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。     

核电厂基于FPGA的仪控系统网络安全研究

基于现场可编程门阵列(FPGA)技术的系统解决方案具有设计简单、并行处理能力高、系统可验证、许可成本低等特点,在核电厂仪控系统中得到了广泛应用。在当前核安全监管体系中,与FPGA技术相关的监管要求多聚焦于功能安全,对网络安全的监管要求相对较少,存在安全监管空白和弱项。通过研究、分析FPGA技术自身特点,从产品和系统生命周期的角度,全面梳理和介绍了FPGA技术存在的安全脆弱性、面临的安全威胁和当前主流的安全防御技术。结合当前监管实践,提出核电厂基于FPGA仪控系统的网络安全解决方案。对如何加强基于FPGA仪控系统的网络安全建设提出具体意见和建议,以期提高对基于FPGA技术网络安全工作的全面认识,为进一步提升核电厂网络安全水平奠定基础。     

安全级DCS网络安全标准分析与实施原则研究

随着越来越多的数字技术、通信协议和软件应用于核电厂安全级分布式控制系统（DCS）,网络安全在核电厂和安全级DCS中的地位日益重要。近年来,国内外网络安全标准陆续发布。网络安全标准要求存在差异,如何选择标准要求、如何实施对应的网络安全技术需要理论支撑。通过国内外网络安全标准要求研究,给出标准实施的建议。采用对比分析方法,分析了国内外网络安全标准的差异,分析了网络安全标准要求执行的难点。结合核电安全级DCS技术背景,提出了标准要求在工程项目中应用的基本原则。考虑了安全级DCS功能安全与网络安全协调的要求。提出的原则可为安全级DCS网络安全标准要求实施、技术措施的选择提供理论依据。     

核电厂仪控系统可靠性要求与分析方法研究

随着核电厂仪控系统冗余度及分散度的持续增加,以及业主运维压力的攀升,需要考虑简化核电厂仪控系统。为了使简化后的核电厂仪控系统能够保障核电厂的安全性与可用性,需要研究其可靠性要求与分析方法。根据以往工程经验,归纳了核电厂仪控系统设计过程中可靠性分析的一般流程。根据系统故障对核电厂安全性与可用性的不同影响,分别对反应堆保护系统、多样性驱动系统及运行控制系统这三个仪控系统的重要组成部分进行研究。基于相关导则、标准及以往工程实践,分别总结了这三类系统的可靠性要求的类型及制定方法,并归纳了这三类系统的可靠性分析过程中需要考虑的因素。根据各类仪控系统的可靠性要求与分析方法,系统设计者可以在保障仪控系统可靠性的基础上对设计进行简化。     

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。     

“华龙一号”核电机组手动保护硬逻辑设计

手动保护硬逻辑作为应对数字化仪控系统共因故障的一种多样化控制方法,是核电厂安全级数字化控制系统(DCS)的重要组成部分。根据HAF 102—2019和GB/T 13284.1—2008等标准法规要求,结合“华龙一号”核电机组的特点,创新性地独立设置了区别于数字化仪控系统的硬逻辑控制系统,以提高安全级DCS的可靠性。采用模拟技术方案完成了电气原理、结构布置、辅助功能、逻辑功能等设计,并通过逻辑仿真验证和系统功能测试,验证了系统功能的正确性。该方案与系统已应用于“华龙一号”福建漳州核电厂1#、2#机组安全级DCS项目,可为其他核电机组的设计提供参考。     

基于系统工程的核电厂仪控系统设计流程研究

核电厂数字化仪控系统具有设计复杂、结构庞大、集成度高的特点。为了解决设计中由于设计流程不规范、以结果为导向、以施工图设计和管理为重点等而出现的各种综合性问题,研究了在核电厂仪控系统设计流程中使用系统工程的方法。创新性地结合了系统工程方法和核电厂仪控系统全生命周期的模型,重新定义和开发了仪控系统的设计活动,对活动进行统筹规划。建立核电厂仪控系统设计的标准化系统工程体系,可对其进行裁剪,用于指导不同核电项目、不同层次仪控对象的全生命周期设计。基于系统工程的仪控系统设计流程的开发,有利于规范仪控系统设计活动、实现全生命周期的设计管理和维护、提升核电设计和管理能力、提高国际竞争力。     

MBRA在核电厂仪控系统可靠性分析中的应用研究

核电厂仪控系统的可靠性对于核电厂的安全、平稳运行至关重要。为了保证核电厂仪控系统的可靠性,需要在设计过程中对规模庞大且功能复杂的核电厂仪控系统进行可靠性分析。传统的核电厂仪控系统可靠性分析一般基于系统设计文本直接构建可靠性分析模型。模型结构往往与系统结构不匹配,使得模型的构建与检查极为困难。为了解决这个问题,考虑使用基于模型的可靠性评估(MBRA)方法,构建核电厂仪控系统的故障传播模型以进行可靠性分析。使用核电厂仪控系统可靠性分析与设计软件,构建了反应堆保护系统稳压器压力触发安注功能的故障传播模型,对其失效概率进行了故障树分析,并提出了提高安注功能可靠性的改进方式。应用结果表明,使用MBRA方法进行核电厂仪控系统的可靠性分析,降低了可靠性建模的难度,使模型易于检查与确认,提高了可靠性分析的效率、准确性。     

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在核电站通风系统中的应用

以巴基斯坦恰希玛核电站二期工程为背景,介绍了集散式控制系统（DCS）在核电站通风系统中的应用。重点介绍了集散式控制系统的硬件设计、符合人因工程的人机接口画面设计及控制逻辑设计,并描述了系统的电磁兼容性设计措施等,以保证集散式控制系统在核电站非安全级系统中的成功应用。最后还提出了当前国产化DCS系统应用于核电项目时存在的突出问题及其改进建议。     

火电厂DCS主辅一体化及辅控集中控制模式的应用效益

随着分散控制系统的发展,DCS控制系统在电厂的使用越来越普及,不仅主机采用了DCS控制,现在越来越多电厂的辅助车间也开始采用DCS控制,随着辅助车间也广泛采用DCS控制系统,使得辅助车间控制采用统一集中布置控制变得更加容易实施,本文结合本厂DCS主辅一体化及辅控集中控制模式的实际实施、应用情况,介绍一下这种模式在人员配备管理和设备管理、维护、巡检等方面所产生的效益。     

核电厂虚拟DCS翻译软件的设计与实现

核电厂模拟机是用于培训操纵人员的主要工具,是确保核电站安全、稳定、经济性运行的关键之一.为了打破国外对于核电模拟机关键技术的封锁,研发具有自主知识产权的核电模拟机DCS智能翻译工具具有十分重要的意义.设计开发的虚拟DCS翻译转换软件成功实现国产化DCS平台软件代码转化至核电模拟机平台,逼真地再现了DCS控制策略组态、配置和下装过程.     

工业级软件执行核电厂A类功能的适用性分析

由于对核电厂执行A类安全功能的软件要求极高,必须遵守核质保体系的开发要求,如HAF 003和IEC 60880等,市场上这类软件较少.对此,核电用户将目光转向基于工业标准IEC 61508-3开发的软件.这些软件有着良好的应用经验,但是其开发和鉴定过程并不严格依据核电领域的相关标准.因此,这类工业级软件是否有足够高的可...     

核电工程DCS项目管理组织研究与实践

目前DCS在核电站应用越来越广泛,大功率新建电站（900MW及以上机组）无一例外的都采用了全厂DCS进行控制,并不断有在运电站进行DCS数字化改造。但DCS远没有达到标准化的程度,DCS项目实施过程繁杂,项目管理对DCS在核电工程的及时顺利投用至关重要。本文根据核电工程DCS项目特点、项目实施过程及项目管理主要工作,对如何进行有效的项目管理进行了分析和建议。     

分散控制系统失灵原因分析及技术措施

通过对分散控制系统（DCS）失电、网络通讯和控制器故障引起的失灵现象及原因的分析，举一反三，制定了有效防止DCS失灵的安全技术措施和DCS失灵后的事故处理措施，部分已在安徽电网所属发电企业得到实施。     

核电站数字化仪控系统工厂测试综述

测试工作是核电站数字化仪控系统生命周期中的一项重要活动,也是保证系统质量的重要手段,是验证和确认的重要工作。根据核电站数字化仪控系统的生命周期模型,系统交付最终客户之前的测试工作分为供应商的测试、工厂测试、现场安装和调试。本文立足于核电站数字化仪控系统的工厂测试工作,以某压水堆核电站数字化仪控系统的工程实施为背景,阐述了工厂测试的目的、范围和相关标准,详细介绍工厂测试的阶段划分和各阶段的主要测试内容;然后重点论述了工厂测试中的测试方法;最后阐明工厂测试的意义,给出工厂测试和现场安装调试之间的联系,强调工厂测试中的部分注意事项。     

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。     

核电厂重要人员动作分析与人因工程相结合研究

人因工程(HFE)是人机接口的复杂的系统工程。在核电厂(NPP)中,重要人员动作分析和人因工程管理之间具有紧密联系。人因工程/人机接口(HSI)活动能够为重要人员动作分析提供输人,用于识别电厂关键人员动作和风险重要人员动作。重要人员动作分析能够确定对电厂安全和可靠性至关重要的电厂情景、人员操作等,为人因工程/人机接口设计提供参考。对人因工程和重要人员动作分析相结合过程进行研究,基于NUREC-0711建立一套二者相结合的方法体系,详细阐述二者结合要点及实施流程。最后结合实际电厂给出工程应用实例,并通过概率安全评价(PSA)定量评价方法给出分析结果。该方法能够为核电厂重要人员动作识别及人因工程设计优化提供参考,提高电厂安全性和可靠性。