一种基于FirmSys产品的阳江5、6号机组安全级保护系统功能分配设计方法

伴随着我国三代压水堆核电站自主化进程,中广核集团紧跟国家核电发展的步伐,正在有条不紊地推进拥有自主知识产权的三代压水堆核电站研发进程。阳江5、6号机组的建设是中广核实现自主化三代压水堆战略的一个重要环节。北京广利核系统工程有限公司作为中广核集团唯一一家核电仪控设备供货同时也是国内唯一拥有自主知识产权的核安全级数字化仪控产品（FirmSys）的公司,在阳江5、6号机组承担了提供全厂数字化仪控系统解决方案、供货以及工程实施的重任,其中首次使用核安全级数字化仪控平台FirmSys实现数字化安全级保护系统更是关键环节。本文主要针对使用广利核公司自主研发的核安全级数字化仪控产品平台（FirmSys）为阳江5、6号核电站提供保护系统解决方案中的功能分配方案可行性进行初步的探讨,为将来的工程设计和应用提供有用借鉴。本文首先简要说明了数字化安全级保护系统总体设计方案,然后依据安全重要仪控系统总的设计要求和功能多样性、控制多样性的要求,对保护系统功能按子系统进行分配,以指导后续的子系统功能设计工作。     

核电站数字化仪控系统开发过程及其验证与确认

分析了三代非能动型压水堆核电站AP1000的数字化仪控系统的开发过程模型,研究了与其开发过程紧密结合的验证与确认技术(V&V),特别是其审查、分析以及测试方法的使用,并提出了设计、测试及V&V过程的文档要求。该开发过程模型和V&V技术具有广泛的工业规范和标准认可度,对于我国自主化的核安全级数字化仪控系统的开发和取证具有重要的借鉴和指导意义。     

我国核安全级数字化仪控技术自主研发取得重大突破

2010年10月24日,具有自主知识产权的核安全级数字化控制平台研制成果在北京发布。这是我国核电仪控发展史上具有里程碑意义的重大突破,标志着我国在核电站安全级数字化仪控系统技术领域实现自主化,国产化的道路上,已迈出了关键的一步。     

核电数字化保护系统模拟量输入卡件的设计

文章以核电数字化保护系统模拟量输入卡为例,在遵循核级硬件、软件设计准则的基础上,研究核级卡件的功能划分及设计方法。通过此卡件原理样机的开发,探索核电数字化仪控系统设备研发的关键设计技术,从而为实现我国核电数字化保护系统的自主化提供一些思路。     

核电数字化保护系统软件的模块化设计

核电数字化保护系统软件设计的透明性、准确性以及一致性是提高核级软件可靠性的重要保障。根据保护系统软件实现的数据采集与调理、处理、监控和冗余等功能,对保护系统核级软件进行了模块化划分,并在核电数字化仪控系统平台上实现。通过该文的探索,为国内反应堆保护系统的自主化提供一些设计思想。     

压水堆水压试验超压保护系统的设计与应用

根据我国核安全法规要求,压水堆核电机组一回路边界在水压试验期间承受的最大压力约为功率运行工况下的1.33倍。为控制压水堆核电机组一回路水压试验过程中的系统超压风险,必须由超压保护装置提供相应的保护功能,以确保试验期间压力可控。传统方案多采用外置的控制系统来实现,在实际应用中存在增加仪控设备接口、维护工作量大等缺点。随着数字化技术在核电领域的广泛应用,传统方案已不适用于新建核电机组。为此,提出了一套基于核电机组数字化仪控系统平台的一回路超压保护系统。该系统有效结合了数字化仪控平台的特点,具有人机界面丰富、可实现多重冗余保护等优点。该系统已在某核电机组首次大修中得到了应用,应用结果表明,该系统避免了传统方案的缺点,可操作性强且可靠性高,具有很高的推广价值。     

反应堆保护系统AC160平台商品级物项适用性确认过程的探讨

用于核安全场合的设备传统做法是从核级供应商采购模拟设备或数字化设备,美国核电业界在合格核级供应商数量不断减少的情况下,逐步开始使用商品级物项适用性确认方法(CGD),把成熟商品级产品用于核安全领域;商品级数字化仪控设备因内嵌软件,CGD方法与传统模拟设备略有不同,软件的CGD包括评审开发过程的软件配置项控制、验证和确认活动以及测试活动等要求;文章综述了美国核法规规定的核安全设备的相关要求和NRC对于数字化设备CGD的接受方法和准则.并重点介绍AP1000保护系统AC160平台的CGD实施过程和方法,有助于国内数字化仪控设备供应商的CGD工作的开展。     

运行核电厂数字化仪控系统的Ⅴ&Ⅴ活动及其监管思考

随着自动化信息化设备的不断发展,数字化控制系统在核电领域所起到的作用也越来越大。在核电领域,全数字化仪控平台为电厂的非干预保护、自动控制、人机交互等方面提供了极大便利。与此同时,数字化仪控系统软件也给电厂核安全带来了新的风险和挑战。为提高数字化仪控系统的安全性和可靠性,数字化仪控系统软件的开发过程都要经过确认和验证(ⅤⅤ),各设计单位、系统供方、监管方针对软件的验证与确认(ⅣⅤ)及ⅤⅤ的相关研究也不断深入。软件的ⅤⅤ活动应伴随软件的采购、供货、开发、运行、维护等完整生命周期。目前,核电行业相关研究还主要集中在开发阶段,在涉及临时或永久的小范围修改的运行、维护阶段,并没有足够的关注。针对核电厂数字化仪控系统的运行和维护阶段,探索该阶段软件开发、修改的ⅤⅤ或ⅣⅤ活动的特点,从核安全监管技术和管理角度加以思考,以期为后续的相关研究、具体的软件开发和修改及其监管活动提供参考。     

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.     

中核集团秦山核电二期3号机组正式投入商运

中核集团秦山核电二期扩建工程3号机组10月21日正式投入商业运行。这是中国核电产业自主化取得的重大突破，意味着中国全面掌握了改进型第二代压水堆核电站的工程设计、建造技术，为核电大发展时期进一步掌握三代核电技术，培养核心人才，推动核电产业自主化打下了坚实基础。     

世界核电技术发展趋势及第三代核电技术的定位

本文简要叙述世界核电技术发展的历程和展望,着重讲：（1）国际上对第三代核电机组安全性和经济性的要求和为满足这些要求所采取的措施;（2）第三代压水堆AP-1000和EPR为预防和缓解严重事故的安全设计特点;（3）第四代核能系统的开发规划和工作路线图：（4）我国核电技术的发展。     

红沿河核电站安全级DCS技术要点分析

本文结合红沿河核电一期工程安全级DCS详细设计方案,对反应堆保护机柜、安全专设和安全逻辑机柜、周期试验方案、S-VDU等设备的技术要点进行了重点分析,其内容对技术不同点甄别、维修大纲及程序编写、生产线人员技术培训、DCS调试等方面的工作具有一定参考意义。     

核电站操作与辐射剂量的虚拟现实仿真研究

通过对国内外虚拟现实技术在核辐射防护领域的应用现状的调研,开发了关于压水堆（PWR）相关操作和核辐射剂量的VRP（Virtual Reality Platform）虚拟现实应用。主要内容包括虚拟场景建模主程序3DSMAX、辐射剂量计算程序MCNPX及虚拟现实平台软件VRP三部分。结合大亚湾核电站的相关数据,在3DSMAX中构建了核电站厂房的三维场景,并对相关模型精细建模,成功建立了符合应用要求的原型系统;采用国内外先进的MCNPX辐射剂量计算软件以及中国成年男女人体模型,对人体在虚拟场景中受到的辐射剂量进行了精确的计算。并结合目前常用的插值算法的特点和三维场景布局特点,提出了一种符合场景要求的辐射剂量插值算法,成功实现了辐射剂量的动态获取;采用国内自主开发的虚拟现实平台软件VRP,实现了三维场景中辐射剂量的动态显示,完成了与辐射剂量计算软件的对接;并构建了三维模型的互动操作的演示,成功构建了关于核电站操作与辐射剂量的虚拟现实仿真系统。该应用对核电厂新员工培训以及降低核电厂工作人员辐射剂量有一定的指导意义。     

UMTS系统空中接口接入协议的安全缺陷分析

UMTS系统(Universal Mobile Telecommunication System,通用移动通信系统)采用了双向鉴权、信令完整性保护和数据加密等多种机制来保证用户通信的安全性。研究从挖掘协议安全缺陷出发,指出现有的UMTS系统通信协议中安全机制仍存在安全缺陷,以此为基础描述了一种能够有效通过系统的身份认证并阻止加密算法启动的中间人攻击方法,验证隐患的存在性。详细分析了导致现有安全缺陷的原因,给出了协议修改建议。     

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。     

核电站数字化保护系统设计研究

保护系统是核电站中保证核电安全的重要系统,采用数字化技术设计保护系统已成为当前的主流。核安全法规、标准对保护系统设计提出了单一故障、冗余性、独立性等设计准则。基于这些设计准则,应用当前成熟的DCS控制技术及点对点、环网等通信技术,设计了适用于M310堆型的保护系统的原型系统,该原型系统除应用数字化技术外,还设计了可以防止数字化系统软件共因故障影响的模拟控制装置,实现保护功能的多样性控制。通过分析表明该系统符合纵深防御和多样性要求,且满足单一故障准则。     

多用途DCS平台在压水堆核电站专用系统中的应用

本文介绍了核电站数字化仪控系统主要特点和作用,并说明北京广利核系统工程有限公司开发的SpeedyHold专用DCS平台,该平台除具有通用DCS平台的一般特点外,还在系统架构、冗余方案、软件配置、通信总线、功能板件开发等多个方面进行了诸多特别设计。在过去的几年里,以KDO、KME、EPP、KIT/KPS、KSN、LSS等为典型代表的压水堆核电站专用系统在采样频率、信号精度、存储容量、系统规模、算法实现、控制策略等方面有着特殊功能和性能要求,SpeedyHold专用DCS平台已经获得了数十个系统应用,效果良好。     

核电站数字化反应堆保护系统停堆响应时间分析

为了评价出核电站数字化反应堆保护系统停堆响应的最大时间,根据数字化反应堆保护系统结构,分析出保护系统的响应过程须经过AI输入、IO总线通讯、CPU运算、网络通讯、DO输出处理。并基于DCS定周期扫描的运行方式,得出了各处理过程所需最大响应时间的计算方法,DCS停堆响应时间的评价值就是各部分最大响应时间的累加。最后提出了可缩短响应时间的改进方法。     

LTE-Advanced传输安全研究

作为ITU于2010年10月通过的4G标准之一,LTE-Advanced是3GPP长期演进标准的增强版,该文给出了3GPPLTE-Advanced标准化时间表和关键性能,分析了LTE-Advanced的功能平面,归纳了LTE-Advanced的传输安全架构,即X2星形和X2网状安全架构。