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。     

AP1000核电站数字化反应堆保护系统

三代核电技术AP1000将是我国今后长期发展的核电技术,已经过美国核管理委员会最终设计批准,应用于浙江三门1000MW核电站.AP1000核电站核反应堆设计采用先进的非能动安全技术与数字化反应堆保护系统.该文介绍了AP1000核电站反应堆保护系统的数字化仪控平台Common Q、反应堆保护系统的总体结构和设计特点等方面的内容.     

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。     

基于MBSE的核电厂仪控系统设计方法研究

核电厂仪控系统作为大型的复杂系统,其运行场景繁多、逻辑功能和接口关系复杂。以往基于文档的仪控系统设计存在诸多弊端,需通过大量的时间和人力来保证方案的整体性和完整性。通过对核电厂仪控系统设计现有业务流程的研究,结合基于模型的系统工程（MBSE）方法的特点,应用正向设计的逻辑,提出了一种基于MBSE的仪控系统设计方法。该方法描述了核电厂仪控系统的MBSE模型框架,将仪控系统模型分为两层模型架构,即仪控系统总体设计模型和仪控子系统设计模型。各层模型均按照MBSE方法的运行分析、系统分析、逻辑架构设计和物理架构设计的层级进行建模。两层模型之间相互关联。对各层级建模的主要分析和设计要点进行了研究,形成了完整的仪控系统设计模型建模方案。该方案能够指导核电厂仪控系统设计,实现从设计需求到设计实现的完整性。     

核电数字化控制系统与第三方系统接口研究

随着数字化控制系统DCS广泛应用于核电厂,核电厂主控室也在向功能更完善、布局更集中的先进主控室过渡,这一技术特点使得主控室操纵员主要依赖操作员站上的显示器和键盘鼠标实现对电厂工艺系统的监控,因此需要将DCS以外的第三方仪控系统与DCS系统进行信息与监控集成。基于此需求,介绍了接口设计的一般原则,具体阐述了福清核电DCS系统与第三方仪控系统接口设计,并以DCS与KRT系统接口为实例,论述了采用I/A平台FDSI模块实现第三方仪控系统接口的具体实施。     

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。     

核电厂仪控系统全生命周期需求分析的研究

为解决核电厂仪控系统在需求分析方面存在的问题,提出了一种需求分析的理论框架。该框架结合核电厂仪控系统的特点,采用场景分析方法对系统的功能需求、性能需求和安全性需求进行分析。将该方法应用于某研发堆型启堆场景分析中,得出了研究结果。应用结果表明,该方法适用于核电厂仪控系统的需求分析,并具有可操作性和实用性。该方法能够帮助解决跨系统设计中可能出现的问题“涌现”,从而减少现场施工进度的延误和经济成本的增加等问题。研究成果表明,采用基于系统工程国际委员会（INCOSE）技术流程定义的场景分析法可以有效地分析核电厂仪控系统的需求。该方法可以在核电厂仪控系统设计过程中逐步推广,并为提高系统设计的准确性和效率提供参考。通过更好地进行需求分析,可以确保仪控系统在设计和施工阶段的顺利进行,从而提高核电厂的运行效率和安全性、降低成本。     

核仪控系统物项替换抗震评估方法研究及应用

随着核电事业不断发展,核电厂(NPP)仪控系统不断有设备达到寿期或损坏需要进行替换。针对国内核电厂仪控系统物项替换因缺乏地抗震技术评估方法的规范而无法执行的情况,对美国EPRI相关导则、标准进行研究。利用单自由度有阻尼自由振动系统模型,得到结构动态特性的主要影响因素,并对地震不敏感物项及地震坚固物项提出动态相似的证明方法。结合核电厂仪控系统物项替换的实际应用,提出适合国内核电行业应用的物项替换抗震技术评估方法,对国内核电行业核安全级物项抗震技术评估具有很好的借鉴意义。     

提高AP1000核电厂厂用电供电可靠性的分析与探索

从影响AP1000核电厂厂用电供电可靠性的诸多因素出发,阐述了AP1000核电厂厂用电的构成及电气系统的主要特点。就如何提高AP1000核电厂厂用电供电可靠性进行了较全面的分析,对AP1000核电厂厂用电设计应对严重事故工况的措施进行了探索。     

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。