基于FPGA的核电仪控系统发展与自主研发探索

现场可编程门阵列(FPGA)技术在全球核电站仪表和控制系统领域的应用,特别是在安全级控制系统的应用正不断地引起关注。与基于微处理器的控制系统相比,基于FPGA技术的安全级控制系统解决方案具有低复杂度、较高的可测试性、不依赖复杂运行软件以及更易于鉴定等特点。基于FPGA的控制系统为核电站提供了一种满足多样性设计需求、具有成本优势、长周期支持的安全级控制系统解决方案。通过研究对比FPGA技术和CPU技术本身的性能和特点,提出基于FPGA技术开展核电安全级数字化仪控系统平台的技术路线。研判认为,FPGA技术在安全级仪控系统中将迎来新的发展机遇,也将是发展核电的一个突破口。根据我国核电发展的现状和趋势,提出了以满足我国三代或四代核电机组为目标的、基于FPGA的核电仪控系统的自主研发技术路线。     

三代核电机组数字化仪控系统及其国产化分析

为了进一步理清三代核电机组数字化仪控系统国产化的思路和途径,在对AP1000非能动核电机组仪控系统技术特点进行简要分析的基础上,详细阐述了我国核电发展的新形势以及仪表和控制设备国产化的必要性,指出了技术转让、消化吸收、工程实践和重大专项研究等措施对国产化的重要作用,提出了CAP系列核电机组数字化仪表控制系统国产化的方向和基本规划。这将为国家相关部门的决策提供参考。     

关于推进第三代核电关键仪控系统国产化的探索

针对第三代核电关键仪控系统国产化形势严峻的现状,上海核电办公室和国家能源核电站仪表研发(试验)中心走访调研了大量核电业主用户、工程公司以及制造企业。分析了第三代核电关键仪控系统的市场需求以及技术特点、难点和挑战,提出了近阶段重点攻关的目标内容。结合上海地区的创新资源特点,提出了组织第三代核电仪控系统国产化攻关的路径。     

AP1000先进核电技术

本文阐述了中共中央政治局常务委员会决定从美国西屋公司引进AP1000核电技术和合作建造4台AP1000核电机组,是实现我国第三代核电自主化的战略决策。从安全性、成熟性、经济性、放射性排出物以及科技含量等方面说明第三代AP1000非能动核电厂是一种更简化、更安全、更经济和有持续发展前途的核电厂堆型。本文也扼要地介绍了AP1000非能动核电厂的先进数字化仪表控制系统。无论在设计理念上,还是在具体的系统设计方面,AP1000核电厂的仪表控制系统与第二代压水堆核电厂有较大的不同,使核电厂的运行和安全性能都得到很大的改善。     

早期核电站仪控系统升级改造技术方案探讨

基于上世纪80年代初仪表和计算机技术的我国早期核电站仪表控制系统,当今已显露出其技术落后、硬件老化、备件采购困难的窘况,必须对其逐步实施升级改造。本文是。对早期核电站仪表控制系统实施数字化网络化改造的总体设想,分别从实施改造的背景、早期核电站仪控系统技术改造方案和核电站未来自动,七系统的典型架构等方面进行了较为深入的论述。     

核电站1E级仪表环境鉴定技术探析

为了保证核电厂的运行安全,必须对1E级仪表进行环境鉴定。本文论述了核电站1E级仪表环境的鉴定方法和主要内容,并通过三代核电站和二代改进型核电站环境鉴定要求的对比,分析了三代核电站在1E级仪表环境鉴定技术中的改进。     

核电站DCS系统数字通信网络的时钟同步研究

随着核电二代加或三代机组中全数字化（DCS）控制系统的应用,以网络交互技术为基础的数据通讯成为DCS系统核心组成。DCS系统时钟网络为数据处理及显示系统、电厂控制系统和汽轮机控制系统等核电站众多仪表设备提供授时服务,因此数字通信网络的时钟同步对电厂安全稳定运行尤为重要。结合某核电站DCS一层时钟跨年跳变导致电站计算机信息和控制系统（KIC）历史曲线记录不更新的事件处理,研究了数字通信网络的同步模式和数字通信中网络时钟滑动。通过研究,探索改进时钟授时系统提高可靠性的方法,对现役核电厂授时系统的改造和新建核电厂授时系统的设计有良好的指导作用。     

CAP系列核电站堆内外核测系统国产化探讨

当前,国家已制定非能动大型先进压水堆(CAP)系列核电站批量化建设的国家战略。堆内外核测系统是核电站关键仪控系统。与以往二代加核电站相比,第三代CAP系列核电站(NPP)堆内外核测系统的探测技术和设计理念存在较大的不同。针对CAP系列核电站堆内外核测系统的设计特点,从系统设计架构、实现的安全功能和主要性能参数等方面进行分析研究。对三代核电站堆内外核测系统相比国内以往的二代加核电站堆内外核测系统的设计优化和设计改进等方面进行梳理总结,提出目前国际上对于堆内外核测系统的主要发展趋势。同时,从堆内外核测系统关键设备的设备国产化角度,提出设备国产化的研制重点及难点,为将来实现设备国产化、自主化指明方向。     

三代核电站仪控系统宏的仿真实现

三代核电站仪控系统广泛采用逻辑及画面宏(Macro)设计,它将其功能主体封装,通过标准化接口进行数据交互,一定程度上实现了"黑匣子"效应,从而严格控制了技术秘密。分析了三代核电站"宏"的类型及特点,并进行仿真设计,完成了仪控系统逻辑宏及画面宏的再现,从而保证了非能动安全型核电站数字化仪控系统验证平台的成功建立。     

核电站一回路主管道直接测温方案研究

针对核电站一回路冷却剂温度测量,国内二代核电站中均采用了旁路管线测温方案,即在主管道上引入测温旁路管线。该方案已不能适应三代核电机组的要求。在三代核电设计中,取消了旁路管线设计,采用在主管道上直接测温的方式。针对测点布置、温度计数量等进行了分析优化,并针对一回路热管段的热分层效应,创新性地提出了测温搅混管嘴的设计。该设计能有效减少热管段热分层对测量准确度的影响。通过主管道内冷却剂流场和温度场的流体力学分析,得到优化后的一回路主管道直接测温方案。核电机组的实际运行结果表明,该方案能够准确、有效地测量一回路冷却剂温度,从而保障核电机组的安全、稳定运行。     

核电保护系统的仿真自动测试系统设计

随着计算机、控制和通信技术的不断发展,核电站仪控系统逐渐由传统的模拟仪表控制向数字化控制转变。目前我国核电站数字化仪控系统正处在发展阶段,三代核电项目对仪控系统提出了更高的测试要求。因此,研究和开发半实物仿真验证自动测试技术非常必要。归纳了保护系统的特点和测试需求,将MATLAB仿真模型与测试用PXI平台硬件相结合,利用基于虚拟仪器开发平台搭建的生产者-消费者(Producer-Customer)自动测试架构,并将仿真验证技术与自动化测试相结合,实现了核电站保护系统的半实物仿真自动验证与测试。该系统可充分模拟现场工况,对保护系统进行验证与测试;通过扩展建模范围,可以实现对核电站其他仪控系统的验证与测试,也可移植到其他高可靠性需求行业,具有很高的工程应用价值。     

核电站数字化仪控系统验证平台网络架构设计

针对第三代核电站数字化仪控系统运行需求,提出了基于KVM和光纤技术的核电站数字化仪控系统验证平台(简称"验证平台")网络架构,形成一个"闭环"的验证网络,介绍了验证平台的构成和功能。该验证平台基于实时仿真环境下,输出和实际电站一致的工艺参数数据到被验证的仪控系统,被验证的仪控系统基于控制逻辑作出控制或者保护反应,输出调节指令,工艺系统对调节指令做出与实际电站一致的动态响应,这些指令和数据信息通过验证平台实时数据网和I/O硬件通道实现交换。实践表明,设计的网络架构是可行的,完全满足了验证平台的设计要求。     

核电站仪表与控制(I&C)系统数字化关键技术研究现状

阐述了当今世界各国核电站数字化仪表与控制(I＆C)系统开发概况,分析了两种典型的核电站数字化仪控系统的系统结构和功能,并论述了核电站应用数字化仪表与控制(I＆C)的发展趋势.     

核电站“神经中枢”实现中国制造中广核自主研发核级DCS平台——FirmSys进入工程应用阶段

核电站全数字化仪控系统（DCS）是核电站重大关键性成套设备之一。其中,核级DCS主要完成事故工况下反应堆安全停堆和事故缓解功能,对于保证核电站安全、可靠、稳定运行发挥着重要作用。目前我国在役核电机组的核级DCS均由国外供货商提供,而这一现状随着中国广核集团下属的广利核公司拥有完全自主知识产权的核级DCS-FirmSys的出现而成为历史。     

压水堆核电站数字化仪控系统典型PID控制设计

PID控制器具有原理简单，稳定性强，鲁棒性好，使用方便的优点而被广泛应用。传统核电站的仪控系统采用模拟调节仪表，随着数字化仪控系统（DCS）技术的逐渐成熟，其在核电站的运行和维护中扮演的角色也越来越重要。本文以海南昌江核电站1、2号机组采用的INVENSYS公司IADCS系统为背景，对单回路PID控制和串级PID控制的数字化实现过程进行阐述，针对实现过程中的手／自动切换扰动和PID控制器的正反作用问题给出了解决方案；这对核电站数字仪控系统中PID控制器的研究具有十分重要的意义。     

核电站仪表与控制（I＆C）系统数字化关键技术研究现状

阐述了当今世界各国核电站数字化仪表与控制 (I&C)系统开发概况 ,分析了两种典型的核电站数字化仪控系统的系统结构和功能 ,并论述了核电站应用数字化仪表与控制 (I&C)的发展趋势     

阳江核电站数字化仪控系统将全部实现“国产化”

核电站数字化仪控系统作为核电机组的关键设备,过去其核心技术一直被国外几家企业垄断。记者10日从中广核集团了解到,随着我国自主研发能力的提高,越来越多的国产数字化仪控系统投入使用。日前阳江核电站签订了5、6号机组数字化仪控系统自主化意向书,我国核电站数字化仪控系统将在阳江核电站实现100％国产化。据中广核集团相关负责人介绍,承担此项建设任务的中广核集团北京广利核系统工程有限公司目前正以阳江5、6号机组为依托,进行科技攻关,计划在2010年前研制成功我国第一台具有自主知识产权的安全级系统样机。这将是我国核电自主化、国产化取得的又一重要成果,届时我国将拥有具有自主知识产权的百万千瓦级核电站数字化仪控系统。     

田湾核电站TXP系统维修策略

田湾核电站是国内首个实现全数字化仪控系统的核电站,正常运行仪控系统采用西门子公司的TXP控制系统。简单介绍了田湾核电站TXP系统的系统结构及功能,分析了TXP系统正式投运以来的运行情况,并对TXP系统发生的重要故障处理情况进行了总结,最后阐述了田湾核电站TXP系统的维修策略。     

核电厂核级冷水机组控制系统设计与研究

目前,在二代加核电站中,核级冷水机组控制系统普遍采用可编程逻辑控制器实现机组控制及保护等功能。随着三代核电站对安全标准的提高,传统核级冷水机组控制系统已无法满足核电厂对控制系统安全分级、设备鉴定以及设计验证的要求。通过分析三代核电厂对核级冷水机组的安全分级及功能要求,提出采用安全级数字化仪控平台实现机组的控制及保护。控制系统在设计过程中,采用了隔离、功能分散、故障安全以及冗余配置等设计方法,全面提升了核级冷水机组控制系统的可用性及可靠性,进而提高了核级冷水机组在电厂事故工况下执行安全功能的能力。该控制系统的设计及实施,为后续核级主设备采用安全级数字化仪控平台实现控制系统设计提供了更好的解决方案。     

西门子T2000系统重要信号质量位分析研究

核电机组数字化仪控系统（DCS）质量位变化会影响机组运行状态,甚至可能导致停机停堆,对核电站的安全性、稳定性和经济性有着重要影响,有必要对DCS设备的质量位逻辑进行故障风险分析。依托某核电站最小化DCS平台,开展了西门子T2000系统重要信号质量位分析研究。通过强制接口模块输入信号的数值和插入卡件失效事件,改变信号质量位,研究接口模块在发生质量位事件时对后续输出的影响,并提出了质量位使用准则。