反应堆保护系统相关论文
报警系统作为核电厂主控制室人机接口重要组成部分，主要用于提示操纵员电厂状态或参数偏离或者即将偏离正常运行区间，指导操纵员采取......
针对方家山核电厂反应堆保护系统（RPS）运行检修和定期试验时存在的误启动柴油机等缺陷,进行了问题原因分析;结合核电厂经验反馈提出......
反应堆保护系统用于监测与反应堆安全有关的物理和过程测量参数，确保在发生设计基准事故时自动触发紧急停堆和/或专设安全设施，从而......
秦一厂反应堆保护系统是基于TXS平台的数字化系统,其安全可靠性直接关系到核电厂的安全稳定运行.本文描述了秦一厂在功率运行期间......
反应堆保护系统是核电厂中非常重要的安全系统,主要用于保护反应堆、环境及人员的安全,属于核电厂1E级仪表控制设备,其自身的可靠......
本文主要介绍一种系统可靠性定量分析方法.文章以组成系统最小回路的各个卡件的失效率作为分析系统可靠性指标的输入,根据系统本身......
作为首次采用Tricon数字化平台实现的核电厂反应堆保护系统,方家山核电厂保护系统体现了数字化技术的强大优势,但也不可避免地遇到......
为建立基于现场可编程门阵列(FPGA)的反应堆保护系统的可靠性模型,以对系统安全提供有效的分析与验证手段.本研究采用故障树、随机......
HTR-PM反应堆保护系统是高温气冷堆核电站重大专项关键技术.在工厂测试期间对反应堆保护系统执行T3定期试验,旁通开关从旁通位打至......
反应堆保护系统的可靠性研究是核电站仪控领域的热门课题。本文以高温气冷堆示范工 程（HTR-PM）的反应堆保护系统为研究对象，讨论保护......
在核电站的设计和运行中，安全是至关重要的。反应堆保护系统的主要功能是保证安全停堆以及防止放射性材料的释放。为了防止无保护瞬......
会议
综 述 从大亚湾三环路到秦山二期两环路看我国核电站自主设计能力 ……………………………………………………………………………......
随着数字化技术及软件系统的广泛应用,很多事故是由于部件间异常的交互所引起,传统的分析方法已经力不从心,基于STAMP(Systems-The......
从并行处理的角度描述了属于粗粒度或中粒度的二种并行结构，将其应用于先进的１０ＭＷ高温气冷堆核电站Ｉ＆Ｃ仪表控制系统中。所谓粗粒度并行结构......
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/T 5204和IEEE 338的设计要求,本文基于定期......
某CPR1000核电项目采用三菱MELTAC-N plus R3平台的定期试验系统(Automatic Tester)完成反应堆保护系统T2及T3定期试验,该平台及设......
高温气冷堆是一种清洁、安全、经济的新能源,被世界核能专家公认为21世纪新一代核电站的首选堆型之一。国际原子能机构官员和专家......
本课题在法国快堆系统分析程序OASIS的基础上,开发出适用于池式钠冷快堆系统的交互式安全分析软件,并基于中国实验快堆(CEFR)的设......
本文描述了意大利标准压水堆的总体设计,根据意大利国家能源规划,计划建造的7至8座反应堆将采用这种压水堆。适合意大利条件的一些......
本文描述一种新型的用于反应堆启动过程中的功率和周期测量及周期和小功率保护装置。它以 BF_3正比计数管和裂变电离室为探测器,测......
综苏联切尔诺贝利核电站事故及其经验教训·········································......
用数值方法模拟核电厂控制调节系统的运行特性,是核电厂运行瞬态分析的重要组成部份。文章介绍了核电厂功率、旁通排放、蒸汽发生......
本文叙述了核电站从开始试验到启动的全过程,并简要地介绍了电站启动的三个阶段的试验安排和要求。
This paper describes the wh......
本文阐述了反应堆保护系统在线检验的必要性,分析了保护系统的故障模式.提出能对保护系统各种类型故障进行检测的简单的在线检验方......
文章主要以小型核热电站为例,对二回路主蒸汽管道破裂事故的瞬态过程进行了分析。为核热电站堆芯控制棒、化容系统和蒸汽发生器限......
文中简单介绍了核电站运行必须遵守的安全准则以及法国900MW核电机组的两种不同的运行模式(A模式和G模式),并比较了它们之间的基本......
描述了２００ＭＷ低温核供热站ＳＰＤＳ系统。着重讨论了系统的基本功能、系统的结构、安全监测参数的分析选择及ＳＰＤＳ的显示画面设计等设计技术问题。
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本文分析了采用低富集度ＵＯ_２燃料和轻水慢化剂的零功率装置几种假想的极限事故。分析结果表明，即使发生瞬发超临界事故，只要反应堆保护......
<正>1 引言 尽管经历了三哩岛和切尔诺贝利两次严重事故的冲击,核能仍然是一种有生命力的能源。据1992年统计,世界上有420座核电......
根据保护系统的技术发展及最新的电子技术，并结合２００ＭＷ核供热站的特点，提出了一种改进的保护系统设计方案。该设计方案在信号转输环节应用......
以计算机为基础的工具,正在成为培训计划的基本组成部分。近年来,核工业界在提供更加广泛的、以利用核反应堆模拟器为基础的教育......
近年来,国际上提出了一种改进反应堆安全性的新概念“非能动安全”,即通过采用非能动安全措施提高反应堆的安全性和可靠性。第4代......
N中取M系统是反应堆保护系统中的冗余设计。通过分析系统拒动率、误动率两个量化指标,得到严格数学公式,并做了近似计算。基于公式......
中国实验快堆(CEFR)核测量系统(NIS),其主要功能是完成反应堆由首次启动至120%P_n(P_n为额定功率)运行全过程中的中子注量率、反应......
1概述中国实验快堆(CEFR)功率试验(C阶段调试试验)的目的是验证CEFR在稳定运行和预期的瞬态运行工况下,其性能符合设计要求。在功......
采用双触点和快速采集的方法,设计保护测量通道响应时间自动测试功能,并应用于秦山核电厂二期扩建工程定期试验。调试和运行情况表......
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......
核电站具有特殊的安全要求,当发生事故,操纵员需要确认反应堆保护系统是否已经正确执行相应的安全动作,确保反应堆处于可控状态。......
反应堆保护系统执行核电厂最重要的安全功能。本文提出了基于Tricon V10 PLC平台的反应堆保护系统方案,详细介绍了保护系统的结构......
在加速器驱动的次临界(ADS)系统中,次临界反应堆的功率控制是通过控制束流强度来实现。监测堆外中子注量率,不仅提供了反应堆功率......
阐明核电厂安全级数字化仪控系统模拟量输入模块的特点,详细地分解了模块的响应时间,分析各部分电路参数对响应时间的影响。通过建......
随着全球对于清洁能源的需求日益增加,核能作为新型的清洁能源已广为应用。在全球范围内大大小小的核电站已陆续建立起来并且在社......
CPR 1000机组在应用SOP程序处理事故的过程中,一、二回路操纵员之间的沟通协调点在程序中有明确的说明,一回路操纵员要时刻关注TRI......
核电厂保护系统的可靠性直接影响核电厂的安全运行，如何保证保护系统的可靠性是系统设计必须解决的问题。FMEA是在产品设计开发过程......
