核电站数字化反应堆保护系统研究  

Research of Digital Reactor Protection System for Nuclear Power Plant

作　　者：王华金[1] 刘立新[1] 李谢晋[1] 许东方[1] 周继翔[1] 

机构地区：[1]中国核动力研究设计院,成都610041

出　　处：《核动力工程》2002年第A02期74-78,共5页Nuclear Power Engineering

基　　金：国防科工委核能开发科研专项研究--数字化反应堆保护系统研究(H59320)

摘　　要：为提高我国核电站仪表与控制系统的整体技术水平,为实现我国新一代核电站的自主设计和建造打下基础,“九五”期间,中国核动力研究设计院采用成熟的计算技术、遵照有关标准的要求完成了数字化反应堆保护系统的系统设计并研制出了原理样机。In order to improving the technology level of the instrument and control system of national nuclear power plant, and getting foundation for self-determination design and construction of new generation nuclear power plant, Nuclear Power Institute of China developed the research of digital reactor protection system for nuclear power plant during the ninth five-year plan. Nuclear Power Institute of China adopted mature computer technology and complied with the requirement of the relative standards to design the system and develop the principle prototype.

关 键 词：核电站 数字化反应堆保护系统 设计 数字化仪表 控制系统 

分 类 号：TM623[电气工程—电力系统及自动化] TL362.1[核科学技术—核技术及应用]