【摘 要】
：
伊朗“震网病毒”事件以来,全球核电厂仪表和控制系统(简称“仪控系统”)面临日趋严重的网络攻击威胁,而仪控系统的安全直接影响核电厂的安全稳定运行.国际电工委员会(IEC)已在核电厂仪控系统网络安全防范方面发布了若干标准,包括网络安全防范总体要求的标准(IEC 62645)及协调核安全(Safety)和网络安全(Cybersecurity)的标准(IEC 62859).然而,核电厂还迫切需要专门针对核电厂仪控系统的、涵盖仪控系统全生命周期的具体指引,用于指导核电厂实施网络安全管控措施,以预防、检测和处置网络攻
【机 构】
：
华能山东石岛湾核电有限公司,山东荣成264312;清华大学核能与新能源技术研究院,北京100084
论文部分内容阅读
伊朗“震网病毒”事件以来,全球核电厂仪表和控制系统(简称“仪控系统”)面临日趋严重的网络攻击威胁,而仪控系统的安全直接影响核电厂的安全稳定运行.国际电工委员会(IEC)已在核电厂仪控系统网络安全防范方面发布了若干标准,包括网络安全防范总体要求的标准(IEC 62645)及协调核安全(Safety)和网络安全(Cybersecurity)的标准(IEC 62859).然而,核电厂还迫切需要专门针对核电厂仪控系统的、涵盖仪控系统全生命周期的具体指引,用于指导核电厂实施网络安全管控措施,以预防、检测和处置网络攻击.IEC相关工作组于2016年启动核电厂仪控系统网络安全管控标准(IEC 63096)的编制工作,该标准已于2020年10月正式发布.本文介绍了 IEC 63096标准的架构和主要内容,重点分析该标准与其他相关标准的联系和差异,特别总结了该标准中建议的网络安全管控的实施流程,以帮助核电厂设计开发方、制造安装调试方和运营维护方等单位了解和应用该标准.
其他文献
惰性基弥散燃料芯块(inert matrix dispersion pellet,简称IMDP)相比传统的UO2燃料热导率显著提升.目前已经完成模拟IMDP的制备工艺摸索,制备获得的模拟IMDP性能良好.结合制备工艺优化需求,研究TRISO颗粒分布形式及其离散化对IMDP燃料传热性能的影响.结果表明:稳态运行工况下,IMDP的峰值温度显著低于UO2芯块;采用均匀化假设的有效热导率计算IMDP温度分布时,需额外考虑TRISO颗粒离散化造成的惩罚;TRISO颗粒封装百分比一定时,其离散分布形式对IMDP芯块的
为了得到示范快堆主容器氩气空间内各类支承表面的温度场情况,通过流体力学软件FLUENT,应用低雷诺数湍流模型和DO辐射模型对正常运行工况下示范快堆氩气空间进行了数值模拟,给出了氩气空间整体的流场,泵支承、中间热交换器支承和独立热交换器支承处的温度场、流场情况,并对结果进行了分析.本工作的计算结果将为示范快堆氩气空间的设计提供依据,为相应的实验预研提供参考.
螺旋管式直流蒸汽发生器结构紧凑、换热效率高,因此被广泛应用于先进小型堆设计中.目前常用的反应堆热工水力分析程序由于缺乏螺旋管的传热、阻力关系式,不适用于螺旋管螺旋管式直流蒸汽发生器的研究.本文对水在不同结构螺旋管内的传热、流动阻力特性进行实验研究,得出螺旋盘管直径对传热影响明显的结论,并根据实验数据拟合建立螺旋管传热及流动阻力关系式.基于实验拟合关系式以及成熟的热工水力计算模型,集成开发了专有螺旋管热工水力分析程序.对于软件的验证与确认,将程序计算结果与理论计算和实验测量的传热系数及流动压降进行对比,结果
在全厂断电事故下,非能动核电厂的非能动余热排出热交换器(PRHR HX)将大多数的堆芯衰变热带出至内置换料水箱(IRWST),但PRHR HX属于大型非稳态热交换器,其传热机理十分复杂.为了弄清PRHRHX的换热特性,文章针对非能动堆芯冷却系统整体性能试验装置(ACME)上的PRHR系统,利用CFD方法开展数值计算,并与试验结果进行对比分析.结果发现:IRWST内沿垂直高度方向上存在明显的热分层现象,且温度沿径向方向趋于均匀分布.但SST湍流模型的计算结果要优于RNGk-ε模型,并与试验结果吻合良好;在I
机械密封是核电站反应堆冷却剂泵的关键部件.某核主泵机械密封运行过程中,产生了第三级密封前压力下降和密封泄漏量增加的现象.为分析根本原因,采用有限元软件建立了核主泵流体动压型机械密封辅助密封圈的二维轴对称模型.分析了辅助密封圈在安装状态、正常工作压力及全系统压力下的位移分布、Mises应力分布和接触压力分布,研究了密封介质压力对密封圈变形、应力和接触压力的影响规律.结果表明:现有的辅助密封圈能够在正常工况下起到密封作用;辅助密封圈与插入件直接接触,产生了微动磨损;挡圈与插入件间存在间隙,没有发生磨损的可能;
本文针对某核电厂励磁机故障事件,通过对励磁系统、直流系统、励磁机本体检查,初步确定故障发生的可能原因.利用系统仿真模型再现故障状态,进一步明确故障发生的根本原因是由于磁极接地叠加辅助强励回路满足串联谐振条件,回路产生谐振高电压,进而损坏直流系统相关设备.为避免此类事故的发生,结合核电厂调试及运行经验,提出应对措施.
1991年1月至2019年12月期间我国运行核电机组共发生23起误碰运行事件,其绝对数量不多,但其引起的后果较严重(60.9％造成紧急停堆),降低核电厂的安全性和经济性.误碰运行事件具有偶然性和随机性,其发生时间与反应堆投入运行时间的长短没有必然联系,因此,误碰运行事件的经验反馈对于各运行核电厂都是非常重要的.从事电气检修、脚手架搭设或拆除活动是发生误碰较多的时期,占比分别为39.1％和21.7％.误碰运行事件的根本原因可以归为6大类:操作人员原因,组织管理原因,设计原因,规程原因,培训原因,设备安装原因
本文综述了可用于聚变堆包层氚提取系统中氦氢混合气体分离氢气的工艺研究和发展现状,并就当前工艺进行比对发现:单独采用低温分子筛吸附法分离氦载气中氢无法得到高纯度氢气,同时氢在分子筛中有很强的滞留行为;采用钯膜扩散法分离氦载气中氢工艺成熟,在多国氚提取系统设计中应用广泛,但该工艺在氦中微量氢的分离效率较低,更适合氢中微量氦的分离,钯膜中Pd/bcc型复合膜性能优异,是今后研究发展方向;金属氢化物床吸附法工艺简单,安全可靠,分离效率高,特别是ZrCo系合金,ITER各国均有研究,应用前景广,但该工艺同样存在滞留
近年来我国M310系列核电厂在运行和试验期间多次发生一回路压力超出技术规范要求的事件.相关事件主要发生在机组余热排出系统冷却正常停堆模式(NS/RRA模式)和功率运行模式(RP模式)oNS/RRA模式下操纵员对一回路系统干预操作较多,由于操纵员技能不熟练、风险分析不到位、参数监控缺失、高风险操作监护不到位等因素导致操纵失误是NS/RRA模式下一回路压力超出技术规范要求的主要原因.RP模式下,M310系列核电厂运行技术规范对一回路压力的要求范围较小且没有规定超压后的干预措施,导致定期试验、设备故障或运行瞬态
秦山二期四台机组在冬季工况存在设备冷却水系统(以下简称“RRI”)水温低导致部分热负荷不能满足运行控制要求的问题,直接影响着机组运行的稳定性与可靠性.本文通过对机组运行RRI系统的热负荷数据、温度数据大量的收集、整理分析,查找出了 RRI系统水温低的根本原因.依据换热器的热交换原理,并结合RRI系统现场实际布置状况,应用排除法给出了提高RRI系统水温的改进方案并在现场成功实施,效果满意.提高了 RRI系统热负荷设备运行的安全性、可靠性.