息测点功能。

    2010年S1期 v.30 128-131页 [查看摘要][在线阅读][下载 197K]
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  • CPR1000核电厂数字化仪表控制设计验证技术探讨

    谢红云;徐晓臻;张焕欣;

    基于CPR1000核电厂数字化仪控系统(DCS)设计验证平台,阐述了仪表控制功能设计与主控室人机界面设计正确性与一致性的验证,并通过几个典型动态验证案例,对设计验证技术进行深入探讨。

    2010年S1期 v.30 132-135页 [查看摘要][在线阅读][下载 200K]
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回路与设备

  • 红沿河核电项目除氧器超压问题分析及改进措施

    石建中;薛海青;关宇;胡友情;

    红沿河核电站现有除氧器在主蒸汽旁路工况下会发生超压问题,为了定量把握超压问题的实质,对现有除氧器在汽轮机旁路工况下的压力全变化过程进行了详细分析。分析表明,现有除氧器将在切入旁路工况5.2 s后内部压力超过设计压力,引起安全阀起跳并向大气排放蒸汽。为了提高系统的安全性,文章提出了将正常抽汽管道和旁路蒸汽管道分离设置,并在现有除氧器内增设鼓泡管系统的改进设计方案,利用新建立的数值分析模型对改进方案进行了理论验算。计算结果表明,改进后的方案可保证在主蒸汽旁路工况50 s内除氧器内部压力不会超过设计压力。

    2010年S1期 v.30 136-141页 [查看摘要][在线阅读][下载 1276K]
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  • 岭澳二期CRF系统循环水泵超功率问题分析与处理

    李华升;

    岭澳二期3号机组循环水泵在初次调试启动时,测量数据表明循环水泵超流量、超扬程、超功率。经过分析认为,超流量的原因有:一为系统阻力小,二为泵转速偏高,三为线性比例因子LSF计算偏差。本文对此比选了5个处理方案,最终决定采用切割叶轮的方法进行处理,使之满足合同要求的性能曲线,最后在现场进行性能试验予以再鉴定。

    2010年S1期 v.30 142-149页 [查看摘要][在线阅读][下载 5787K]
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  • 压水堆核电厂主给水泵设计输入选择及裕量取值分析

    胡友情;

    根据1 000 MW压水堆核电厂的特点,对常规岛主给水泵设计输入进行了分析,指出应选择一回路最佳估算流量下的接口参数为设计输入,给水泵的流量裕量取值为计算流量的5%、阻力裕量取值为计算阻力的10%能够满足电厂最大连续出力运行要求,并具有良好的经济性。

    2010年S1期 v.30 150-154页 [查看摘要][在线阅读][下载 372K]
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  • 蒸汽发生器水位控制瞬态分析及计算优化

    丁佳鹏;卢刚;姜成仁;李平洋;李强峰;

    蒸汽发生器水位控制的瞬态计算与分析是评估、预测核电站反应堆停堆、汽轮机停机的重要途径。目前的瞬态计算方法,大多未将控制过程纳入计算模型中,且核岛、常规岛按设计边界划分进行独立计算。本文将CPR1000核岛、常规岛瞬态控制过程进行整体分析和计算,在现有瞬态计算方法的基础上,在模型中加入了反馈控制环节,提高了计算的准确度。通过对计算结果及模型的误差进行分析,提出指导设计及运行的结论,进一步提高计算准确度的方法。

    2010年S1期 v.30 155-161页 [查看摘要][在线阅读][下载 1637K]
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  • AP1000常规岛热力系统管道国产化替代研究

    石英;苗卉;

    分析了AP1000核电站常规岛热力系统管道工作环境主要特点,梳理了AP1000核电站标准设计常规岛热力系统管道选材,对国内管道供货商进行了调研,对国内暂不能生产的管道进行替代研究,提出了AP1000核电站常规岛热力系统可供选择的国产管道。

    2010年S1期 v.30 162-167页 [查看摘要][在线阅读][下载 361K]
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  • 一种RRA进口死管段改进方案

    王佳;韩志航;刘正林;牛文华;王庆礼;

    主要描述了RRA系统进口死管段问题产生的背景,初步探讨了现象产生的原因,在考虑了阀门本体的特征基础上提出了一种改进方案,初步计算和分析了采用优化方案后对系统和机组运行的影响,可以看出,对机组的运行带来的影响是很小的,改进方案是可以接受的。

    2010年S1期 v.30 168-173页 [查看摘要][在线阅读][下载 806K]
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  • CPR1000核岛ECCS设计优化

    朱峰;魏淑虹;王庆礼;唐辉;

    在CPR1000堆型现有设计方案中,安注管线上没有热交换器,发生LOCA等事故后,需要安注系统和安全壳喷淋系统同时运行才能将堆芯热量导出安全壳。本文基于"CPR1000核岛ECCS(应急堆芯冷却系统)设计综合优化"的理念,提出对CPR1000现有H4管线进行改进,克服现有H4管线只能用于远期互备的缺点,实现事故后安注系统和安全壳喷淋系统快速互备的目的,提高CPR1000核电站的安全性。此外,通过本改进的实施,可以在事故稳定后适时停止安全壳喷淋,从而终止事故后对安全壳地坑滤网危害性较大的化合物的产生过程,提高事故后ECCS的长期安全性。

    2010年S1期 v.30 174-181页 [查看摘要][在线阅读][下载 2100K]
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  • 反应堆压力容器简体60年寿命疲劳裂纹扩展分析

    张庆红;刘攀;

    利用ANSYS程序,对反应堆压力容器筒体在正常运行工况下进行疲劳裂纹扩展分析,获得了反应堆压力容器筒体在60年寿期末的疲劳裂纹尺寸,按照RCC-M规范的要求,对压力容器在主管道破裂瞬态和主蒸汽管破裂瞬态下进行了快速断裂评价。研究结果表明,压力容器满足RCC-M规范的要求,不会发生裂纹失稳。

    2010年S1期 v.30 182-186页 [查看摘要][在线阅读][下载 211K]
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  • 燃料贮存格架的临界安全分析研究

    徐鹏;

    通过对中广核工程设计有限公司自主设计的新燃料贮存格架的临界安全分析计算,从计算的角度初步验证了该格架能满足临界安全准则,并通过该实际计算案例的描述,介绍了如何开展燃料贮存格架的临界安全分析计算。

    2010年S1期 v.30 187-195页 [查看摘要][在线阅读][下载 2497K]
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  • 非能动安注箱用于我国新建CPR1000核电站初步可行性分析

    郑红亮;张恒明;周彬;

    分析了我国早年与日本三菱重工联合开发的非能动安注箱运用于新建CPR1000压水堆核电站的适应性。初步分析了在设计、设备制造与供货、安装、役前试验等方面的技术环节的可行性。分析认为此运用提高了新建CPR1000核电站的安全性,技术上可靠并且可行,而由此产生的附加影响可以通过加强接口沟通得以解决。

    2010年S1期 v.30 196-202页 [查看摘要][在线阅读][下载 1207K]
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  • CPR1000安全壳地坑滤网上游分析

    王庆礼;李海伦;韩志航;唐辉;

    安全壳地坑滤网承担了重要的安全功能,其性能直接决定了应急堆芯冷却系统(ECCS)的可靠性和核电站的安全性。在早期设计中,假设安全壳地坑滤网堵塞率小于50%,这一假设不是保守的,存在现实的重大核安全风险,应该予以改进。地坑滤网上游分析用于确定地坑滤网设计条件,是地坑滤网改进的关键步骤。本文介绍了CPR1000安全壳地坑滤网上游分析的相关技术过程、研究经验及主要技术结论。通过精细分析方法在碎片产生及碎片传输分析环节中的应用,有效地减少了地坑滤网碎片负载估算量,避免了因过度保守引起的设备设计和布置困难。上游分析成果不仅用于岭澳二期地坑滤网改进项目,还可为优化后续CPR1000地坑滤网设计方案提供指导。

    2010年S1期 v.30 203-210页 [查看摘要][在线阅读][下载 1672K]
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热工与水力

  • 内陆核电厂冷端系统参数优化分析

    李振鹏;陶志伟;侯平利;严庆云;胡友情;

    主要针对内陆核电厂冷端优化的特殊性,以濒海核电厂冷端优化方法为基础,初步确定最新内陆核电冷端优化工作思路,对咸宁项目常规岛热力系统进行全面冷端优化,通过对优化数据的敏感性分析,论证了最新内陆核电冷端优化工作思路的正确性;在此基础上,对后续内陆核电项目常规岛热力系统冷端优化提出改进意见以及需要关注的问题。

    2010年S1期 v.30 211-216页 [查看摘要][在线阅读][下载 1554K]
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  • 核电站循环水系统瞬态计算和虹吸破坏阀选型分析

    王学华;范逸致;陈刚;

    以Flowmaster软件作为计算工具建立了核电厂循环水系统模型,计算了停泵工况下虹吸破坏阀故障不打开时循环水系统的最大水锤压力,对虹吸破坏阀的通流口径选取和阀门打开时间进行了敏感性分析,给出了能有效消除水锤的虹吸破坏阀选型要求。

    2010年S1期 v.30 217-223页 [查看摘要][在线阅读][下载 1297K]
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  • CPR1000堆型主给水隔离措施改进分析

    刘崇义;袁晓燕;郑辉;李振光;

    CPR1000机组主给水流量控制系统(ARE)的调节阀站位于常规岛厂房,由于其所在的常规岛厂房是按非核级抗震等级设计,故在叠加地震事件的工况下,ARE系统给水调节阀和隔离阀有可能被破坏,导致主给水不可控地注入蒸汽发生器,进而可能通过安全壳内蒸汽管道破口进入反应堆厂房,引起安全壳超压风险。文章主要是针对此问题提出改进方案,并从确定论和概率论两方面保证改进方案的可行性,以期能开展对主给水隔离措施的专题研究。

    2010年S1期 v.30 224-233页 [查看摘要][在线阅读][下载 1763K]
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  • 乏燃料元件密集贮存计算与分析

    沈季;

    主要利用ACCP程序和SCALE4.3程序包对压水堆的乏燃料元件密集贮存进行计算和分析。ACCP程序主要是用于计算获得不同富集度不同燃耗的核素成分。根据计算获得的同位素成分数据应用SCALE4.3程序包中的CASA25程序对贮存这种乏燃料的水池进行临界分析。针对岭澳3&4号机组乏燃料贮存池Ⅱ区建立计算模型。计算结果与ENSA报告符合良好,表明计算方法正确以及计算程序ACCP程序和SCALE4.3程序包可以应用于乏燃料元件密集贮存临界分析。初步建立了一套适用于燃耗信任制问题的计算软件包。

    2010年S1期 v.30 234-240页 [查看摘要][在线阅读][下载 1007K]
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  • 核电厂最终热阱冷冻水系统研究

    胡彬;田洪建;

    针对特殊地域环境下可能出现的重要厂用水系统(SEC)夏季水温过热的现象,提出了核电厂SEC系统采用机械通风冷却塔二次循环冷却方式及采用直流冷却方式下最终热阱冷冻水系统的选取方案,并对方案进行对比,确定最终热阱冷冻水系统采用板式热交换器的方式。通过理论分析,给出采用板式热交换器方式时冷冻水系统制冷量的确定方法。

    2010年S1期 v.30 241-247页 [查看摘要][在线阅读][下载 1277K]
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建安与调试

  • CPR1000机组T_7温度过高的对策研究

    肖伟;张艳娥;李增芬;王鑫;牛文华;

    中广核工程有限公司在开展阳江等南方滨海厂址的CPR1000机组设计建设过程中,发现由于核岛最终热阱设计基准温度(T_7)过高,导致核岛冷链系统对核岛系统的冷却不足,从而影响核岛系统正常运行的情况。由于CPR1000机组是按照"翻版+改进"的原则进行设计建造,各方均不希望对CPR1000机组的"布置方案、厂房土建结构"等进行修改。中广核工程有限公司设计院在固化参考电厂主要设计参数的前提下分析确定了CPR1000机组所适用厂址的核岛最终热阱设计温度上限值。继而探讨研究了各种潜在的基于核岛方面的改进方案,最终确定"调整核岛冷链系统运行模式"作为应对厂址T_7温度过高情况的改进方案,消除了核岛最终热阱设计基准温度过高的隐患。

    2010年S1期 v.30 248-252页 [查看摘要][在线阅读][下载 706K]
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  • 台山核电站内安全壳混凝土配合比设计

    王辉诚;乔实;

    内安全壳是核反应堆厂房的核心建筑物。由于在台山核电站首次使用C60/75混凝土,在借鉴国内外其他混凝土强度等级的配合比设计的基础上,从原材料的选择、混凝土配合比试验和模拟试验等方面论证如何获得理想的混凝土配合比。

    2010年S1期 v.30 253-258页 [查看摘要][在线阅读][下载 290K]
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  • 岭澳核电站3号机组降压变差动保护动作分析

    陈寿根;

    2010年2月9日,岭澳核电站3号机组进行厂用电电源切换试验,11时32分0GEW410断路器合闸,降压变A、B四套差动保护B相动作。在判断没有发生故障后,11时38分0GEW410断路器再次合闸,降压变A、B四套差动保护C相动作。故障录波器的两次合闸波形显示二次谐波比值大于定值20%,差动保护不应该定值。两次合闸,四套差动保护是正确动作还是误动。

    2010年S1期 v.30 259-263页 [查看摘要][在线阅读][下载 241K]
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  • 岭澳核电站二期3号发电机进相试验风险分析

    陈寿根;

    进相试验是发电机商运前必须要做的试验,试验数据将作为发电机今后进相运行的重要依据。发电机进相试验时有一定的风险,主要是随着发电机吸收无功不断加大,发电机有可能越过发电机静稳边界圆进入异步运行引起系统振荡。因此,发电机进相运行时必须限制发电机吸收的无功功率同时适当降低发电机的有功,防止试验时发电机突然越过静稳边界圆。根据岭澳二期3号发电机参数和系统参数计算出发电机的静稳边界圆,确定发电机进相的极限无功功率;再根据3号发电机失磁保护阻抗圆确定发电机进相试验时的最佳有功功率;确保发电机进相试验时不发生发电机不稳定运行。

    2010年S1期 v.30 264-269页 [查看摘要][在线阅读][下载 238K]
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  • 岭澳核电站二期3号发变组一次通流研究与应用

    赵岩;陈寿根;李振豹;

    发变组一次通流试验在核电站的调试过程中是非常必要的。岭澳核电站二期电气调试人员通过对3号发变组一次通流试验的研究和理论论证,创新了试验方法,试验实施取得圆满成功,试验结果符合要求,达到了预期效果。

    2010年S1期 v.30 270-274页 [查看摘要][在线阅读][下载 872K]
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  • 核电厂专用无线通信系统技术方案研究

    江上月;柴保发;曹御;翟守阳;邓晓飞;

    介绍了大亚湾、岭澳核电站无线寻呼系统现状,根据核电厂对无线通信系统的特殊要求,提出了通过改变无线通信系统固有的通信协议,根据需要可在特定区域内将普通的双向通信变成单向寻呼通信的优化设计技术方案,该方案适用于国内外各种类型的核电厂,并将成为CPR1000项目无线通信系统的标准设计方案。

    2010年S1期 v.30 275-279页 [查看摘要][在线阅读][下载 511K]
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质量与管理

  • 境外核电项目开发风险因素及经济分析

    方瑜;廖国平;

    核电海外项目开发需要面对政治、法律、经济、技术等诸多风险,这些风险与项目经济性密切相关。目前"走出去"商务测算主要参考以往国内项目的成本数据,有一定局限性。核电"走出去"经济分析应当结合不同合同模式下的范围、责任,根据目标国核电项目开发的风险分析,将风险因素量化转换为技术经济分析参数体系,形成项目开发风险分析与经济分析联动体系,才能更加科学地预测项目的风险与收益。

    2010年S1期 v.30 280-288页 [查看摘要][在线阅读][下载 1647K]
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  • CPR1000反应堆厂房安全壳钢衬里模块化实施方案研究

    张淑霞;鲁勤武;李家宝;陈金凤;

    通过对安全壳钢衬里拟采用的多种模块方案进行设计、施工、工期等比较,得出推荐方案。在此基础上进行施工吊具设计和吊装验算。并对吊装起重机及施工场地进行初步选择和规划。这将为在核电在建项目上推行安全壳钢衬里模块化建造技术,具有重要的工程实践指导意义。

    2010年S1期 v.30 289-295页 [查看摘要][在线阅读][下载 3005K]
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  • 核电厂放射性包容与通风系统

    田洪建;胡彬;

    核电厂在正常运行和事故工况下均会产生放射性物质,通风系统可以用来大大减少正常运行、事故工况下放射性核素的释放,并能起到缓解事故后果的作用。文章阐述了核电厂放射性包容和遏制系统,以及空气净化装置的组成和功能,通过综合对比各国标准,并在充分考虑我国基本国情的基础上,给出CPR1000与CPR1000+设计中可采用的部件的气密性要求和HEPA过滤器和碘吸附器的效率指标的推荐值,以供相关设计人员参考。

    2010年S1期 v.30 296-301页 [查看摘要][在线阅读][下载 388K]
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  • CPR1000核岛土建设计文件组卷研究

    张小平;李爱丽;

    介绍了对文件组卷的目的、背景,阐述了通过研究土建文件的设计逻辑和出版特点、结合下游土建施工的组织实施情况和对图纸的需求进度,完成CPR1000核岛土建施工文件组卷的过程和最终成果。为今后CPR1000机组土建设计文件的跟踪和管理,以及CPR1000机组的文件管理标准化提供了良好的实践和经验。

    2010年S1期 v.30 302-308页 [查看摘要][在线阅读][下载 406K]
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  • 飞机撞击核岛屏蔽厂房的有限元分析

    徐征宇;

    采用经典的显式有限元动力程序LS-DYNA,模拟商用大型飞机对核岛屏蔽厂房的撞击,混凝土有限元动力模型采用Holmquist-Johnson-Cook模型,用来模拟混凝土在大应变、高应变率下的非线性性能,同时评估屏蔽厂房的抗飞机撞击能力。

    2010年S1期 v.30 309-313页 [查看摘要][在线阅读][下载 1238K]
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  • 三代项目核岛设计计划编制经验反馈

    王皓;

    在参与EPR三代核电项目的建设过程中,以先分解、了解局部、再整体结合的观察方法,将其核岛设计计划编制、管理体系与CPR1000的设计计划编制、管理体系做了比较。尤其重点对EPR核岛设计计划中先分块编制,再通过逻辑关系联系成一个整体的做法作了相关研究。其中,重点关注了EPR设计计划中EPS、WBS分级与CPR1000计划中相关内容的异同,同时还就不同分块计划之间接口计划的作用作了相关阐述。其后又详细介绍了核岛土建、系统、布置三大类设计计划的具体编制方法,最后就计划中关键节点时间的确定作了相关推理论述,以达到工程经验反馈的目的。

    2010年S1期 v.30 314-318页 [查看摘要][在线阅读][下载 299K]
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  • 《核科学与工程》征稿简则

    <正>1)文稿务求论点明确,文字简练,数据可靠。篇幅为1万字左右。2)文题简明(20个汉字以内);中英文摘要须包括题目、作者姓名、作者单位、城市名、省名和邮政编码,并应写成叙述性文摘(含有研究目的、方法、结果和结论);关键词为3~5个。3)文稿应采用阿拉伯数字进行分级编号,最多可用4级。引言不编号,也不写"引言"字样。4)基金项目名称及项目编号、作者简介(第1作者姓名(出生年—)、性别(民族,汉族省略)、籍贯、职称、学位、从事专业)需以页下注形式写明。

    2010年S1期 v.30 322页 [查看摘要][在线阅读][下载 1342K]
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