核电厂人因工程人机接口设计的探讨

本文论述了人因工程在核电厂设计中的重要性。简要介绍了人因工程的内容和范围,重点讨论了新建核电厂的人机接口设计。简要说明了国外核电厂人机接口设计,详细描述了国内核电厂的人机接口设计要求。     

核电站数字化保护系统维护系统设计

核电厂数字化保护系统的维护系统是对安全级数字化控制系统进行故障分析和系统维护处理的关键环节。为了提高当前核电厂安全级数字化控制系统维护期间的安全性以及调试维修的工作效率,本文在对数字化保护系统架构和维护功能分析的基础上,同时结合FMEA分析技术,设计出了一套全新的集中维护系统,通过对其独立性进行分析,认为其能够满足安全相关标准要求。该设计方案具有人机接口简单,操作方便,不影响安全功能等优点。可应用于核电厂安全级数字化控制系统故障诊断和系统维护中,也可为其他行业数字化控制系统维护系统设计提供参考。     

人因工程在核电厂控制室系统标准化中的应用

1人因工程与控制室系统标准是多年来核电厂运行经验和教训的总结70年代初，美国就在世界上第一篇安全分析报告WASH－1400中提出过在核电厂设计中应用人因工程学原则，分析了人的差错对堆芯熔化频度的影响。但当时由于多年来核电厂一位在安全地运行，故未能得到足够的重视。三里岛事故的出现才使人们认识到人的因素对核电厂安全运行的重要性。有人统计了现有的400多座核电厂，发现由于运行人员失误造成的反应堆事故占事故总数的一半以上，其主要原因是：a．人机接口设计不当，人因性能不好，所提供的信息不能正确反映反应堆及核电厂“重要…     

核电厂控制室的设计

核电厂控制室设计的目标是通过人机接口的改善,提高核电厂的安全性和可用性,降低建造和维护等费用。本文应用人因工程方法。论述了控制室的设计,以改善人机接口。     

核电厂安全系统的系列配置对可靠性与机组安全的影响方案研究

本文介绍了核电厂安全系统设计的要求、具体实践及其技术发展趋势,论述了在核电厂安全设计中安全系统的系列配置与安全系统可靠性及核电厂安全水平的关系。本文还特别讨论了三环路压水堆核电厂安全系统的配置所采用的3个独立系列设计理念的安全性以及与其他配置的比较。结果表明,3个独立系列的安全系列设计能提高核电厂的安全性,满足核电厂的经济性,使配置更加合理。     

大屏幕显示系统在先进核电厂人机接口系统中的应用

通过对法规标准的分析研究,本文详细阐述了大屏幕显示系统在先进核电厂人机接口系统中的功能,并基于工程应用给出了主要的显示信息。本文结果对后续先进核电厂大屏幕显示系统设计有一定的指导意义。     

核电厂控制室系统有关标准的分析和建议

1概述1979年在美国三哩岛核电厂发生的事故，不仅引起美国核管会的注意，发布了一系列文件，指导美国各核电厂相应采取了许多措施，而且引起国际上的广泛关注，各有关国际组织纷纷采取对策，其中国际电工委员会（IEC）第45技术委员会专门制定了一项标准“IEC964-89Designforcontrolroomsofnuclearpowerplants”（核电厂控制室设计），在制定此项标准的过程中逐渐明确并统一了认识，形成“控制室系统”的新概念。控制室系统是指人机接口、控制室工作人员、运动（操作）规程、培训大纲和相关的设施或设备的总体，它们共同维持控制室功能的…     

基于认知的数字化核电站人机接口设计

计算机技术的广泛应用和自动化程度的提高改变了操纵员监视和控制电厂系统及设备的行为方式。在数字化仪控系统中,人机接口(HSI)的设计思路和方法也应随之转变。人机接口是操纵员与仪控系统进行交互的主要媒介。本文提出一种基于认知过程的分析和设计人机接口系统的方法。为了实现"以人为中心"的人机接口设计,根据人的行为过程和Rasmussen三级行为模型开发了适用于核电站操纵员的认知行为模型。按NUREG 0711中对于运行概念的要求,定义了操纵员与人机接口系统的信息交互方式,通过人机接口资源与操纵员认知模型的映射关系,设计符合操纵员认知决策需求的人机接口系统。最后,给出了各项人机接口资源的设计关键点,帮助识别设计过程中的需要特别关注的关键问题。     

一个先进压水堆核电厂的非能动安全和经济性能初步分析

西南反应堆工程研究设计院对600MWe先进压水堆核电厂(AC-600)进行了概念设计。非能动安全系统和减少核电厂建造初投资是AC-600设计的重点。本文介绍了有关非能动安全系统的设计特点和安全功能,同时对AC-60C的经济性能也做了初步分析。     

台山核电厂人因工程的审评

核电厂的控制室是操纵员对电厂生产过程进行监控的中心,控制室设计的优劣将直接影响核电厂的运行,甚至在某种程度上影响核电厂的安全.人因工程正逐步应用于核电厂的控制室设计.本文介绍了在对台山核电厂(EPR堆型)PSAR审评过程中重点关注的与人因工程有关的几个问题以及解决方法.     

一种基于HRA的数字化人-机界面评价方法研究

为识别数字化人-机界面中可能诱发人因失误或弱化操纵员绩效的设计缺陷,建立了一种基于HRA的人-机界面评价方法：HCR+CREAM+HEC。首先,采用HCR方法从事件整体中识别出失误概率高的风险场景;然后,针对高风险场景采用CREAM方法确定各种失误模式及其失误概率,并对失误概率进行排序;最后,依据数字化人-机界面特征建立人因工程检查表,对失误概率高的人-机界面进行审查,以识别人-机界面设计中存在的缺陷,并提出改进建议。结果表明,该方法能快速有效地识别出数字化人-机界面设计中存在的容易诱发人因失误的缺陷,通过设计优化提高核电站数字控制系统运行的安全性。     

基于FPGA的核安全级仪控系统设计与验证

为解决基于微处理器技术的核电厂安全级数字化仪控系统（DCS）中软件共因故障（CCF）的问题,通过多样性手段避免当未能紧急停堆的预计瞬态（ATWS）发生或反应堆保护系统（RPS）因CCF导致丧失安全功能的风险,本文设计了一种基于现场可编程逻辑门阵列（FPGA）技术的核安全级DCS系统平台,并以核电厂中RPS为实例测试验证平台的功能性能。结果表明:基于FPGA的核安全级DCS系统平台在可用性、适用性和可靠性等方面都满足核电厂安全级数字化仪控系统的要求。      

Main control system verification and validation of NPP digital I&C system based on engineering simulator

Full-scope digital instrumentation and controls system (I&C) technique is being introduced in Chinese new constructed Nuclear Power Plant (NPP), which mainly includes three parts: control system, reactor protection system and engineered safety feature actuation system. For example, SIEMENS TELEPERM XP and XS distributed control system (DCS) have been used in Ling Ao Phase II NPP, which is located in Guangdong province, China. This is the first NPP project in China that Chinese engineers are fully responsible for all the configuration of actual analog and logic diagram, although experience in NPP full-scope digital I&C is very limited. For the safety, it has to be made sure that configuration is right and control functions can be accomplished before the phase of real plant testing on reactor. Therefore, primary verification and validation (V&V) of I&C needs to be carried out. Except the common and basic way, i.e. checking the diagram configuration one by one according to original design, NPP engineering simulator is applied as another effective approach of V&V. For this purpose, a virtual NPP thermal-hydraulic model is established as a basis according to Ling Ao Phase II NPP design, and the NPP simulation tools can provide plant operation parameters to DCS, accept control signal from I&C and give response. During the test, one set of data acquisition equipments are used to build a connection between the engineering simulator (software) and SIEMENS DCS I/O cabinet (hardware). In this emulation, original diagram configuration in DCS and field hardware structures are kept unchanged. In this way, firstly judging whether there are some problems by observing the input and output of DCS without knowing the internal configuration. Then secondly, problems can be found and corrected by understanding and checking the exact and complex configuration in detail. At last, the correctness and functionality of the control system are verified. This method is also very convenient for expansion to other type digital I&C V&V. This paper is mainly focused on V&V of closed-loop control systems in full-scope DCS and several detailed reactor control (RRC) systems, including pressurizer pressure and water level control, steam generator water level control. The V&V works were carried out by applying engineering simulator. This paper describes the structure and function of the simulator, V&V procedure, results analysis and problems identified. Through the actual on-line virtual closed-loop testing on Ling Ao Phase II NPP project, many problems of DCS configuration were found and solved. And it proved that V&V based on engineering simulator enables significant time saving, improves economics and safety in the phase of engineering debugging.     

田湾核电厂自动功率控制器(APC)功能分析

介绍了田湾核电厂自动功率控制器(APC)软硬件设计的主要特点,并对系统的原理和功能实现进行了详细分析,结果证明了田湾核电厂自动功率控制器(APC)系统工作的有效性和可靠性.为数字化自动功率控制器的国产化提供了思路.     

基于CIMS的核电厂集成管理系统设计研究

以计算机与现代集成制造系统（CIMS）的“集成”思想为指导,提出了核电厂集成管理的新方法。对核电厂集成管理系统的设计进行了分析。采用数据库和工程数据管理技术（PDM）实现核电厂异构环境下的信息集成。针对核电厂的特点和管理需要,先将核电厂的所有工作按性质分为不同的类型,然后在总系统下设计若干个分系统,每个分系统完成一种类型的管理工作.在基于CIMS的集成环境下．每个分系统既相对独立又相互联系,通过全局信息共享系统实现信息共享。该方法为充分利用核电厂的人力,物力与信息资源,构建核电厂科学的管理体系提供了一个新思路。     

核电厂数字化仪控系统状态监测及可靠性预测方法研究

随着我国核电的发展,数字化仪控系统和设备的引入,给核电厂安全性和可靠性带来的风险得到广泛的关注。目前国内外的核电厂数字化仪控系统状态监测仅针对单个设备,具有一定的局限性,忽略了设备间的可靠性关联及设备可靠性趋势对整个系统可靠性的影响。本文提出一种核电厂数字化仪控系统状态监测及可靠性预测方法,以高压安注系统为例,通过监测多个相关设备的状态信息,分析其内在可靠性关联,得到设备当前可靠性趋势对整个系统可靠性状态的影响,建立系统可靠性模型。该模型通过状态信息的更新,实时监测整个系统的可靠性状态,为核电厂系统和设备提供更为全面的预测和可靠性状态监测,为核电厂的系统管理、设备管理及运行维护提供指导。     

秦山核电厂二期扩建工程反应堆保护系统设计中核安全原则的应用

秦山核电厂二期扩建工程(3~#、4~#机组)反应堆保护系统的设计是在秦山核电厂二期工程(1~#、2~#机组)反应堆保护系统设计的基础上经过改进而成的.本文通过对一个经过论证且已实施的改进项和一个由业主提出但没有被采纳的改进项的分析,阐明了保护系统设计中核安全原则的应用:让反应堆更加安全,使电站在发生事故后能够将反应堆转入并保持在安全状态.如果对反应堆保护系统设计的修改能够在不影响核电站安全性的同时提高电站的经济性,那就是可行的.否则,无论其能带来多么可观的经济利益,都不宜采用.     

核电厂控制与保护系统动态仿真

分析了CHASHIMA核电站的测量系统、控制与保护模型、系统设备及设备失效模型、辅助系统管网模型。然后,基于C语言编制了控制与保护系统动态仿真程序模块PROSYS．并将其用于在工程模拟器,在模拟器上实现了CHASHIMA核电站控制与保护系统的动态仿真该工程模拟器已应用于核电站安全分析,以及为核电站先进主控室设计提供软件支持和验证服务：实际应用结果显示,该仿真软件能较好地模拟反应堆一、二回路的控制与保护功能。     

核动力仿真技术及其发展

文章评述核动力仿真技术的发展状况及其特点，重点分析了核动力仿真机的发展，探索了核动力仿真技术发展的新动向。分析指出：模块化、集成化、数字化、可视化、虚拟化、网络化和智能化仿真是未来核动力仿真技术发展的重要趋势；核动力仿真逐渐突破传统的模式，向以三维数字化仿真设计为基础的核动力系统设计、制造方面拓展；以全寿期管理为目标的数字化核电厂设计是未来核动力仿真技术的一个重要的研究与应用领域。     

基于现代集成制造系统的核安全集成管理系统研究

为提高核电站运行的安全性、可靠性和经济性，以计算机集成制造系统与现代集成制造系统（CIMS）的“集成”思想为指导，提出了核安全集成管理的新方法。对核安全集成管理系统的设计进行了研究。采用数据库和工程数据管理技术（PDM）实现核电站的信息集成。在系统设计时，针对核电站安全管理特点，将核电站与安全相关的工作按性质分为不同的类型，在总系统下设计若干个分系统，每个分系统完成一种类型的核安全管理工作。在基于CIMS的集成环境下，每个系统既相对独立又相互联系，通过全局信息共享系统实现信息共享，从而确保核安全工作高效、协调而有序地进行。