简介:现代计算机技术的迅猛发展使之在工业领域中的应用越来越广泛,在核电站中的应用已成为一种明显的发展趋势。在核电站安全系统中应用数字计算机,或者说应用计算机化的数字保护系统来替代模拟保护系统,也已成为一种发展趋势。怎样才能在核电站安全系统中应用数字计算机,怎样才能在核电站中采用计算机化的数字保护系统(或称数字化保护系统),这已经成为核电站的工程建造部门、设计部门和核安全管理当局十分关心的问题。要想在核电站安全系统中应用数字计算机或者在核电站中采用数字化保护系统,必须首先要解决两个问题:——设计标准和准则;——在核电站安全系统中应用计算机时,需要考虑哪些特殊的技术问题,或者说数字化保护系统与模拟保护系统相比较,需要考虑哪些特殊的技术问题。本文就这两个问题来探讨。1关于核电站安全系统中计算机应用的有关导则和标准1.1IEC标准有关计算机在核电厂仪表控制中应用的国际标准有3个,都是由国际电工委员会(IEC)制定的:
简介:本文旨在通过蒙特卡罗(MC)理论模拟计算方法来确定地面放射性测量模型标准(Y系列模型体源)表面中心点上方不同高度的剂量率/比释动能率,为将我国地面放射性测量模型标准转化为环境电离辐射模型体源标准提供理论依据。在建立MC数学理论模型的基础上,采用MCNP模拟计算软件计算Y系列模型体源表面中心点上方不同高度的空气吸收剂量率/空气比释动能率,由此,拟合出了能客观反映我国模型体源表面上方单位放射性核素含量的空气吸收剂量率/空气比释动能率,并对其计算结果与其它实验方法实测的结果(G(E)函数法、高气压电离室法、TLD法)进行了比对,比对结果在10%内符合;同时对其计算结果的不确定度进行了评定,其合成标准不确定度为3.0%。
简介:1引言核电厂的固有质量是设计过程中设计出来的,是在核电厂建造过程中实观并在电厂运行过程中体现出来的。保证核电厂设计的质量,在一定程度上就保证了核电厂的质量。因此,核电厂设计的质量保证至关重要。然而,一方面设计过程不产生看得见,摸得着的“物项”。设计的质量不能定量地被测定,也不会直观地显现出来。对设计质量,往往只能提出一些定性的软指标要求。另一方面,我国的核安全法规HAF0400《核电厂质量保证安全规定》及其导则HAF0406《核电厂设计中的质量保证》对设计过程捉出的质量保证要求也是比较笼统和原则性的。由于这两方面的原因,很可能会导致人们对设计过程中的质量保证不象对核电厂建造过程中的质量保证那样重视。事实上,目前国内也确实存在着这种“重硬轻软”的倾向,笔者认为,要保证核电厂的质量,必须首先抓住核电厂设计的质量。在核电厂建设的初期,即设计阶段,应该特别重视设计质量保
简介:对于高可靠性、长寿命的专用设备,随着研制阶段的不断深入,其可靠性越来越受到重视和关注,为了考核其相应的可靠性指标,需要开展加速寿命试验研究。为了在节省加速寿命试验时间和费用的条件下,同时可获得精度和稳健性较好评估结果,在充分利用该专用设备以前恒加试验信息的基础上,基于两个加速应力水平,推导出了正常应力水平下,以该专用设备对数特征寿命的渐进方差为目标函数的步进试验方案优化设计的数学模型,文中基于该数学模型结合该专用设备的可靠性试验周期和试验样本量,给出了步进试验的优化设计方案。