核燃料后处理厂安全级仪控系统审评关注点探讨
Discussion on the Review Point of Safety Level Instrument Control System for Nuclear Fuel Reprocessing Plant
DOI: 10.12677/NST.2020.83010, PDF,   
作者: 牛天明:国家国防科技工业局核技术支持中心,北京;中核四0四有限公司,甘肃 兰州;徐建华, 张晓霞, 孙德泉:国家国防科技工业局核技术支持中心,北京
关键词: 核燃料后处理厂安全级仪控系统安全审评关注点Nuclear Fuel Reprocessing Plant Safety Level Instrument Control System Safety Review Key Points
摘要: 核燃料后处理作为核燃料循环的重要环节,是关系到我国核能利用是否能够可持续发展的重要组成部分,核燃料后处理仪控系统是设施能够安全连续运行的重要保证,具有监测参数多,控制要求高等特点,其中安全级仪控系统要求其在工厂正常生产运行及设计基准事故工况下均能执行安全功能,因此其安全问题是设计及安全审评的关注重点。但核燃料后处理厂安全级仪控系统有针对性的法规标准较少,对于安全级仪控系统的设置要求还不够明确,缺乏可操作性。本文针对核燃料后处理安全级仪控系统,阐述了安全审评的关注点,提出了审评建议并与设计方达成了一致,有利促进了核燃料后处理设施仪控设计的规范化和优化,同时也为后续类似设施的安全审评及设计优化奠定了基础。
Abstract: Nuclear fuel reprocessing plays an important role in the cycle of nuclear fuel and concerns the sustainable development of nuclear energy. Instrumentation control system, which has the characteristics of many monitoring parameters and strict control requirements, is of great importance for safe and continuous operation of facilities, especially, the safety class instrumentation control system is required to perform its functions under normal operation and design basic accident conditions. Therefore, its safety issue is the key point of design and safety review. However, as for the safety level instrument system, there are not enough standard and codes which are applicable, and the requirements are not clear and lack of availability. In this article, the focus of safety review was described, review suggestions about instrumentation control system come to an agreement, which optimizes design and provides the foundation for safety operation of facility.
文章引用:牛天明, 徐建华, 张晓霞, 孙德泉. 核燃料后处理厂安全级仪控系统审评关注点探讨[J]. 核科学与技术, 2020, 8(3): 85-90. https://doi.org/10.12677/NST.2020.83010

参考文献

[1] 孙学智, 全球乏燃料后处理现状与分析[J]. 核安全, 2016, 15(2): 13-14.
[2] 熊朝智, 杨掌众, 信萍萍, 等. 巴威尔核燃料厂分离分厂最终安全分析报告译本[R]. 北京: 中核四〇四总公司, 中国核科技信息与经济研究院, 2006.
[3] 中国核工业总公司. EJ 877-1994. 核燃料后处理厂安全设计准则[S]. 北京: 核工业标准化研究所, 1994.
[4] 核工业第二研究设计院. 核工业行业标准EJ/T939-2014. 核燃料后处理厂建(构)筑物、系统和部件的分级准则[S]. 北京: 国家国防科技工业局, 2014.
[5] 核工业第二研究设计院. 核工业行业标准EJ/T999-1996. 核燃料后处理厂自控仪表工程设计规定[S]. 北京: 中国核工业总公司, 1996.
[6] 吴宇翔, 尚臣, 闫林, 等. 核电厂安全系统冗余度研究[J]. 核科学与工程, 2017, 37(3): 413-421.
[7] 中国核电工程有限公司. GB/T 13626-2008. 单一故障准则应用于核电厂安全系统[S]. 北京: 中国国家标准化管理委员会, 2008
[8] 陈炳和. 计算机控制原理与应用[M]. 北京: 航空航天大学出版社, 2008.
[9] United States Department of Energy (1994) Preparation Guide for U.S. Department of Energy Non-Reactor Nuclear Facility Documented Safety Analyses. DOE-STD-3009-94(CHG-1).
[10] 张晓霞, 王婧, 徐建华, 等. 核燃料后处理设施物项分级现状及建议[J]. 核科学与技术, 2020, 8(1): 35-41.
[11] 许标, 刘明星, 韩文兴, 等. 核电厂安全级DCS系统可靠性参数测试方案的分析和计算[J]. 仪器仪表用户, 2018, 25(11): 86-88+101.