核聚变

  • 静态铅铋中Pt/Air型氧传感器性能初步研究

    张敏;王艳青;吴斌;武欣;高胜;黄群英;

    液态铅铋合金氧测控作为加速器驱动次临界系统(ADS)的关键技术之一,对抑制结构材料腐蚀具有重要作用。为深入开展氧测控技术研究,自主研制液态铅铋氧测量及控制实验装置,并基于该装置开展Pt/Air型氧传感器在饱和氧浓度下的稳定性与精确性测试实验。结果显示,在625~786K温度范围内,Pt/Air型氧传感器电压信号经过传热产生的弛豫(<750s)之后稳定性表现良好,测量值的最大绝对偏差为10mV,最大相对偏差为1.5%,与理论值符合较好,其偏差主要来自热电压及氧化物的影响。

    2015年01期 v.35 1-7页 [查看摘要][在线阅读][下载 374K]
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  • Geant4自动建模方法研究

    聂凡智;胡丽琴;汪冬;王国忠;王电喜;龙鹏程;吴宜灿;

    Geant4是一种应用广泛的蒙特卡罗程序包,其计算模型可以用几何描述标记语言(GDML)描述,然而依赖手工建模耗时且容易出错。本文提出一种基于计算机辅助设计(CAD)的Geant4自动建模方法,该方法能够把复杂的CAD几何模型自动转换为Geant4支持的GDML格式几何模型。基于多物理耦合自动建模软件平台MCAM进行了该方法的研究,通过包括聚变反应堆模型FDS-Ⅱ在内的测试例题的测试与校验,初步验证其正确性和有效性。

    2015年01期 v.35 8-12页 [查看摘要][在线阅读][下载 153K]
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  • 10~(12)n/s氘氚聚变中子发生器旋转氚靶设计与传热分析

    王刚;于前锋;王文;宋钢;吴宜灿;

    本文设计一种用于1012 n/s量级氘氚中子发生器HINEG(High Intensity Neutron Generator)的旋转氚靶系统,对该系统的技术难点、机械和冷却方案等进行介绍,给出了该靶系统的设计关键指标参数,并利用CFD方法对该旋转靶系统的传热过程进行三维模拟和分析。分析结果表明,该靶系统在稳定运行时,靶片最高温度为48℃,靶系统采用的冷却方案可以有效地实现靶系统的散热,不会发生氚的大量释放和靶片熔毁。

    2015年01期 v.35 13-17页 [查看摘要][在线阅读][下载 330K]
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  • ITER内部ELM线圈导体残余应力的分析与改善

    李向宾;金环;

    本文主要介绍使用盲孔法和热时效工艺对辊压缩径成型的ITER内部边界局域模(ELM)线圈导体在弯曲前后其外部铠甲(Inconel 625)及内部铜导体(CuCrZr)的残余应力分布和应力改善情况进行的对比分析和研究。研究表明,导体成型的冷变形工艺会使得导体铠甲及内部铜导体的残余应力增加,相比于成型前残余主应力会增加1倍以上。线圈绕制工艺能够降低线圈外部铠甲、内部铜导体约20%残余应力。热时效处理工艺能够显著缓解绕制后的ELM线圈残余应力,线圈外部铠甲、内部铜导体的残余应力能降低约40%。此外,550℃恒温2h并快冷的热时效工艺不仅降低弯曲ELM导体样品外部铠甲及内部铜导体的残余应力,同时热时效处理能够使得外部铠甲及铜导体上的残余应力均匀化。在均匀化之后,外部铠甲与内部铜导体的平均残余主应力差(σ1,σ2)分别为27.07MPa和15.97 MPa,较导体成型工艺后的平均应力差分别降低了38.98MPa和31.67MPa。

    2015年01期 v.35 18-24页 [查看摘要][在线阅读][下载 321K]
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反应堆工程

  • 应用于反应堆热工水力程序的核态沸腾传热关系式评价

    李美琳;林萌;杨燕华;张昊;龚湛;

    本文以反应堆热工水力分析程序COSINE开发为背景,针对燃料棒和冷却剂换热及压力容器外部冷却时的核态沸腾两种特殊的工况,研究常用于计算热工水力程序的核态沸腾传热关系式的计算结果随影响参数的变化关系,比较不同范围内各关系式计算结果的差异程度和敏感性,为程序中用户选项的设置和进一步实验验证提供参考意见,研究表明高过热度工况最需进行实验验证,反应堆热工水力分析程序计算这两种工况下的核态沸腾传热更适宜选用Chen、Schrock-Grossman1、Wright和SchrockGrossman2公式。

    2015年01期 v.35 25-31页 [查看摘要][在线阅读][下载 544K]
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  • 裕量法的堆芯功率能力分析研究

    刘同先;吴磊;于颖锐;周金满;

    堆芯功率能力分析是在确定的反应堆运行模式下研究堆芯功率分布的控制,以满足核电厂在Ⅰ类工况下电厂机动性要求和Ⅱ类工况时安全性要求。传统的功率能力分析方法,比如综合法或较为先进的三维分析方法,均是计算功率分布相应的关键安全参数,并验证关键安全参数满足相应的设计准则。对于使用在线功率分布监测系统的压水堆,功率能力分析方法计算满足设计准则的最大功率水平。以西屋3DFAC方法为基础,给出裕量法功率能力的计算模型;并采用裕量法进行三门核电厂首循环特定燃耗步的功率能力分析,证明裕量法计算模型的合理性。裕量法计算模型不仅有助于工程设计人员快速掌握AP1000核电厂的功率能力分析方法;同时也为其他具有堆内监测系统的反应堆的堆芯功率能力分析提供参考。

    2015年01期 v.35 32-37页 [查看摘要][在线阅读][下载 221K]
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  • 压水堆核电厂内部水淹危害性分析方法初步探索

    郭丁情;

    内部水淹是威胁核电厂安全的风险源之一。根据国内外核电厂内部水淹防护设计的标准及实践,归纳提炼出具有工程参考意义的内部水淹危害性分析方法(源方法和设备分析方法),并以国内百万千瓦级压水堆核电厂特定房间为研究对象,采用源方法进行水淹危害性分析。分析结果表明该房间内的水淹对电厂安全不构成威胁,验证了内部水淹危害性分析方法的合理性和有效性。

    2015年01期 v.35 38-43页 [查看摘要][在线阅读][下载 269K]
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  • 压水堆乏燃料中间贮存技术研究

    刘彦章;王鑫;袁呈煜;莫怀森;

    本文通过调研主要核电国家的压水堆核电站乏燃料中间贮存与处理现状,分析研究近年来在压水堆核电站乏燃料中间贮存方面的趋势,明确乏燃料干式贮存技术将是未来压水堆核电站乏燃料中间贮存的主流。结合我国压水堆核电站乏燃料的现状并对未来核电站乏燃料贮存与处理工作提出建议。

    2015年01期 v.35 44-49页 [查看摘要][在线阅读][下载 164K]
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  • 改进的源倍增方法测量控制棒价值

    史永谦;李义国;鲁谨;洪景彦;吴小波;彭旦;

    该文给出了改进的源倍增方法测量控制棒价值的原理,在高富集度235 U燃料元件转换为低富集度235 U的微型中子源零功率反应堆上进行研究,实验测量微型中子源零功率反应堆中心控制棒的价值,与周期方法相比在2%内符合,但减少了测量时间。该方法为今后加速器驱动次临界系统ADS的次临界在线监督提供一种可能的方法。

    2015年01期 v.35 50-55页 [查看摘要][在线阅读][下载 148K]
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反应堆物理

  • 一体化增殖燃烧堆双向递推式倒料方案研究

    陈其昌;赵金坤;司胜义;

    一体化增殖燃烧堆利用自身的增殖特性,在堆芯内实现核燃料增殖和燃烧的一体化利用。其实现途径之一是将堆芯的燃料布置固定,而增殖燃烧波逐渐移动的行波堆概念,另一种则是通过定期倒料,保持堆芯内燃烧区相对固定的驻波堆。对于驻波堆,需要通过合理的堆芯布置与倒料方案来平衡燃料的燃烧和增殖过程,从而维持堆芯在整个寿期内的稳定运行。提出的双向式堆芯布置与倒料方案中,堆芯中心为燃烧区,燃料组件由内向外依次倒料,而在堆芯外围是增殖区,燃料组件由外向内依次倒料,该方案可以保持堆芯在整个反应堆寿期内具有稳定的功率分布。另外双向递推式堆芯布置与倒料方案最终的组件卸料燃耗是相对均衡的,所有从燃烧区倒出的组件都具有相近的燃耗,一般在30%左右。这使得一体化增殖燃烧堆可以在不进行燃料后处理的条件下,实现铀资源的高效利用。

    2015年01期 v.35 56-63页 [查看摘要][在线阅读][下载 430K]
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  • 直流蒸汽发生器分区域比例积分微分给水控制系统研究

    郭研;刘志宏;陈保同;刘现星;刘翠英;

    直流蒸汽发生器(OTSG)对给水控制的要求较高。在常规比例-积分-微分(PID)控制系统的基础上,引入分区域控制方法,并结合三冲量控制方法,设计三冲量分区域PID给水控制系统。仿真结果表明,在负荷扰动时,OTSG在该控制系统作用下超调量更小,稳定时间更短,控制性能得到了提高,具有一定的工程应用价值。

    2015年01期 v.35 64-68页 [查看摘要][在线阅读][下载 228K]
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  • 运动增殖系统内中子引发持续裂变链的概率

    王喆;洪振英;

    针对具有一定速度的流动介质构成的增殖系统,依据概率守恒关系,在相对速度相空间建立中子引发裂变链概率的微分-积分方程,推导考虑流体宏观运动影响的表达式。在一维球对称坐标系下,采用离散纵标(SN)方法计算考虑和不考虑流体情形中子引发裂变链的概率,并分析其随时间演化过程的差异。结果表明,堆体材料沿径向方向向外运动时,近似考虑流体运动中子引发持续裂变链的概率计算结果高于不考虑流体运动的计算结果,在流体最大速度为30cm/μs(接近1keV的中子速度)时,二者的差别约为6%。对运动介质宏观运动影响的考虑,提高了实际物理建模的合理性,对于堆体的不同体元具有膨胀和压缩等复杂运动形态或体元的运动速度较高的情形,近似考虑流体运动影响是非常必要的。

    2015年01期 v.35 69-75页 [查看摘要][在线阅读][下载 286K]
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  • 网格和物理模型在计算流体动力学中的应用研究

    张亚勃;张东辉;

    三维数值分析方法特别是计算流体动力学(CFD)技术越来越普遍的应用于反应堆热工流体设计中,载热质通常都具有高温、高压、流场形状不规则等诸多特点,在考虑复杂流场中对流项与扩散项综合作用的同时,还需要考虑到温度、压力、相变对流动的影响。本文就应用于反应堆热工水力设计中特殊形状流道和狭窄通道的数值计算方法进行调研,对三维模型的建立方法、差分方法的选择、特殊流场的数学模型修正以及计算的高效性和多尺度耦合方案进行了概要的介绍。

    2015年01期 v.35 76-82页 [查看摘要][在线阅读][下载 257K]
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核电厂

  • 核电厂压水堆超温保护定值ΔT干扰探析

    陈永伟;付敬强;

    核电厂压水堆超温保护定值ΔT主要功能为防止发生偏离泡核沸腾,实现燃料包壳保护。本文描述核电厂ΔT定值信号波动大的故障,并通过对超温保护定值各个因变量的敏感度分析和仿真,对干扰源和被干扰对象进行定位。同时对波动现象及其原因采用排除分析法,确定电缆布局的设计缺陷为故障原因。之后给出了解决方案,并通过现场工程实施进行了验证,证明本方法的有效性和可行性。

    2015年01期 v.35 83-88页 [查看摘要][在线阅读][下载 249K]
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  • AP1000核岛厂房防火分区设计

    李艳丽;关炜;陈琳;

    本文主要对AP1000标准化设计的核岛厂房防火分区的划分情况进行说明,列举边界设置情况,如防火屏障、隔离部件(防火门、防火阀和防火封堵等)的耐火极限设计,通过对比规范条款的方法说明AP1000核岛厂房防火分区设计与相关法规标准要求的差异性,并给出改进的建议。

    2015年01期 v.35 89-94页 [查看摘要][在线阅读][下载 226K]
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  • 核电厂安全壳极限抗压承载力及影响因素分析

    宋辰宁;侯钢领;周国良;

    核电厂安全壳极限抗压承载力、影响因素及其规律是核电结构安全评估、事故处理和结构设计的关键问题。本文以某安全壳为例,采用损伤塑性模型模拟混凝土的力学性能,双线形应力-应变模型模拟钢衬里和预应力钢束的材料非线性,基于ABAQUS软件系统地分析了核安全壳极限抗压承载力,并给出结构自重、预应力、钢衬里等因素的影响规律。研究表明,当内压增大到0.87MPa时,安全壳筒壁上部混凝土开始进入塑性;当内压增大到1.02MPa时,钢衬里最大拉应变超过限值3 000×10-6,安全壳达到极限状态。在各种影响因素中,预应力和钢衬里对安全壳的极限内压和破坏形式起着关键作用。本文研究结果对核安全壳极限承载能力分析、结构设计和安全评定等方面具有一定的参考价值。

    2015年01期 v.35 95-102页 [查看摘要][在线阅读][下载 442K]
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  • 核电站双层安全壳施工技术的创新和需要研讨的问题

    王开华;魏建国;秦亚林;钱伏华;孙春峰;周书奎;杨金辉;

    本文叙述了核电站双层安全壳施工技术的创新。诸如双壳施工顺序、模板选用、钢筋绑扎、预埋件安装、混凝土配置、预应力张拉、钢衬里安装、数字化和管理信息系统等方面的创新。并根据双壳施工特点,提出了需要继续改进的技术问题。

    2015年01期 v.35 103-111页 [查看摘要][在线阅读][下载 170K]
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  • 电子器件热防护技术及在核机器人中的应用

    韩延龙;栾伟玲;张衍;吴国章;高峰;

    工作环境温度过高或热量无法连续排出都会导致电子器件可靠性和运行效率降低,甚至失效,电子器件进行热防护是特殊场合应用电子系统的必要条件。本文综述电子器件常用的热防护方法,介绍喷射技术、相变材料、热电制冷等新型冷却技术,概述计算机模拟软件在热防护性能研究及优化方面的应用。最后针对核机器人热防护的特殊工况,提出防护建议。

    2015年01期 v.35 112-122页 [查看摘要][在线阅读][下载 454K]
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  • 核电厂二回路热力系统的参数优化

    刘成洋;阎昌琪;王建军;

    提高核电厂的热效率可带来巨大的经济效益。本文采用定功率法对核电厂二回路热力系统进行热平衡计算。以二回路蒸汽压力和冷凝器传热端差为优化变量,在满足蒸汽发生器蒸汽产量、高低压缸功率比和低压缸排汽压力在某一范围内变化的约束条件下,寻求核电厂效率的最大值。文章对优化变量的敏感性进行分析,利用新型混合粒子群算法进行优化计算后,核电厂效率提高了0.5%,优化效果显著。

    2015年01期 v.35 123-129页 [查看摘要][在线阅读][下载 294K]
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核安全

  • 核电厂中临时可燃物的火灾影响区域研究

    赵庆南;喻新利;

    核电厂中的临时可燃物种类多且可能出现的位置范围广,是核电厂中的重要起火源之一。本文介绍火灾影响区域的一般计算方法;针对核电厂的特点,提出适用于核电厂中临时可燃物火灾影响区域分析的热气层分析方法和除热气层外其他火灾影响区域的立方体模型;以电缆为火灾目标物,计算出在临时可燃物的不同热释放速率取值下火灾影响区域的立方体模型大小。

    2015年01期 v.35 130-135+140页 [查看摘要][在线阅读][下载 135K]
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  • 核电站执行机构接收不同安全级指令的控制方法研究

    唐立学;张楠;范瑾;李亮;

    集散控制系统现已成为核电站主流控制系统,分为1E级和非1E级两个部分。对于核电站安全级执行机构,由于其接收来自不同安全级系统的指令,使得对安全级执行机构的控制成为核电控制中的难点。本文就此类执行机构的控制方式展开讨论,首先介绍国内某新建核电项目中已实施的对这类执行机构的控制方式。文中基于已实施的方案提出修改措施,主要是两点:(1)在信号优选模块中增加"就地控制模式"功能,当优选模块在收到到安全级指令的时候相对非1E级控制系统进入"就地控制"模式;(2)在非1E级控制系统中的安全级执行机构模块中设置远程控制模式,使得该设备在执行安全级命令时,非1E级控制系统放弃对其控制。基于对修改方案逻辑正确性的验证,并对修改前后的方案在可靠性、安全性和经济性方面的对比,得出修改后的方案优于已实施方案的结论。

    2015年01期 v.35 136-140页 [查看摘要][在线阅读][下载 122K]
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  • 二代改进型核电厂严重事故下一回路卸压时机敏感性研究

    种毅敏;杨志义;石雪垚;张佳佳;李春;倪曼;徐雨婷;

    一回路卸压是核电厂缓解严重事故的必要手段,也是严重事故管理导则(SAMG)的重要内容,国内核电厂严重事故管理中对一回路卸压的要求并不相同,本文基于典型二代改进型核电厂SAMG演练的场景,使用一体化计算程序MAAP4,对一回路卸压时机进行敏感性分析,比较不同卸压时机对缓解严重事故效果的影响,所给出的结论可为相同类型核电厂制定严重事故管理策略时提供参考。

    2015年01期 v.35 141-147页 [查看摘要][在线阅读][下载 410K]
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  • 用PARCS/TRACE/ROBIN程序系统研究秦山二期弹棒事故

    冯进军;胡威;周克峰;李明;肖红;柴国旱;

    利用美国核管制委员会(US NRC)堆芯三维中子动力学软件PARCS、热工水力软件TRACE、辅助建模软件SNAP以及具有国内自主知识产权的压水堆燃料组件计算软件RONBIN,建立了秦山二期两环路压水堆物理模型和热工水力系统模型,进行弹棒事故模拟计算,得出合理的计算结果。AFA 3G燃料组件的两维中子输运计算由ROBIN程序完成,生成的宏观中子截面参数被传递给PARCS程序作为输入。然后由PARCS程序进行堆芯三维弹棒模拟计算,得到事故过程中的核功率变化趋势。最后将反应堆功率瞬态数据输入TRACE热工水力系统模型计算系统压力响应以及燃料包壳和芯块温度。本文通过使用与设计单位完全不同的软件体系,独立地验证了该堆型在弹棒事故下的安全性。

    2015年01期 v.35 148-156页 [查看摘要][在线阅读][下载 644K]
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  • 压水堆核电厂严重事故卸压阀能力评估

    邵舸;佟立丽;曹学武;

    在百万千瓦级压水堆核电厂中为防止高压熔堆严重事故发生时发生高压熔喷(HPME)和安全壳直接加热(DCH),参考EPR堆型在稳压器上额外设置严重事故卸压阀(SADV),对主系统进行快速卸压。建立百万千瓦级压水堆核电厂事故分析模型,选取丧失厂外电叠加汽动辅助给水泵失效,一回路管道小破口以及丧失主给水三条典型严重事故序列,进行系统热工水力及卸压能力分析。计算结果表明:如果不开启严重事故卸压阀,三条事故序列在压力容器下封头失效时一回路压力均较高,有发生高压熔喷和安全壳直接加热的风险。根据严重事故管理导则开启严重事故卸压阀,可以有效降低一回路压力,三条事故序列均可以防止高压熔喷和安全壳直接加热发生。针对卸压阀阀门面积的影响进行分析,表明阀门面积减小到4.8×10-3 m2后下封头失效时RCS压力会有所增加,仍然能够满足RCS的卸压要求,且可延迟下封头失效时间。

    2015年01期 v.35 157-162页 [查看摘要][在线阅读][下载 411K]
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  • 三门核电厂稳压器安全阀误开启事故研究

    陈杰;唐钢;邵舸;佟立丽;

    稳压器安全阀用于核电站一回路系统和设备的超压保护,如果发生故障卡开,将造成冷却剂丧失事故(LOCA)。本文使用机理性分析程序对三门核电厂1号机组进行建模,并对稳压器安全阀误开启导致的LOCA事故进行模拟分析,研究在稳压器水位较高的情况下,非能动安全设施对LOCA事故的响应情况。之后,为验证三门核电站对类似三哩岛事故的应对能力,假设丧失给水叠加稳压器安全阀卡开事故并进行相应事故分析。通过以上两个事故的分析表明,三门核电厂的非能动安全设计能够应对稳压器安全阀故障造成的LOCA事故,保证对一回路补水,不会造成非常严重的事故后果。

    2015年01期 v.35 163-168页 [查看摘要][在线阅读][下载 402K]
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  • 核电厂堆芯损伤评价研究及软件开发

    李文静;马如冰;唐景宇;赵博;付霄华;

    核电厂发生事故后,需要及时准确地判断反应堆堆芯损伤状态,以便为应急决策提供必要的技术支持。基于国际上堆芯损伤评价方法研究现状,重点介绍适用于我国在建和运行压水堆核电厂的堆芯损伤评价方法,并开发堆芯损伤评价软件,从而有效支持核电厂的应急决策,进一步提高核电厂的安全水平。

    2015年01期 v.35 169-173页 [查看摘要][在线阅读][下载 353K]
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  • 两裂纹在核管道中应力强度因子的相互影响研究

    白鑫;谢里阳;

    随着核电站的老化,核管道安全评估变得更为重要。以往核管道的损伤容限评定通常只考虑单一裂纹问题,或只局限于研究一个主裂纹的问题,或主要集中于考虑两个裂纹满足何条件时,二者方可合并为一个裂纹的问题,对多裂纹情况下应力强度因子变化规律的研究较粗糙。在理论与方法方面,多裂纹问题一直是断裂力学不够完善的部分。本文以核管道的内表面裂纹为对象,采用有限元法分析核管道两个裂纹情况下的应力强度因子,得到其随裂纹间距、裂纹长度、裂纹深度变化的规律。又两个裂纹的现象为多裂纹现象中最基本的情况,即本研究工作可为存在多裂纹的核管道的安全评估提供方法依据。

    2015年01期 v.35 174-180页 [查看摘要][在线阅读][下载 378K]
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数字化管理

  • 由“震网”病毒事件浅议核电站信息安全现状及监管

    胡江;孙国臣;张加军;侯秦脉;

    随着核电站控制系统的数字化与网络化程度的不断提高,核电站信息安全所面临的威胁越来越值得高度重视。本文借助"震网"病毒的例子首先介绍目前工业控制系统所面临的风险,然后引申到核电站信息安全可能存在的问题,并介绍美国NRC在应对核电站信息安全威胁时采取的措施和提出的一些针对性的管理导则,最后根据我国核电站的特点对核电站信息安全监管提出建议。

    2015年01期 v.35 181-185+192页 [查看摘要][在线阅读][下载 163K]
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  • 核电站仪控全数字化改造项目规划和策略

    蔡俊东;

    国内早期核电机组仪控系统主要采用80年代的主流设计,以模拟仪表和继电器控制回路为主。这些设备的设计寿命至少已超过20年,硬件的老化,人员知识结构的老化和电站对机组安全性、可靠性和操作/维护需求的提高,促使电站管理者将仪控数字化改造作为电站整体战略的一部分。通过分析核电站仪控系统改造的必要性和复杂性,借鉴国内外核电站改造项目经验,从电站生产和维修管理角度,对核电站全数字化改造的项目规划和技术准备提出可行的方法和意见。从需求角度加强电站主体对项目设计和实施过程的质量管理,强化改造项目的闭环控制,以提高改造项目在生产和维修活动中的风险控制,确保机组寿期内能安全稳定运行。

    2015年01期 v.35 186-192页 [查看摘要][在线阅读][下载 209K]
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  • 《核科学与工程》征稿简则

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    2015年01期 v.35 194页 [查看摘要][在线阅读][下载 465K]
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