“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。     

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。     

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。     

福清核电DCS关键部件国产化技术综述

福清核电DCS关键部件目前大多数源于海外市场,长期以来存在产品价格高昂、供货周期长等问题,极大程度增加了核电运行维护成本。DCS是核电厂“中枢神经”,是直接决定核电安全的重要系统,随着“华龙一号”海内外项目的成功推广和落地,进一步推动发展中国自主知识产权的核电技术和品牌,成为中国核电行业中的主要需求之一,因此,无论从核电安全、节约成本,还是自主核电技术发展的角度考虑,将DCS关键部件国产化具有重要的意义。本课题主要包括国产化安全级显示单元（SVDU）研制、后备盘最小系统、交换机、48V电源模块、安全级隔离器、安全级温度变送器共计六个子项的国产化工作,用以实现DCS重要关键设备的国产化替代,缓解相关设备卡脖子和停产问题,有效提升电厂DCS安全稳定运行。     

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。     

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。     

“华龙一号”数字化堆芯控制系统设计与改进

压水堆核电厂堆芯控制系统主要实现反应堆冷却剂平均温度控制、反应堆功率控制等重要功能。数字化技术的普及为控制系统带来了更精准的控制能力、更稳定的运行能力,但同时也带来了新的挑战与风险。应用数字技术带来的质量位、缺省值、交叉比较等全新功能,若未进行合理的配置,反而会使在运的控制系统产生偏离控制的后果。以漳州核电1号机组（华龙一号）数字化堆芯控制系统为例,通过对其设计功能的研究,识别出现有设计存在的缺陷,进而提出了相应的改进方案。同时为数字化堆芯控制系统的后续优化给出了建议,可为新建压水堆核电厂数字化堆芯控制系统在系统设计阶段提供一定的借鉴与参考。     

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。     

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。     

核电站非安全级数字化仪控系统国产化及自主化工作实践

核电站数字化仪控系统(Digital Control System,简称DCS)是核电站的信息神经和控制中枢,对于保证核电站安全、可靠、稳定和经济运行以及提升生产管理水平都起着至关重要的作用。但长期以来这一关键系统却被国外供应商垄断,这种现状不符合国家推进核电设备国产化的战略要求,为此实现核电站数字化仪控系统设备国产化和设计自主化迫在眉睫。本文作者从核电站非安全级数字化仪控系统国产化及自主化工作实践的基础上,对核电站非安全级仪控系统设备国产化、设计自主化的过程进行了相关的探讨和介绍。     

方家山核电机组DCS时钟跳变的影响分析与研究

时钟系统的故障或异常极易触发机组运行事件,严重影响运行人员对机组的监盘和控制。以方家山核电厂DCS一层（I/A系统）时钟跳变引起二层（KIC系统）的历史功能异常事件为主线,介绍了方家山核电机组的DCS系统架构、授时方式、一二层数据传输及其时钟同步的规则。并在最小化模拟平台进行实验,详细阐述了DCS一层时钟突跳对二层的影响及原因。最后,对事件产生的原因进行深入的剖析和研究,找出设备系统设计的缺陷及不合理之处,并提出相应的优化和改进方案,以解决目前核电厂DCS时钟系统授时所存在的薄弱问题,提升DCS时钟系统授时的可靠性。     

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DCS可用性测试优化研究

分布式控制系统(DCS)的可用性直接关系着核电站生产控制的水平和机组运行的安全性。目前,核电站DCS可用性测试所用的方法及参数没有统一的标准和依据,工程经验的分析总结迫在眉睫。而国内某核电项目1^#机组DCS可用性测试方法存在诸多不足。为了解决上述问题,首先,对该机组DCS可用性测试方法进行研究,总结其存在的问题,包括测试边界不完善、故障加权系数不合理、缺乏对测试终止条件的考虑等。然后,从试验时间、测试边界、故障加权系数等方面,对DCS可用性测试方法进行了优化。最后,通过DCS可用率试算验证测试边界和故障加权系数对可用性的影响。该研究有助于完善核电站DCS可用性测试方法、提升核电DCS可用性测试水平,从而间接提高核电仪控系统的质量,保证核电安全、经济运行。     

ACP100安全级DCS爆破阀控制系统分析

爆破阀是ACP100自动卸压系统中的关键设备。爆破阀的安全级控制系统能否安全、可靠地执行安全功能与ACP100核电厂的安全密切相关。为了深入分析该系统的功能和性能,以某采用ACP100堆型的核电项目机组为例,对该系统的组成、功能模块设计及定期试验进行分析研究。根据分析可知,无论是单个模块还是整个系统,在冗余、多样化、独立性、可靠性、故障安全等方面都进行了充分的设计考虑;同时,通过定期试验的设计,能够快速、全面地检测出模块和链路的故障。分析结果表明,基于国产安全级数字化控制系统（DCS）平台NASPIC实现的ACP100爆破阀控制系统设计保证了事故情况下可以可靠地驱动爆破阀动作,并缓解事故。所提出的设计方案和分析思路对ACP100堆型的安全级DCS爆破阀控制系统设计具有积极的指导意义。     

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。     

核电厂事故后监视系统显示设计与实现

为有效跟踪核电厂瞬态事件和事故,以及监视事故后的过程状态,核电厂需在主控室房间设置专用的事故后监视系统(PAMS)。通过PAMS人机接口显示核电厂事故后参数和设备,为操作员提供监视与记录界面,尤其涉及三道安全屏障的反应性控制、反应堆堆芯冷却和一回路系统的热导出、放射性物质的相关参数和设备信息。依据核电厂安全参数显示的相关标准,结合华龙一号防城港3~#、4~#机组安全级仪控系统总体架构设计,阐述了PAMS设计和实现的过程。相较于以往硬显示的实现方案,提出了一种基于F-SC1等级的FirmSys数字化平台实现事故后监视功能的设计方案。目前,该方案已在防城港3~#机组完成现场热态调试投入实际应用,可为后续核电厂事故后监视功能提供方案借鉴与参考。     

池式钠冷快堆DCS优化对SBO事故安全影响的研究

池式钠冷快堆技术在我国快速发展。随着相关技术发展和工程经验的积累,为了在保障机组安全运行的基础上提升全寿期经济性,在新建快堆项目上以“集中显示、分布控制”技术思路为指引,对分布式控制系统(DCS)架构进行优化,以压缩DCS规模和相关电缆用量。对DCS的支持系统--交流不间断电源(UPS)和机柜间通风系统同步进行了优化,提升了DCS电源保障程度。优化通风系统运行方式并核算确认事故条件下环境温度满足DCS机柜运行要求。基于快堆固有安全性,分析上述优化内容对机组全厂断电(SBO)工况下的反应堆安全功能的影响,确保反应堆、人员、环境的安全。研究成果应用于池式钠冷快堆的新建项目,压缩了DCS整体成本,为同类堆型的DCS架构设计及相关安全影响分析提供参考。     

核电站数字化仪控系统缺省值分析研究

岭澳二期核电站采用数字化仪控系统.为了充分利用数字化技术的优势,开展了DCS缺省值分析工作.在简要介绍了岭澳二期核电站DCS结构和DCS缺省值问题背景的基础上,对DCS缺省值分析方法、分析范围、实现方式和工程应用等方面进行了总结.这对提高仪控系统本身的可靠性和核电站的安全水平具有重要意义.     

核电厂DCS平行系统研发与应用

为了解决核电厂DCS运维高准确度验证手段和精细化风险防控工具缺乏的问题,基于平行理论,采用数字仿真和虚实DCS融合技术开发了核电厂DCS平行系统。该系统采用了虚实DCS相结合的全厂DCS半实物仿真系统,既高保真又有经济性,研发了全厂级DCS精细化故障仿真模型,实现了DCS故障风险的高效准确分析验证,提升了DCS缺陷处置能力,研发了基于数据驱动的控制机柜三维仿真模型,为DCS运维提供了高逼真度分析验证环境,解决了DCS高逼真度维修操作环境缺乏问题。基于DCS平行系统进行了核电厂DCS运行事件复现及解决措施验证、DCS故障推演,提升了核电厂DCS故障处置能力。核电厂DCS平行系统可用于DCS变更验证、薄弱环节甄别、故障风险分析和维修方案验证,防范DCS维修引发机组运行风险,提升DCS运维可靠性。