2014年 第48卷 第增刊2期
2014, 48(增刊2): 845-849.
DOI: 10.7538/yzk.2014.48.S1.0845
摘要：
核电厂控制室系统设计是一个不断优化的过程，在这个过程中应用人因工程理论和原则既是法规标准的要求，也是确保优化效果的有力工具。文章阐述了人因工程原则在核电厂控制室系统设计和改进中应用的方法，即在人因工程理论和相关实践分析的基础上，从控制室系统功能、人机界面、数字化规程、控制室布置和环境设计等方面进行全面考虑，如在控制室系统功能设计上设计者需进行过程分析、验证确认和长期跟踪监控等工作。文章提炼了应用人因工程原则进行控制室系统设计与改进时应重点考虑的因素，为核电厂控制室系统设计与改进提供思路和注意事项。
核电厂控制室系统设计是一个不断优化的过程，在这个过程中应用人因工程理论和原则既是法规标准的要求，也是确保优化效果的有力工具。文章阐述了人因工程原则在核电厂控制室系统设计和改进中应用的方法，即在人因工程理论和相关实践分析的基础上，从控制室系统功能、人机界面、数字化规程、控制室布置和环境设计等方面进行全面考虑，如在控制室系统功能设计上设计者需进行过程分析、验证确认和长期跟踪监控等工作。文章提炼了应用人因工程原则进行控制室系统设计与改进时应重点考虑的因素，为核电厂控制室系统设计与改进提供思路和注意事项。
2014, 48(增刊2): 850-853.
DOI: 10.7538/yzk.2014.48.S1.0850
摘要：
采用技术状态管理（CM）可有效减少变更，控制项目成本。本文对技术状态项目和技术状态基线在红沿河二期项目上的确定进行了详细阐述，为实施技术状态管理奠定了基础。
采用技术状态管理（CM）可有效减少变更，控制项目成本。本文对技术状态项目和技术状态基线在红沿河二期项目上的确定进行了详细阐述，为实施技术状态管理奠定了基础。
2014, 48(增刊2): 854-858.
DOI: 10.7538/yzk.2014.48.S1.0854
摘要：
确定反应堆保护系统参数整定值时，需考虑参数测量和处理的精确度。本文首先结合超温超功率ΔT保护计算原理及保护通道精度计算方法，对超温和超功率保护通道误差进行分析，给出系统功能设计和类结构设计，最后通过C++进行软件实现精度计算的界面化操作。计算方法和软件已应用于CPR1000及相关改进项目中。
确定反应堆保护系统参数整定值时，需考虑参数测量和处理的精确度。本文首先结合超温超功率ΔT保护计算原理及保护通道精度计算方法，对超温和超功率保护通道误差进行分析，给出系统功能设计和类结构设计，最后通过C++进行软件实现精度计算的界面化操作。计算方法和软件已应用于CPR1000及相关改进项目中。
2014, 48(增刊2): 859-862.
DOI: 10.7538/yzk.2014.48.S1.0859
摘要：
介绍了某核电厂现有的实时信息监控系统、重大设备监测系统和电站过程工艺监视系统，分析了运行专家决策支持系统的目的和意义，以及现有的3个子系统（智能报警子系统、数字化规程运行准则决策支持子系统、安全信息专家决策支持子系统）的功能方案特点，最后讨论了设计运行决策支持系统的必要性。
介绍了某核电厂现有的实时信息监控系统、重大设备监测系统和电站过程工艺监视系统，分析了运行专家决策支持系统的目的和意义，以及现有的3个子系统（智能报警子系统、数字化规程运行准则决策支持子系统、安全信息专家决策支持子系统）的功能方案特点，最后讨论了设计运行决策支持系统的必要性。
2014, 48(增刊2): 863-867.
DOI: 10.7538/yzk.2014.48.S1.0863
摘要：
本文介绍了CPR1000核电厂数字化仪控系统（DCS）质量位传递机理，结合工程案例，分析了DCS在处理失效和显示过程中遇到的问题。通过不同解决方案的对比，探讨了DCS信号质量位传递、显示原则和实施方案。
本文介绍了CPR1000核电厂数字化仪控系统（DCS）质量位传递机理，结合工程案例，分析了DCS在处理失效和显示过程中遇到的问题。通过不同解决方案的对比，探讨了DCS信号质量位传递、显示原则和实施方案。
2014, 48(增刊2): 868-872.
DOI: 10.7538/yzk.2014.48.S1.0868
摘要：
在CPR1000核电工程项目中存在着诸多参与安全功能的同时受1E和NC级DCS信号控制的非安全级设备，当1E和NC级命令同时到达时，需对1E和NC级DCS命令进行优选处理。本文提出一种优选控制技术，充分考虑不同信号优先级逻辑比较和1E级信号的定期试验回路设计。结果表明，非安全级优选控制技术通过了SL1和SL2抗震试验，为这类非安全级设备的不同级别的控制命令优选处理以及1E级命令的定期试验提供了解决方案。
在CPR1000核电工程项目中存在着诸多参与安全功能的同时受1E和NC级DCS信号控制的非安全级设备，当1E和NC级命令同时到达时，需对1E和NC级DCS命令进行优选处理。本文提出一种优选控制技术，充分考虑不同信号优先级逻辑比较和1E级信号的定期试验回路设计。结果表明，非安全级优选控制技术通过了SL1和SL2抗震试验，为这类非安全级设备的不同级别的控制命令优选处理以及1E级命令的定期试验提供了解决方案。
2014, 48(增刊2): 873-876.
DOI: 10.7538/yzk.2014.48.S1.0873
摘要：
结合某核电厂重要厂用水（SEC）系统设计改进的工程应用情况，从工艺系统的角度，介绍了系统T3定期试验的定义、分类、试验内容和试验方案，对CPR1000核电厂SEC系统设计改进和系统T3定期试验方案的制定有指导意义。
结合某核电厂重要厂用水（SEC）系统设计改进的工程应用情况，从工艺系统的角度，介绍了系统T3定期试验的定义、分类、试验内容和试验方案，对CPR1000核电厂SEC系统设计改进和系统T3定期试验方案的制定有指导意义。
2014, 48(增刊2): 877-881.
DOI: 10.7538/yzk.2014.48.S1.0877
摘要：
介绍了CPR1000核电厂数字化控制系统（DCS）的总体结构，以反应堆保护机柜(RPC)为基础，分析RPC的信号接口特性和信号关键路径节点的信号处理机制。结合RPC Ⅳ保护通道失电造成未能停堆的预期瞬变（ATWS）系统误发停堆信号的原因进行分析及优化，结果表明：对DCS机柜失电分析的研究是必要的，通过对RPC Ⅳ的给水流量信息进行优化和合理分配，可避免误发停堆信号。失电分析可优化仪控的设计，提高核电厂的可靠性。
介绍了CPR1000核电厂数字化控制系统（DCS）的总体结构，以反应堆保护机柜(RPC)为基础，分析RPC的信号接口特性和信号关键路径节点的信号处理机制。结合RPC Ⅳ保护通道失电造成未能停堆的预期瞬变（ATWS）系统误发停堆信号的原因进行分析及优化，结果表明：对DCS机柜失电分析的研究是必要的，通过对RPC Ⅳ的给水流量信息进行优化和合理分配，可避免误发停堆信号。失电分析可优化仪控的设计，提高核电厂的可靠性。
2014, 48(增刊2): 882-885.
DOI: 10.7538/yzk.2014.48.S1.0882
摘要：
本文提出了T3试验阀门计时设计原则。结合CPR1000新项目DCS平台，重点研究了T3试验阀门计时如何实现来满足设计需求，并做了设计原则的符合性分析，详细说明了计时的信号路径，并对硬接线和网络计时精度进行分析和评估，解决了CPR1000 DCS自主设计过程中的关键技术问题。最后根据目前DCS结构和设备特性分析，提出一种采用ESF（engineered safety features）的AT（automatic tester）的计时方案，为后续CPR1000新项目T3试验计时自主设计改进提供了一种方法。
本文提出了T3试验阀门计时设计原则。结合CPR1000新项目DCS平台，重点研究了T3试验阀门计时如何实现来满足设计需求，并做了设计原则的符合性分析，详细说明了计时的信号路径，并对硬接线和网络计时精度进行分析和评估，解决了CPR1000 DCS自主设计过程中的关键技术问题。最后根据目前DCS结构和设备特性分析，提出一种采用ESF（engineered safety features）的AT（automatic tester）的计时方案，为后续CPR1000新项目T3试验计时自主设计改进提供了一种方法。
2014, 48(增刊2): 886-890.
DOI: 10.7538/yzk.2014.48.S1.0886
摘要：
为确保DCS机柜220 V AC电源电缆长期可靠运行，需确认电缆的导体温升是否满足电缆规格书中的要求。根据现场实际情况分析，并基于数值传热学原理建立了保守模型对电缆托盘上电缆导体温升进行包络计算。计算结果表明，目前的电缆托盘上的电缆敷设情况不会导致电源电缆导体的温升超过电缆技术规格书的要求。
为确保DCS机柜220 V AC电源电缆长期可靠运行，需确认电缆的导体温升是否满足电缆规格书中的要求。根据现场实际情况分析，并基于数值传热学原理建立了保守模型对电缆托盘上电缆导体温升进行包络计算。计算结果表明，目前的电缆托盘上的电缆敷设情况不会导致电源电缆导体的温升超过电缆技术规格书的要求。
2014, 48(增刊2): 891-894.
DOI: 10.7538/yzk.2014.48.S1.0891
摘要：
本文结合CPR1000项目中主控室进风γ剂量率监测通道的设计，通过研究相关法规标准，提出了一种主控室进风空气放射性监测的设计方法。首先对测量对象、设备布置、联锁操作进行了描述，然后利用MCNP软件模拟，建立计算模型，探究了该方法下探测器报警阈值的设定，最后结合计算结果给出了该设计的优缺点和改进思路，具有一定的工程实际应用和参考价值。
本文结合CPR1000项目中主控室进风γ剂量率监测通道的设计，通过研究相关法规标准，提出了一种主控室进风空气放射性监测的设计方法。首先对测量对象、设备布置、联锁操作进行了描述，然后利用MCNP软件模拟，建立计算模型，探究了该方法下探测器报警阈值的设定，最后结合计算结果给出了该设计的优缺点和改进思路，具有一定的工程实际应用和参考价值。
2014, 48(增刊2): 895-903.
DOI: 10.7538/yzk.2014.48.S1.0895
摘要：
结合专用驱动模块在CPR1000核电工程项目设计上的应用，简要介绍了专用驱动模块的内容和用途，通过在建CPR1000核电工程项目调试、运行经验反馈，对专用驱动模块设计经验反馈问题及相关影响进行分析研究，提出了专用驱动模块的改进方案，为应用于后续机组做好准备。
结合专用驱动模块在CPR1000核电工程项目设计上的应用，简要介绍了专用驱动模块的内容和用途，通过在建CPR1000核电工程项目调试、运行经验反馈，对专用驱动模块设计经验反馈问题及相关影响进行分析研究，提出了专用驱动模块的改进方案，为应用于后续机组做好准备。
2014, 48(增刊2): 904-908.
DOI: 10.7538/yzk.2014.48.S1.0904
摘要：
介绍了国内外仿真技术的发展和仿真技术在核电数字化仪控系统设计验证中的应用情况，结合仿真验证平台在CPR1000系列核电工程中所做的设计验证工作，重点描述了全范围仿真技术和虚拟DCS仿真技术在仪控设计验证中的具体应用，并对未来核电仪控工程设计验证领域所采用的新思想、新方法进行了展望。
介绍了国内外仿真技术的发展和仿真技术在核电数字化仪控系统设计验证中的应用情况，结合仿真验证平台在CPR1000系列核电工程中所做的设计验证工作，重点描述了全范围仿真技术和虚拟DCS仿真技术在仪控设计验证中的具体应用，并对未来核电仪控工程设计验证领域所采用的新思想、新方法进行了展望。
2014, 48(增刊2): 909-912.
DOI: 10.7538/yzk.2014.48.S1.0909
摘要：
核电厂高压给水加热器系统的应急疏水阀用于加热器的水位控制。本文根据某核电厂的经验反馈，对CPR100机组应急疏水阀的控制逻辑进行优化。试验结果表明，优化后的控制方案实施效果良好，高压给水加热器水位在瞬态过程中的较大扰动下能迅速稳定。
核电厂高压给水加热器系统的应急疏水阀用于加热器的水位控制。本文根据某核电厂的经验反馈，对CPR100机组应急疏水阀的控制逻辑进行优化。试验结果表明，优化后的控制方案实施效果良好，高压给水加热器水位在瞬态过程中的较大扰动下能迅速稳定。
2014, 48(增刊2): 913-916.
DOI: 10.7538/yzk.2014.48.S1.0913
摘要：
本文介绍了仪表管道布置图设计所需的基本资料及设计的一般规则和要求，并结合CPR1000项目工程实践及设计工作经验，总结了设计过程中的注意事项，为仪表管道布置图的设计提供参考。
本文介绍了仪表管道布置图设计所需的基本资料及设计的一般规则和要求，并结合CPR1000项目工程实践及设计工作经验，总结了设计过程中的注意事项，为仪表管道布置图的设计提供参考。
2014, 48(增刊2): 917-920.
DOI: 10.7538/yzk.2014.48.S1.0917
摘要：
先进主控室综合布置的设计目标是使主控室内各种监控设备的布置尽量处于最佳状态，为操纵员提供各种工况下所需的集中监控信息与手段，以利于操纵员和系统最大限度地发挥能力。本文重点介绍了先进主控室综合布置设计的原则方法，对比分析了CPR1000已建项目与后续新项目在主控室布置方面存在的差异。
先进主控室综合布置的设计目标是使主控室内各种监控设备的布置尽量处于最佳状态，为操纵员提供各种工况下所需的集中监控信息与手段，以利于操纵员和系统最大限度地发挥能力。本文重点介绍了先进主控室综合布置设计的原则方法，对比分析了CPR1000已建项目与后续新项目在主控室布置方面存在的差异。
2014, 48(增刊2): 921-925.
DOI: 10.7538/yzk.2014.48.S1.0921
摘要：
核电厂安全运行和设备寿命管理已成为核工业领域关注的重要问题，尤其是如何准确地确定超设计寿命电厂的典型设备老化参数（如应力、累积使用因子等）。然而，目前大多核电厂疲劳监测系统都是基于ASME规范研发的，未分析管道内环境对疲劳分析的影响。本文提出了一种满足美国核管会（NRC）RG1.207导则的疲劳监测方案，该方案将考虑环境因素对疲劳分析的影响。同时，新的疲劳评估方法具有通用性，可结合核电厂DCS运行数据，为电厂延寿提供数据支持。
核电厂安全运行和设备寿命管理已成为核工业领域关注的重要问题，尤其是如何准确地确定超设计寿命电厂的典型设备老化参数（如应力、累积使用因子等）。然而，目前大多核电厂疲劳监测系统都是基于ASME规范研发的，未分析管道内环境对疲劳分析的影响。本文提出了一种满足美国核管会（NRC）RG1.207导则的疲劳监测方案，该方案将考虑环境因素对疲劳分析的影响。同时，新的疲劳评估方法具有通用性，可结合核电厂DCS运行数据，为电厂延寿提供数据支持。
2014, 48(增刊2): 926-929.
DOI: 10.7538/yzk.2014.48.S1.0926
摘要：
核电机组热效率在线监测与诊断系统，应用于核电站热力系统回路的实时在线监测、计算和趋势跟踪，及时探测发现热力系统效率劣化的事件，诊断定位引起热力系统效率劣化的相关设备，给核电运维人员的运行、维修工作提供及时有效的技术支持。本文阐述了压水堆核电机组热效率在线监测与诊断系统的设计方案和技术要点。设计的系统方案能满足核电站热力系统回路的实时在线监测、计算和趋势跟踪，及时发现热力系统效率劣化的事件，诊断定位引起热力系统效率劣化的相关设备。
核电机组热效率在线监测与诊断系统，应用于核电站热力系统回路的实时在线监测、计算和趋势跟踪，及时探测发现热力系统效率劣化的事件，诊断定位引起热力系统效率劣化的相关设备，给核电运维人员的运行、维修工作提供及时有效的技术支持。本文阐述了压水堆核电机组热效率在线监测与诊断系统的设计方案和技术要点。设计的系统方案能满足核电站热力系统回路的实时在线监测、计算和趋势跟踪，及时发现热力系统效率劣化的事件，诊断定位引起热力系统效率劣化的相关设备。
2014, 48(增刊2): 930-934.
DOI: 10.7538/yzk.2014.48.S1.0930
摘要：
本文从总体设计要求、多样性信号传输路径、多样性实现技术、DAS防误动、DAS与保护系统接口以及在保护系统未发生软件共因失效时防止DAS动作等方面对DAS仪控设计思路进行分析。通过分析得到2种信号传输路径的特点以及3种实现技术的优缺点，建议DAS机柜内部至少采用2/2冗余通道逻辑设置，同时推荐采用工艺状态反馈信号闭锁DAS动作逻辑结合整定值和响应时间调整的方式来防止在保护系统未发生软件共因失效时DAS动作。
本文从总体设计要求、多样性信号传输路径、多样性实现技术、DAS防误动、DAS与保护系统接口以及在保护系统未发生软件共因失效时防止DAS动作等方面对DAS仪控设计思路进行分析。通过分析得到2种信号传输路径的特点以及3种实现技术的优缺点，建议DAS机柜内部至少采用2/2冗余通道逻辑设置，同时推荐采用工艺状态反馈信号闭锁DAS动作逻辑结合整定值和响应时间调整的方式来防止在保护系统未发生软件共因失效时DAS动作。
2014, 48(增刊2): 935-939.
DOI: 10.7538/yzk.2014.48.S1.0935
摘要：
针对现有核电厂主控制室报警系统所存在的典型人因问题，从数字化报警系统的报警信号流分析入手，提出合理实施报警信号处理和报警显示处理相关技术，并给出报警抑制、报警动态优先级管理及报警显示和控制集成解决方案，以减少报警系统人因问题。
针对现有核电厂主控制室报警系统所存在的典型人因问题，从数字化报警系统的报警信号流分析入手，提出合理实施报警信号处理和报警显示处理相关技术，并给出报警抑制、报警动态优先级管理及报警显示和控制集成解决方案，以减少报警系统人因问题。
2014, 48(增刊2): 940-945.
DOI: 10.7538/yzk.2014.48.S1.0940
摘要：
基于对大型、高速旋转机械的振动监测研究，结合振动监测与故障分析研究方法，并考虑到核电厂反应堆冷却剂泵（主泵）设备运行、监测及故障诊断的实际情况，提出了3种主泵振动相位测量方案，并对上述方案进行综合安全分析、技术可行性分析和经济性分析，最终得出较优的主泵振动相位测量方案。
基于对大型、高速旋转机械的振动监测研究，结合振动监测与故障分析研究方法，并考虑到核电厂反应堆冷却剂泵（主泵）设备运行、监测及故障诊断的实际情况，提出了3种主泵振动相位测量方案，并对上述方案进行综合安全分析、技术可行性分析和经济性分析，最终得出较优的主泵振动相位测量方案。
2014, 48(增刊2): 946-949.
DOI: 10.7538/yzk.2014.48.S1.0946
摘要：
反应堆保护系统的功能是保护三大核安全屏障（即燃料包壳、一回路压力边界和安全壳）的完整性。在发生设计基准工况DBC2～4工况下，反应堆保护系统自动启动，执行跳堆功能，使反应堆达到可控状态。目前在建的EPR反应堆跳堆功能,偏离泡核沸腾比低（LDNBR）和线功率密度高（HLPD）均是基于自给能中子通量探测器(SPND)测量的中子通量计算的结果。本文对EPR核电厂基于SPND跳堆功能进行了研究，进一步分析和研究反应堆保护功能的要求，以分析此设计是否满足标准法规对核电厂安全运行和审评的要求。分析结果表明，现有设计能满足标准法规的要求。
反应堆保护系统的功能是保护三大核安全屏障（即燃料包壳、一回路压力边界和安全壳）的完整性。在发生设计基准工况DBC2～4工况下，反应堆保护系统自动启动，执行跳堆功能，使反应堆达到可控状态。目前在建的EPR反应堆跳堆功能,偏离泡核沸腾比低（LDNBR）和线功率密度高（HLPD）均是基于自给能中子通量探测器(SPND)测量的中子通量计算的结果。本文对EPR核电厂基于SPND跳堆功能进行了研究，进一步分析和研究反应堆保护功能的要求，以分析此设计是否满足标准法规对核电厂安全运行和审评的要求。分析结果表明，现有设计能满足标准法规的要求。
2014, 48(增刊2): 950-954.
DOI: 10.7538/yzk.2014.48.S1.0950
摘要：
核电厂数字化应用需应对软件可能的共因失效所带来的问题。多样性驱动系统（DAS）用于数字化保护系统软件共因失效（CCF）时缓解和抵御核电厂发生设计基准事件的后果。本研究在核电厂纵深防御与多样性原则的指导下，对先进压水堆核电厂的多样性驱动系统需求进行分析研究，阐明了先进压水堆核电厂多样性驱动系统的设计特性、过程、依据、方法及系统结构。
核电厂数字化应用需应对软件可能的共因失效所带来的问题。多样性驱动系统（DAS）用于数字化保护系统软件共因失效（CCF）时缓解和抵御核电厂发生设计基准事件的后果。本研究在核电厂纵深防御与多样性原则的指导下，对先进压水堆核电厂的多样性驱动系统需求进行分析研究，阐明了先进压水堆核电厂多样性驱动系统的设计特性、过程、依据、方法及系统结构。
2014, 48(增刊2): 955-960.
DOI: 10.7538/yzk.2014.48.S1.0955
摘要：
本文研究了CPR1000核电厂反应堆保护系统的总体结构，对其纵深防御功能进行了分析。在此基础上介绍了软件共因故障及AP1000核电厂的应对技术——多样性驱动系统（DAS）。并对基于CPR1000核电厂的DAS基本功能需求和仿真模拟的实现方法进行了研究。以安全壳内主给水系统管道破裂事故瞬态为例，对发生反应堆保护系统共因实效情况下DAS功能的验证、分析过程进行了阐述，证实其功能设置能有效将机组带入安全状态，缓解事故后果。
本文研究了CPR1000核电厂反应堆保护系统的总体结构，对其纵深防御功能进行了分析。在此基础上介绍了软件共因故障及AP1000核电厂的应对技术——多样性驱动系统（DAS）。并对基于CPR1000核电厂的DAS基本功能需求和仿真模拟的实现方法进行了研究。以安全壳内主给水系统管道破裂事故瞬态为例，对发生反应堆保护系统共因实效情况下DAS功能的验证、分析过程进行了阐述，证实其功能设置能有效将机组带入安全状态，缓解事故后果。
2014, 48(增刊2): 961-965.
DOI: 10.7538/yzk.2014.48.S1.0961
摘要：
US-APWR是在日本国内开发完成的APWR的基础上面向美国市场的满足经济性、可靠性、安全性且经过验证的170万kW级先进核电厂，其采用了高性能的蒸汽发生器、汽轮机和先进蓄压箱等最新技术，并且反映了强化安全级电源、长周期运行以降低发电成本、基于宽松抗震条件的紧凑型厂房布置等美国的规定要求和用户需求。本文分析研究了US-APWR核电厂的主要设计技术方案和特点，介绍了该型核电厂的主要规格指标、主要设备的设计、安全设计、布置设计、汽轮机、仪表控制系统等主要设计内容。
US-APWR是在日本国内开发完成的APWR的基础上面向美国市场的满足经济性、可靠性、安全性且经过验证的170万kW级先进核电厂，其采用了高性能的蒸汽发生器、汽轮机和先进蓄压箱等最新技术，并且反映了强化安全级电源、长周期运行以降低发电成本、基于宽松抗震条件的紧凑型厂房布置等美国的规定要求和用户需求。本文分析研究了US-APWR核电厂的主要设计技术方案和特点，介绍了该型核电厂的主要规格指标、主要设备的设计、安全设计、布置设计、汽轮机、仪表控制系统等主要设计内容。
2014, 48(增刊2): 966-970.
DOI: 10.7538/yzk.2014.48.S1.0966
摘要：
通过对法规标准的分析研究，本文详细阐述了大屏幕显示系统在先进核电厂人机接口系统中的功能，并基于工程应用给出了主要的显示信息。本文结果对后续先进核电厂大屏幕显示系统设计有一定的指导意义。
通过对法规标准的分析研究，本文详细阐述了大屏幕显示系统在先进核电厂人机接口系统中的功能，并基于工程应用给出了主要的显示信息。本文结果对后续先进核电厂大屏幕显示系统设计有一定的指导意义。
2014, 48(增刊2): 971-975.
DOI: 10.7538/yzk.2014.48.S1.0971
摘要：
通过对欧洲先进压水堆核电工程运行仪控系统测试方法的总结和优化，对国内先进核电站的运行仪控系统测试起到指导作用。测试方法研究主要分析运行仪控系统的测试平台架构、测试流程，并结合实际经验提出测试方法的优化建议。欧洲先进压水堆项目核电工程运行仪控系统测试方法的合理性和可靠性值得在国内先进核电项目中借鉴并予以发展。
通过对欧洲先进压水堆核电工程运行仪控系统测试方法的总结和优化，对国内先进核电站的运行仪控系统测试起到指导作用。测试方法研究主要分析运行仪控系统的测试平台架构、测试流程，并结合实际经验提出测试方法的优化建议。欧洲先进压水堆项目核电工程运行仪控系统测试方法的合理性和可靠性值得在国内先进核电项目中借鉴并予以发展。
2014, 48(增刊2): 976-979.
DOI: 10.7538/yzk.2014.48.S1.0976
摘要：
AP1000核电厂多样性驱动系统（DAS）为保护系统的后备。本文研究了DAS的功能和结构、可编程门阵列（FPGA）技术的基本结构以及FPGA在DAS自动驱动平台中的应用。结果表明，FPGA技术根据其结构和电路的自身特点，具备多样性能力强、复杂程度低、稳定性高、响应时间短和安全性高等优点，能满足核电厂保护功能的多样性驱动，并满足相关法规标准对DAS的基本功能要求。
AP1000核电厂多样性驱动系统（DAS）为保护系统的后备。本文研究了DAS的功能和结构、可编程门阵列（FPGA）技术的基本结构以及FPGA在DAS自动驱动平台中的应用。结果表明，FPGA技术根据其结构和电路的自身特点，具备多样性能力强、复杂程度低、稳定性高、响应时间短和安全性高等优点，能满足核电厂保护功能的多样性驱动，并满足相关法规标准对DAS的基本功能要求。
2014, 48(增刊2): 980-983.
DOI: 10.7538/yzk.2014.48.S1.0980
摘要：
本文建立了核电厂给水流量控制系统的一种在线仿真系统，并对核电厂在线仿真关键技术进行了研究，为进一步开展核电厂事故风险在线预测与诊断研究提供重要借鉴意义。
本文建立了核电厂给水流量控制系统的一种在线仿真系统，并对核电厂在线仿真关键技术进行了研究，为进一步开展核电厂事故风险在线预测与诊断研究提供重要借鉴意义。
2014, 48(增刊2): 984-988.
DOI: 10.7538/yzk.2014.48.S1.0984
摘要：
AP1000作为第3代核电技术的典型堆型，运用了很多先进的设计理念，简化了设计，减少了设备数量，提高了系统的可靠性。本文就堆芯的测量，从几个方面比较了AP1000与CPR1000堆型堆芯测量仪表的差异，通过分析对比这些差异可熟悉AP1000的非能动性设计理念、设计特点，为从事CPR1000的人员尽快熟悉和掌握AP1000技术提供方便，同时为反应堆调试和运行维护工作的开展提供有益的帮助。
AP1000作为第3代核电技术的典型堆型，运用了很多先进的设计理念，简化了设计，减少了设备数量，提高了系统的可靠性。本文就堆芯的测量，从几个方面比较了AP1000与CPR1000堆型堆芯测量仪表的差异，通过分析对比这些差异可熟悉AP1000的非能动性设计理念、设计特点，为从事CPR1000的人员尽快熟悉和掌握AP1000技术提供方便，同时为反应堆调试和运行维护工作的开展提供有益的帮助。
2014, 48(增刊2): 989-996.
DOI: 10.7538/yzk.2014.48.S1.0989
摘要：
在核电工程建设过程中，反应堆与汽轮发电机协调控制保护技术是系统设计中比较复杂的关键技术，在核电安全、经济和可用性方面承担重要作用。依托某百万千瓦级核电机组自主化接口设计与设计管理工程实践，成功地探索出了堆机之间协调控制保护的接口设计方案以及系统架构原则和成熟案例。本文阐述其重要技术要点和工程实践经验，希望能对新项目建设起到帮助。
在核电工程建设过程中，反应堆与汽轮发电机协调控制保护技术是系统设计中比较复杂的关键技术，在核电安全、经济和可用性方面承担重要作用。依托某百万千瓦级核电机组自主化接口设计与设计管理工程实践，成功地探索出了堆机之间协调控制保护的接口设计方案以及系统架构原则和成熟案例。本文阐述其重要技术要点和工程实践经验，希望能对新项目建设起到帮助。
2014, 48(增刊2): 997-1001.
DOI: 10.7538/yzk.2014.48.S1.0997
摘要：
本文对比分析ISO 2889—2010和ANSI N13.1—1999中核电厂气载放射性物质的取样和监测要求，同时结合国内核电厂烟囱中气载放射性物质取样和监测现状，讨论了新标准执行的难点。分析结果给出了在新标准的应用中，目前烟囱气载放射性物质取样与监测设计需关注的几点。
本文对比分析ISO 2889—2010和ANSI N13.1—1999中核电厂气载放射性物质的取样和监测要求，同时结合国内核电厂烟囱中气载放射性物质取样和监测现状，讨论了新标准执行的难点。分析结果给出了在新标准的应用中，目前烟囱气载放射性物质取样与监测设计需关注的几点。
2014, 48(增刊2): 1002-1005.
DOI: 10.7538/yzk.2014.48.S1.1002
摘要：
本文对核电厂附加环境条件（如温度、静压、时间漂移等）下过程仪表的不确定度进行了计算分析，提供了一种过程仪表功能精度的计算方法。
本文对核电厂附加环境条件（如温度、静压、时间漂移等）下过程仪表的不确定度进行了计算分析，提供了一种过程仪表功能精度的计算方法。
2014, 48(增刊2): 1006-1011.
DOI: 10.7538/yzk.2014.48.S1.1006
摘要：
介绍了做安全级仪控电子设备电磁兼容（EMC）鉴定试验时如何选择适用的法规标准。重点介绍了电磁干扰试验、射频辐射干扰试验、敏感性试验、电源浪涌试验以及静电放电试验等电磁兼容测试试验项目，并介绍了电磁兼容试验样机配置的重要性及选择方法。
介绍了做安全级仪控电子设备电磁兼容（EMC）鉴定试验时如何选择适用的法规标准。重点介绍了电磁干扰试验、射频辐射干扰试验、敏感性试验、电源浪涌试验以及静电放电试验等电磁兼容测试试验项目，并介绍了电磁兼容试验样机配置的重要性及选择方法。
2014, 48(增刊2): 1012-1016.
DOI: 10.7538/yzk.2014.48.S1.1012
摘要：
针对不同规格的视觉显示终端，为满足人因工程要求，其显示的字体高度及图符大小应有所不同。通过分析视觉显示终端点距、分辨率等物理特性参数，推导出适用于视觉显示终端的人因分析方法及其计算公式。最后给出目前常用的视觉显示终端上满足人因要求的最小的字体高度和图符大小要求。
针对不同规格的视觉显示终端，为满足人因工程要求，其显示的字体高度及图符大小应有所不同。通过分析视觉显示终端点距、分辨率等物理特性参数，推导出适用于视觉显示终端的人因分析方法及其计算公式。最后给出目前常用的视觉显示终端上满足人因要求的最小的字体高度和图符大小要求。
2014, 48(增刊2): 1017-1022.
DOI: 10.7538/yzk.2014.48.S1.1017
摘要：
随着数字化DCS技术在核电厂的应用，核电厂已广泛使用以计算机为核心的数字化显示控制界面。本文以核电厂人机界面设计样例为基础，分析比较生态界面设计在核电厂人机界面设计中的作用和效果。结果表明，生态界面设计在主控室人机界面设计中具有重要应用价值，生态界面理论应用于核电厂主控室人机界面设计能更好地组织界面信息，提高操纵员在遇到不可预知事件时现场解决问题的能力。
随着数字化DCS技术在核电厂的应用，核电厂已广泛使用以计算机为核心的数字化显示控制界面。本文以核电厂人机界面设计样例为基础，分析比较生态界面设计在核电厂人机界面设计中的作用和效果。结果表明，生态界面设计在主控室人机界面设计中具有重要应用价值，生态界面理论应用于核电厂主控室人机界面设计能更好地组织界面信息，提高操纵员在遇到不可预知事件时现场解决问题的能力。
2014, 48(增刊2): 1023-1030.
DOI: 10.7538/yzk.2014.48.S1.1023
摘要：
为了将人因工程方面有关人的能力和限制的知识应用到人机界面的设计，从而使控制室系统设计达到人-机-环境的最佳匹配，本文研究通过人因可靠性分析方法，结合人因工程设计过程，建立一种适于工程应用的综合性分析方法来识别人机界面中影响人员绩效和容易诱发人因失误的潜在设计缺陷，并采用系统化的方法来优化人机界面设计。结果表明，本文建立的方法具有可操作性强、评价客观等优点，可有效提高核电厂安全性、可靠性和经济性。该方法现已成功应用于在建的CPR1000各项目，具有广阔的应用空间。
为了将人因工程方面有关人的能力和限制的知识应用到人机界面的设计，从而使控制室系统设计达到人-机-环境的最佳匹配，本文研究通过人因可靠性分析方法，结合人因工程设计过程，建立一种适于工程应用的综合性分析方法来识别人机界面中影响人员绩效和容易诱发人因失误的潜在设计缺陷，并采用系统化的方法来优化人机界面设计。结果表明，本文建立的方法具有可操作性强、评价客观等优点，可有效提高核电厂安全性、可靠性和经济性。该方法现已成功应用于在建的CPR1000各项目，具有广阔的应用空间。
2014, 48(增刊2): 1031-1036.
DOI: 10.7538/yzk.2014.48.S1.1031
摘要：
核电厂为运行人员提供了主控制室（MCR）作为电厂集中监控中心，并提供了与MCR实体隔离和电气隔离的远程停堆站（RSS）作为辅助控制室，以在MCR不可用时投入使用，对电厂实施监控，并将电厂带入停堆状态和导出余热。根据核安全法规、导则及标准要求，来自MCR和来自RSS的电厂控制功能须相互闭锁，不能同时执行。本文通过比较分析，研究CPR1000、EPR及AP1000堆型核电厂控制室操作模式切换方案的特点与不足，在详细研究的基础上给出控制室切换功能设计的几个基本原则，供新的核电厂控制室功能切换方案设计时参考，以设计出更为实用、简洁、安全、便利的方案。
核电厂为运行人员提供了主控制室（MCR）作为电厂集中监控中心，并提供了与MCR实体隔离和电气隔离的远程停堆站（RSS）作为辅助控制室，以在MCR不可用时投入使用，对电厂实施监控，并将电厂带入停堆状态和导出余热。根据核安全法规、导则及标准要求，来自MCR和来自RSS的电厂控制功能须相互闭锁，不能同时执行。本文通过比较分析，研究CPR1000、EPR及AP1000堆型核电厂控制室操作模式切换方案的特点与不足，在详细研究的基础上给出控制室切换功能设计的几个基本原则，供新的核电厂控制室功能切换方案设计时参考，以设计出更为实用、简洁、安全、便利的方案。
2014, 48(增刊2): 1037-1041.
DOI: 10.7538/yzk.2014.48.S1.1037
摘要：
核电厂计算机信息与控制系统（KIC）的供配电对KIC的可用性及可靠性具有决定性的影响。本文在对两个核电厂KIC的功能结构简要描述的基础上，通过对KIC的供配电方案的对比分析，分别阐述了单一母线失电状况下KIC的状态，并指出了两个核电厂工程实践中KIC供配电存在的问题，提出了改进意见，为后续核电厂大修改进及新建CPR1000和三代项目KIC供配电设计提供了参考。
核电厂计算机信息与控制系统（KIC）的供配电对KIC的可用性及可靠性具有决定性的影响。本文在对两个核电厂KIC的功能结构简要描述的基础上，通过对KIC的供配电方案的对比分析，分别阐述了单一母线失电状况下KIC的状态，并指出了两个核电厂工程实践中KIC供配电存在的问题，提出了改进意见，为后续核电厂大修改进及新建CPR1000和三代项目KIC供配电设计提供了参考。
2014, 48(增刊2): 1042-1047.
DOI: 10.7538/yzk.2014.48.S1.1042
摘要：
为防止或减少人的失误，保证核电厂安全运行，需要从人因工程设计方面对控制设备进行验证。本文综合考虑了国内外有关核电厂控制器的人因工程法规标准，探讨了核电厂控制器的人因工程验证准则及验证方法，并结合相关实例为核电厂控制器人因工程验证准则及方法的选择提供参考依据。结果表明，在对核电厂控制器进行人因工程验证时，应选择合适的人因工程验证准则，并结合适当的验证方法，才能保持结论的客观性的同时又保证其正确性。
为防止或减少人的失误，保证核电厂安全运行，需要从人因工程设计方面对控制设备进行验证。本文综合考虑了国内外有关核电厂控制器的人因工程法规标准，探讨了核电厂控制器的人因工程验证准则及验证方法，并结合相关实例为核电厂控制器人因工程验证准则及方法的选择提供参考依据。结果表明，在对核电厂控制器进行人因工程验证时，应选择合适的人因工程验证准则，并结合适当的验证方法，才能保持结论的客观性的同时又保证其正确性。
2014, 48(增刊2): 1048-1053.
DOI: 10.7538/yzk.2014.48.S1.1048
摘要：
本文通过研究核电厂数字化仪控系统（DCS）的主要特点及建立故障诊断专家系统的基本组成，逐一分析各类系统结构应用于核电厂DCS的不同情况，最终分析选择出适用于核电厂DCS的故障诊断专家系统的结构类型，并根据选择结果初步构建出可供参考的基本框架结构方案，为后续核电工程项目实际开发和应用DCS故障诊断专家系统奠定了必要的研究基础。
本文通过研究核电厂数字化仪控系统（DCS）的主要特点及建立故障诊断专家系统的基本组成，逐一分析各类系统结构应用于核电厂DCS的不同情况，最终分析选择出适用于核电厂DCS的故障诊断专家系统的结构类型，并根据选择结果初步构建出可供参考的基本框架结构方案，为后续核电工程项目实际开发和应用DCS故障诊断专家系统奠定了必要的研究基础。
2014, 48(增刊2): 1054-1058.
DOI: 10.7538/yzk.2014.48.S1.1054
摘要：
针对核电厂运行过程中出现的重要设备的异常变化，利用数据挖掘技术，建立重要设备的动态规则库，在核电厂实时信息监控系统的实时数据和历史数据基础上，分析核电厂重要设备的变化趋势和规律，对重要设备的异常情况进行实时在线监视和预警。为操纵员提供判断依据，降低核事故发生的几率，从而有效地提高了核电厂运行的安全性。
针对核电厂运行过程中出现的重要设备的异常变化，利用数据挖掘技术，建立重要设备的动态规则库，在核电厂实时信息监控系统的实时数据和历史数据基础上，分析核电厂重要设备的变化趋势和规律，对重要设备的异常情况进行实时在线监视和预警。为操纵员提供判断依据，降低核事故发生的几率，从而有效地提高了核电厂运行的安全性。
2014, 48(增刊2): 1059-1063.
DOI: 10.7538/yzk.2014.48.S1.1059
摘要：
目前核电厂实时信息监控系统处于发展阶段，相关的标准、规范尚未建立完整，网络与数据安全问题是监控系统设计的关键。本文分析和讨论了影响监控系统网络与数据安全的各种因素，提出相应的防护措施和解决方案：采用有效的物理隔离、冗余设计、数据备份、数据缓冲等技术手段，保证系统安全和数据完整性。以某核电厂2×1 000 MW机组的实时信息监控系统为例，介绍系统网络架构的特点及网络与数据安全防护的具体实现，为相关工程技术人员提供参考和借鉴。
目前核电厂实时信息监控系统处于发展阶段，相关的标准、规范尚未建立完整，网络与数据安全问题是监控系统设计的关键。本文分析和讨论了影响监控系统网络与数据安全的各种因素，提出相应的防护措施和解决方案：采用有效的物理隔离、冗余设计、数据备份、数据缓冲等技术手段，保证系统安全和数据完整性。以某核电厂2×1 000 MW机组的实时信息监控系统为例，介绍系统网络架构的特点及网络与数据安全防护的具体实现，为相关工程技术人员提供参考和借鉴。
2014, 48(增刊2): 1064-1067.
DOI: 10.7538/yzk.2014.48.S1.1064
摘要：
通过对各时期核电厂（二代、二代加和三代）未能紧急停堆的预期瞬态（ATWT）缓解系统进行分析和总结，将三者的ATWT缓解系统AMSAC、DAC和DAS分别从系统功能和系统结构角度进行比较与分析。结果发现它们在系统功能和系统结构上存在明显的差异，AP1000核电厂DAS与AMSAC、DAC相比在系统功能和系统结构上有一定的改进和提升。
通过对各时期核电厂（二代、二代加和三代）未能紧急停堆的预期瞬态（ATWT）缓解系统进行分析和总结，将三者的ATWT缓解系统AMSAC、DAC和DAS分别从系统功能和系统结构角度进行比较与分析。结果发现它们在系统功能和系统结构上存在明显的差异，AP1000核电厂DAS与AMSAC、DAC相比在系统功能和系统结构上有一定的改进和提升。
2014, 48(增刊2): 1068-1072.
DOI: 10.7538/yzk.2014.48.S1.1068
摘要：
针对核仪表系统（RPN）中间量程电流量程切换过程容易出现尖峰电流触发意外停堆的问题，提出了一种软件解决方案。大量的工厂测试及现场测试表明，优化后的软件可以有效避免量程切换过程出现电流尖峰，量程切换过渡平滑稳定，系统稳定性显著提高。该方案已在多台核电机组实施，中间量程在不同的堆芯状态均能实现稳定输出，有效避免了尖峰电流触发反应堆意外停堆给电厂带来的经济损失。
针对核仪表系统（RPN）中间量程电流量程切换过程容易出现尖峰电流触发意外停堆的问题，提出了一种软件解决方案。大量的工厂测试及现场测试表明，优化后的软件可以有效避免量程切换过程出现电流尖峰，量程切换过渡平滑稳定，系统稳定性显著提高。该方案已在多台核电机组实施，中间量程在不同的堆芯状态均能实现稳定输出，有效避免了尖峰电流触发反应堆意外停堆给电厂带来的经济损失。
2014, 48(增刊2): 1073-1077.
DOI: 10.7538/yzk.2014.48.S1.1073
摘要：
由于DCS的引入，核电厂全范围模拟机的开发遇到了新的问题和挑战。本文从DCS常见的模拟方案特点出发，结合核电厂的特点，对核电厂全范围模拟机中DCS的不同模拟方案进行了分析比较，最后根据项目的不同情况，推荐了最优的DCS仿真开发方案。
由于DCS的引入，核电厂全范围模拟机的开发遇到了新的问题和挑战。本文从DCS常见的模拟方案特点出发，结合核电厂的特点，对核电厂全范围模拟机中DCS的不同模拟方案进行了分析比较，最后根据项目的不同情况，推荐了最优的DCS仿真开发方案。
2014, 48(增刊2): 1078-1082.
DOI: 10.7538/yzk.2014.48.S1.1078
摘要：
核电厂主控制室温湿度控制系统存在较大的容量滞后和多种外部干扰，为满足主控制室操纵员的人因需求和盘台设备的环境要求，提出了基于串级控制系统的主控制室温湿度控制改进设计方案。为克服PID控制器严重依赖精确数学模型的弊端，提出了基于粒子群优化(PSO)改进算法实现PID参数智能整定的方法。
核电厂主控制室温湿度控制系统存在较大的容量滞后和多种外部干扰，为满足主控制室操纵员的人因需求和盘台设备的环境要求，提出了基于串级控制系统的主控制室温湿度控制改进设计方案。为克服PID控制器严重依赖精确数学模型的弊端，提出了基于粒子群优化(PSO)改进算法实现PID参数智能整定的方法。
2014, 48(增刊2): 1083-1086.
DOI: 10.7538/yzk.2014.48.S1.1083
摘要：
针对某核电厂特殊工位振动剧烈的实际情况，对铂电阻进行了改进设计。经实际验证，该结构可满足该工位的测温需求。
针对某核电厂特殊工位振动剧烈的实际情况，对铂电阻进行了改进设计。经实际验证，该结构可满足该工位的测温需求。
2014, 48(增刊2): 1087-1091.
DOI: 10.7538/yzk.2014.48.S1.1087
摘要：
核安全是核能与核技术利用事业发展的生命线，核事故应急响应是核安全纵深防御的最后一道屏障，是确保核能事业安全健康发展的重要措施之一。建立功能齐全、反应灵敏、运转高效的核与辐射事故应急管理体系，是我国核安全中重要任务之一。北京广利核系统工程有限公司从2001年开始参与核应急指挥系统的建设，先后参与了秦山、田湾、环境保护部、海阳、台山、防城港、三门等大量的核应急项目，形成了拥有自主知识产权的核应急平台——EmInfoSys（Emergency Management Information System），本文对EmInfoSys系统做了简要介绍。
核安全是核能与核技术利用事业发展的生命线，核事故应急响应是核安全纵深防御的最后一道屏障，是确保核能事业安全健康发展的重要措施之一。建立功能齐全、反应灵敏、运转高效的核与辐射事故应急管理体系，是我国核安全中重要任务之一。北京广利核系统工程有限公司从2001年开始参与核应急指挥系统的建设，先后参与了秦山、田湾、环境保护部、海阳、台山、防城港、三门等大量的核应急项目，形成了拥有自主知识产权的核应急平台——EmInfoSys（Emergency Management Information System），本文对EmInfoSys系统做了简要介绍。
2014, 48(增刊2): 1092-1095.
DOI: 10.7538/yzk.2014.48.S1.1092
摘要：
核电厂应急指挥系统能为应急人员提供有价值的数据，如机组数据、气象数据、环境辐射数据等。在应急响应过程中为指挥人员提供快速辅助决策支持，有效控制和减轻核事故造成的后果，避免和减少工作人员、公众所接受的剂量，保护环境、保护公众。系统对安全性及数据传输安全性能要求较高。基于以往的项目经验及福岛事件后应急的新需求，本文对核电厂应急系统的安全技术设计进行探讨。结果表明,引入信息安全技术可有效保证应急系统的安全，增强核电厂应对核事故的能力。
核电厂应急指挥系统能为应急人员提供有价值的数据，如机组数据、气象数据、环境辐射数据等。在应急响应过程中为指挥人员提供快速辅助决策支持，有效控制和减轻核事故造成的后果，避免和减少工作人员、公众所接受的剂量，保护环境、保护公众。系统对安全性及数据传输安全性能要求较高。基于以往的项目经验及福岛事件后应急的新需求，本文对核电厂应急系统的安全技术设计进行探讨。结果表明,引入信息安全技术可有效保证应急系统的安全，增强核电厂应对核事故的能力。
2014, 48(增刊2): 1096-1100.
DOI: 10.7538/yzk.2014.48.S1.1096
摘要：
本文描述了核电厂DCS安全级设备自主装配工艺鉴定和验证技术，主要包括特种工艺、布线工艺和装配检验技术。并将此技术应用于北京广利核系统工程有限公司在执行自主产品（FirmSys）工程样机项目机柜的装配中，通过实践证明了应用该技术的安全可靠性和实用性。
本文描述了核电厂DCS安全级设备自主装配工艺鉴定和验证技术，主要包括特种工艺、布线工艺和装配检验技术。并将此技术应用于北京广利核系统工程有限公司在执行自主产品（FirmSys）工程样机项目机柜的装配中，通过实践证明了应用该技术的安全可靠性和实用性。
2014, 48(增刊2): 1101-1107.
DOI: 10.7538/yzk.2014.48.S1.1101
摘要：
在数字化核安全级仪控平台系统测试中，测试需求分析是明确测试特征的重要活动。基于核安全级仪控平台的特点，在系统测试需求分析过程中引入质量特性的概念，提出了适用于核安全级仪控平台的质量特性分类，并建立了基于质量特性及度量的平台系统测试需求分析方法。通过在某核安全级仪控产品平台中的应用，对方法的有效性进行了说明和验证，表明所提出的测试需求分析方法能较为全面地识别关键测试特征，有效提高平台系统测试分析的完整性。
在数字化核安全级仪控平台系统测试中，测试需求分析是明确测试特征的重要活动。基于核安全级仪控平台的特点，在系统测试需求分析过程中引入质量特性的概念，提出了适用于核安全级仪控平台的质量特性分类，并建立了基于质量特性及度量的平台系统测试需求分析方法。通过在某核安全级仪控产品平台中的应用，对方法的有效性进行了说明和验证，表明所提出的测试需求分析方法能较为全面地识别关键测试特征，有效提高平台系统测试分析的完整性。
2014, 48(增刊2): 1108-1112.
DOI: 10.7538/yzk.2014.48.S1.1108
摘要：
为了在有限的时间内更加合理地确定设计方案，在核电数字化仪控系统产品设计中引入了TOPSIS综合评价法，该方法可直观地用数据反映出方案的优劣，缩短了选择最佳设计方案的时间，通过这种方法优选出的方案综合性能指标更加合理。TOPSIS综合评价法在核电数字化仪控系统某型号机箱的结构设计方案优选中应用，取得了良好效果。
为了在有限的时间内更加合理地确定设计方案，在核电数字化仪控系统产品设计中引入了TOPSIS综合评价法，该方法可直观地用数据反映出方案的优劣，缩短了选择最佳设计方案的时间，通过这种方法优选出的方案综合性能指标更加合理。TOPSIS综合评价法在核电数字化仪控系统某型号机箱的结构设计方案优选中应用，取得了良好效果。
2014, 48(增刊2): 1113-1118.
DOI: 10.7538/yzk.2014.48.S1.1113
摘要：
应用软件验证和确认（V&V）活动可验证应用软件开发过程中每一阶段的输出成果是否与该阶段的任务需求相符合，且确认最终生成的应用软件和系统是否与其预期的用途及相关需求一致。本文根据应用软件的特点，提出一套合理可行的应用软件V&V工作流程方法，并以某核电厂堆芯测量系统（RIC）改造项目中应用软件的V&V对其进行了检验。
应用软件验证和确认（V&V）活动可验证应用软件开发过程中每一阶段的输出成果是否与该阶段的任务需求相符合，且确认最终生成的应用软件和系统是否与其预期的用途及相关需求一致。本文根据应用软件的特点，提出一套合理可行的应用软件V&V工作流程方法，并以某核电厂堆芯测量系统（RIC）改造项目中应用软件的V&V对其进行了检验。
