提升“华龙一号”核电机组DCS可靠性的研究

漳州核电1、2号机组应用了7大类数字化仪控系统平台,其中非安全级DCS、安全级DCS、DAS/SA、BOP集控系统均为国内商用核电首次应用。为提升国产化全厂DCS可靠性,提升“华龙一号”核电机组经济性,漳州核电厂仪控团队在国内首创流程创新和技术创新,在工程制造前期,对漳州核电1、2号机组跨控制器网络传输信号缺陷、重要瞬态采集系统缺陷、安全级DCS中间点位强制功能缺陷、首出故障功能等多项功能进行专项优化。经过多项技术优化后,全面提升漳州核电全厂DCS可靠性,避免了后续可能出现的3～5次非计划停机、停堆,显著提高了“华龙一号”核电机组数字化控制系统的可靠性和安全性,为后续新建核电机组DCS可靠性优化提升提供参考。     

国产DCS控制系统在华龙一号核电厂常规岛的应用研究

基于“华龙一号”海外首堆——卡拉奇核电厂K2/K3机组工程,介绍了常规岛DCS控制系统的总体设计方案,针对常规岛国产化DCS控制系统平台及其功能优化和开发进行了说明。结合卡拉奇核电厂的工程实施,就常规岛DCS控制器功能分配、控制机柜设置、驱动级功能模块的实施等方面进行了具体的讨论,旨在对国产控制系统在核电站常规岛的应用进行总结和分析,为后续核电工程常规岛DCS系统应用方案设计提供一定的启发和借鉴。     

“华龙一号”与AP1000反应堆保护系统分析研究

保护系统是反应堆的重要安全系统。该系统的作用是保护燃料包壳、一回路压力边界和安全壳的完整性。“华龙一号”与AP1000均为三代压水堆1000 MW级别堆型。选取典型漳州1#、2#机组和三门1#、2#机组的反应堆保护系统设备作差异性对比。从整体系统架构差异性到具体数字化仪控实现平台安全级分布式控制系统(DCS)进行全面的分析与对比。通过逐项的对比异同点,发现“华龙一号”和AP1000堆型的反应堆保护系统各有长处,在设备布置和信号传输方面存在较大差异。因AP1000堆型依赖非能动设计,降低了系统复杂度,保护系统设备数量也低于“华龙一号”。AP1000堆型的四序列反应堆保护系统架构和创新型设计可为后续三代改进压水堆的反应堆保护系统设计提供借鉴。     

临时仪控系统在EPR核电机组调试中的应用

台山核电厂机组控制系统采用数字化仪控系统。受制于三代核电设计变更多、设备鉴定周期长等客观制约因素,数字化仪控系统在1号机组调试启动阶段尚不可用。为满足核回路冲洗试验相关工艺系统的重要过程参数监视和关键设备控制需求,开发了临时仪控系统(TICS)。对输入输出接口类型、软硬件组态、网络结构、端接方案和功能验证方法进行了较深入的研究,提高了TICS抗单一故障能力和抗共模故障能力。结合台山核电厂1号机组核回路冲洗试验的具体调试,证明采用临时仪控系统实现参数监视和设备控制是合理可行的。该方案首次解决了数字化仪控系统进度延误导致工艺系统调试无法按期开展的难题,为后续核电厂的首次调试启动提供了参考。     

核电数字化仪控系统外协制造产品的质量管理与实践

通过分析核电数字化仪控系统的功能分级、设备质保分级,识别出组成核级数字化仪控制系统(DCS)关键设备的外协制造产品的采购质保分级要求。结合供应商的ISO9001质量管理体系要求以及应用于核安全级数字化仪控系统的外协制造产品的质量管理要求,给出非持证单位供货核电厂安全级数字化仪控系统设备的质量管控要求,包括文件控制和工艺控制、制造过程控制和质保监查等内容。实现以上总结的质量管理要求的外协制造产品,已在广利核公司项目上成功实践。该研究可为核电领域相关单位的外协产品质量控制提供借鉴和示范。     

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。     

压水堆核电厂数字化仪控系统功能测试设计与实现

反应堆保护系统是核电厂数字化仪控系统(DCS)中重要的安全系统,在反应堆保护系统的工厂测试阶段需要验证其功能的正确性以确保符合设计要求。本文分别设计了两种功能测试方案,并分析了这两种方案的优缺点。根据测试方案的要求,设计并制造了反应堆模拟系统和停堆断路器模拟系统并与反应堆保护系统集成,完成了反应堆保护系统的功能测试。测试结果表明这两种方案都能正确的完成反应堆保护系统的功能测试。     

自主核级DCS首台套的质量保证管理与实践

和睦系统是我国首个具有完全自主知识产权的核级数字化仪控系统(DCS)平台。阳江5号机组是我国首台真正实现DCS设备100%自主化、国产化的百万千瓦级核电机组。如何做好自主核级DCS首台套的质量保证,国内尚缺乏质保工作经验的支撑。核级DCS设计制造需要遵循核安全法律法规要求。结合以往DCS设计制造的实践经验,广利核提出了核级DCS全生命周期质量保证过程,尤其标准化了复杂DCS系统的测试过程以及核级软件的验证与确认(VV)活动。全生命周期的质量保证过程应用在阳江5号机组工程应用过程中的良好实践,为核电领域相关单位后续开展核级DCS设计制造质量保证提供借鉴。     

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。     

核电厂非安全级DCS集成的质量管理

作为核电厂重要的仪控系统,非安全级分散控制系统(DCS)具有功能复杂、内外部接口众多的特点。为了确保核电厂DCS在设计、制造、测试和交付等过程的质量,首先对非安全级DCS的集成过程进行了研究。研究过程采用了IEC 61513标准下系统安全生命周期的模型,分析了在安全生命周期中各阶段执行的相关活动。通过功能安全管理概念的运用,将DCS集成过程的技术管理要求与我国现行的核电厂质量保证要求建立相应的关联,使得两者体系上的融合成为可能。详细探讨了安全生命周期中技术管理要求与核电站质量保证要求之间的对应关系,使得核电厂的质量保证要求能够具体化,同时符合数字化的核电厂仪控系统的特性。最后对非安全级DCS集成质量的管理措施进行了初步的研究。根据核电厂非安全级DCS在工程实施中有别于成熟仪控系统面临的问题,提出了质量管理方法。该方法对于今后新建电厂,特别是新堆型的工程实施具有参考意义。     

自主知识产权的核电站数字化仪控系统平台研制

全数字化仪控系统是先进核电站的重要组成部分,对保护核电站安全运行具有至关重要的作用。通过对安全级数字化仪控系统平台、专用仪控系统、管理工具软件、设备鉴定、VV技术、多样性及纵深防御技术的研究,掌握了核电站数字化仪控系统技术,实现了核级DCS平台"和睦系统"的产品化及其工程应用。目前,该平台已通过专家鉴定,并开始在阳江核电站5#、6#机组进行工程实施,进一步提高了我国核电站的自主化率。     

DCS分布式处理单元及其散热风扇供电设计优化

分布式处理单元是DCS系统中最重要的组成部分,其供电可靠性的设计直接影响到DCS系统的安全稳定运行。主要分析了某核电厂1、2号机组非安全级DCS控制柜内分布式处理单元与散热风扇不满足单一故障准则,并结合现场项目建设进展,通过对目前控制柜内分布式处理单元及散热风扇供电设计进行分析,从可靠性、机组安全性和经济性角度对原有设计提出优化方案,并推动该方案在1、2号机组完成改造实现,为后续核电机组DCS系统提供参考和借鉴。     

核电DCS组态逻辑功能总体验证技术研究

核电厂数字化分布式控制系统(DCS)软件组态逻辑功能在工厂测试与现场调试阶段存在重复验证、设计变更频繁等问题。对核电典型系统逻辑组态工厂测试与现场调试功能验证方法进行了对比分析,研究了华龙一号核电设计、制造、调试技术文件体系的现状。在遵守核安全导则《HAD 102/16核动力厂基于计算机的安全重要系统软件》和保证核岛系统控制功能组态逻辑验证完整性的前提下,提出了工厂测试与现场调试阶段的核电DCS组态的逻辑功能总体验证策略,优化了两个阶段在系统设计与组态功能正确性交叉验证中的重复内容。核电DCS组态逻辑功能总体验证技术的应用,能够有效提升系统测控功能的正确性,提高现场试验一次成功率,减少重复验证,缩短核电建造工期。     

信息安全标准体系研究

随着工控系统信息安全事件日趋增多,核电厂数字化仪控系统的信息安全也逐渐受到重视,已经成为核安全的重要组成部分。信息安全标准是信息安全工作的重要依据。因此,开展信息安全标准研究是核电厂数字化仪控系统信息安全工作的基础。从核电厂数字化仪控系统的特点出发,分别对国内标准、美联邦导则标准和国际电工委员会标准三个体系进行对比分析,介绍了工控系统和核设施信息系统信息安全标准的体系结构和总体要求,总结了三个标准体系各自的优缺点,并分别给出了标准在工程应用的参考建议。最后,对核电厂数字化仪控系统参考的国内外主流信息安全标准进行了总结分析,从工程应用的角度提出了标准的使用方法,为核电厂DCS信息安全研究提供了重要参考。     

用于安全级专设功能测试的网络化测试系统设计

为验证核电站数字化仪控系统安全级的专设功能,本文提出了一种基于网络的自动化测试系统,重点阐述测试系统的设计,包括网络搭建、通讯实现、测试软件设计等,并举例简述了该系统在CPR1000堆型核电站安全级专设功能测试中的应用.网络化测试系统的使用,实现了核电站数字化仪控系统的闭环测试,能够实时监视测试过程并自动生成删试报告,提高了数字化仪控系统集成测试的效率与质量,降低了测试成本.     

福清核电厂5#、6#机组反应堆保护系统的设计

反应堆保护系统是核电厂应对预期运行事件或设计基准事故而设置的重要安全级仪控系统。为满足“华龙一号”三代核电高安全性目标的设计要求，需要对反应堆保护系统的功能性能进行提升。以“华龙一号”示范工程福清核电厂5^#、6^#机组为研究对象，通过充分考虑保护系统设计准则要求并基于事故分析结论，提出了更具高可靠性和全面保护功能特征的反应堆保护系统设计方案。详细介绍了系统自动保护功能的设计、系统结构设计以及系统健康管理等内容，并对系统拒动率进行了定量分析。分析结果表明，系统总体拒动率不高于5.0×10^-7/指令，达到了国际主流三代核电的可靠性水平。该研究成果可为后续核电厂的反应堆保护系统设计或优化提供借鉴。     

某核电厂汽轮机控制系统机柜接地问题浅析

通过可靠、合理的接地提高抗各种电磁干扰是DCS系统安全、稳定运行的重要前提。围绕近年来发生的2起因接地形式不合理导致的核电机组瞬态事件,对某核电厂汽轮机控制系统机柜接地进行分析研究,并结合其他DCS系统接地的设计提出优化方案,提高了汽轮机控制系统的抗干扰性能,以满足机组安全、稳定运行的需求,可为采用同类技术路线的核电机组提供参考。     

核电安全级现场总线接口卡的开发

数字化仪表和控制系统已在核电厂安全系统领域内得到应用,网络通信功能是数字化仪控设备必不可少的。如何设计接口卡使得同时满足现场总线通信要求和核电安全级要求,是研制数字化仪控设备时必须解决的一个重要问题。本文介绍了如何把各种标准和导则提出的安全设计准则和安全要求应用在核级现场总线接口卡的软硬件开发上,具体描述了如何遵循验证和确认过程来保证可靠性。     

核电厂数字化仪表控制系统网络安全风险分析方法综述

目前,核电厂已经广泛采用基于网络和软件的数字化仪表和控制系统(简称“仪控系统”)。数字化仪控系统作为核电厂的神经中枢,一旦遭受网络攻击,将对核电厂的安全性、可用性造成风险。因此,应采用适当的方法对核电厂数字化仪控系统的网络安全风险进行分析评估,以进一步提高核电厂数字化仪控系统防范风险的能力。首先,将网络安全风险分析方法分为基于公式的方法、基于非图形模型的方法、基于图形模型的方法这三类进行文献综述;然后,从动态分析、风险量化、数据来源、核安全与网络安全四个方面进行了适用性分析。该研究为核电厂数字化仪控系统选择适当的网络安全风险分析方法提供了参考。     

变频技术在华龙一号CAV系统中的应用研究

"华龙一号"是我国具有自主知识产权的三代核电品牌,在技术上实施了一系列技术改进措施,其中包括双层安全壳设计。双层安全壳的设计不仅能抗大型飞机撞击,而且在事故情况下,反应堆压力容器、内层安全壳和外层安全壳构成多重安全防御屏障,极大地降低了放射性气体泄漏。为了精准控制双层安全壳环形空间负压,"华龙一号"双层安全壳环形空间通风(CAV)系统采用变频控制方式控制风机。重点分析了CAV系统控制逻辑方案,以及变频器技术的应用和变频技术方案的设计特点。这套变频控制系统不仅实现了精细控制环形空间压力,有效控制事故工况下放射性物质向环境释放的功能,而且在保证机组运行安全的基础上提高了电厂经济性,为变频器技术在核电厂安全级系统的推广应用起到了良好的示范作用。