核电安全级DCS系统多节点通信网络容错技术的开发及应用

为保证核电安全级DCS系统中控制站、安显站、网关站等之间双向、大容量数据的可靠通信,本文设计了一种基于光纤通信技术的多节点通信容错技术,并详细介绍了该光纤通信容错技术的设计方案及实现方法。该方案采用光开关切换技术灵活改变光传输路径,支持多节点通信网络容错通信,在多节点通信网络中某一个或多个节点发生故障时,不影响其他节点的正常通信,可灵活配置和管理多节点通信动态光路径切换,实现了核电安全级DCS系统中站与站之间的通信效率,提高了产品的可靠性和可用性,实现了多节点通信网络的容错设计。     

基于和睦系统的ACPR1000核电机组保护系统优先级管理系统方案设计

通过梳理DI&C-ISG-04标准和ACPR1000核电机组对优先级管理系统（CIS）的功能要求,参考CPR1000核电机组CIS方案中的经验反馈,分析CIS设计中的诸多难点,提出了一套基于和睦系统（FirmSys）的ACPR1000核电机组保护系统CIS方案。相比CPR1000核电机组,ACPR1000核电机组的CIS方案采用了多种设计手段进行优化,如自主化和国产化设计、更优的防软件共因故障设计、更可靠的在线定期试验设计、模块化及多接口设计、就地功能设计。该设计方案已成功应用于ACPR1000核电机组,运转良好。因此本研究提出的CIS方案切实可行。      

核电厂DCS系统运行维护管理策略研讨

通过分析核电厂全数字化仪表控制系统(DCS)对机组稳定运行的影响因素和实际案例,针对核电厂非安全级DCS提出满足单一故障准则的需求,针对核电机组不同运行工况和状态提出单点关键敏感(SPV)设备动态管理的理念,同时阐述了DCS可在线维修能力的必要性,为核电厂DCS的运行维护和管理提供借鉴。     

岭澳二期电气厂房冷冻水系统设计改进

电气厂房冷冻水系统(DEL)作为安全相关系统(DCS/DVC)的支持系统,若DEL系统丧失,将会导致DVC和DCS系统不可用,而DCS设备的不可用,将直接导致核电机组的安全操作不能正常进行,核电机组的安全状态不能监视,这样将会使整个电站处于非受控状态,更为严重的后果将是可能会因此而引发核安全事故。因此,DEL系统的丧失是不可接受的,DEL系统的可靠性将直接影响到DCS设备运行的安全性、可靠性以及主控室的可居留性。对DEL系统的设计优化以及消防改进,对DEL管道布置产生了巨大的影响。根据厂房的实际情况和厂房设计的通用原则,重新布置,新增了设备、管道、支架及其附件,同时进行力学计算,以确保系统的优化设计的实施。改进后的电气厂房冷冻水系统保证了正常运行、SSE、H1工况、LOCA工况期间及事故以后对相关通风系统的有效支持,进而为核电站的运行提供了可靠的安全保障。     

从网络科学发展观考察多层次的高科技企业网络

从网络科学发展观出发,考察和研究了具有4大层次的高科技网络的若干特点和拓扑特性。这4个层次的网络均具有共同的无标度特性,该特性说明网络中只有少数节点（中心）与其他很多节点之间有密切联系,而大多数节点与其他节点很少联系,这个幂律特性表明：网络既有对意外故障或攻击具有惊人的鲁棒性（强抵抗能力）,又有对协同式攻击时的脆弱性（中心节点若被攻击将导致网络崩溃的可能性）,无标度特性有利有弊,必须善于利用和保护它。最有效的办法是保护好网络中节点度最大和次大度的少数中心节点,这个特性在许多实际网络中具有普遍性和极端重要性。     

基于β因子法的核电DCS共因故障定量分析研究

随着多重冗余的核电数字化仪控系统的逐步推广运用,共因故障成了不可忽视的重要失效模式.为解决共因故障的定量分析问题,本文从实际工程应用出发,根据假设给出了两种β因子的评估方法.基于可靠性框图 (Reliability Block Diagrams,RBD),针对安全级核电 DCS 紧急停堆系统(Reactor Trip ...     

基于GO-FLOW的可修复复杂冗余系统共因失效分析

通过改进GO-FLOW操作符功能,结合可修系统共因失效发生概率的计算模型,研究了在风险评价中应用GO-FLOW方法进行含共因失效的可修复复杂冗余系统可靠性定量分析,给出了实际算例.分析结果表明,GO-FLOW方法能够有效地定量分析包含多种共因故障和多重共因失效部件组(CCCG)的复杂系统可靠性,并能够直观地反映出系统运作过程中故障概率的变化趋势;与GO法相比,GO-FLOW方法能够更简捷地对多状态复杂系统进行共因失效定量分析.     

应用于M310电厂数字化报警抑制的机组运行工况计算

采用数字化仪控系统(DCS)和先进主控室的核电厂需要由仪控系统自动实时计算核电机组运行工况,通过友好的数字化人-机界面显示给主控室操纵员;该运行工况的计算结果,用以进行数字化报警抑制。本文提出的方法就是设计运行工况的计算方法和运行工况数字化实施方法。     

数字化安全级DCS紧急停堆系统共因失效分析

以2oo3架构数字化安全级分布式控制系统（DCS）紧急停堆系统为研究对象,采用Markov方法对其建立可靠性模型,分别计算并对比了考虑共因失效和不考虑共因失效2种情况下紧急停堆系统的拒动概率,同时对系统拒动概率相对于共因失效因子变化的敏感性进行了重点分析。结果表明,拒动概率随着共因失效因子的增加而变大,因此,在系统设计中需采取有效措施对冗余系统的共因失效进行控制,降低共因失效因子,从而提高紧急停堆系统的可靠性。      

核电站DCS系统人机界面图符模板设计

介绍了核电站DCS系统人机界面图符模板的设计流程和方法,在设计过程中参考了人因工程模型和以往核电站人机界面设计经验,对图符进行了充分的人因分析,并在平台软件中实现了需求功能的开发。验证测试表明:该核电站DCS系统人机界面图符模板能够准确合理地显示设备状态信息,为操纵员监视电站设备提供了重要的途径。     

基于复合人工神经网络的核电站实时故障诊断方法研究

针对核电站运行时故障或事故状态的在线实时判定,提出了一种基于复合人工神经网络的故障诊断和事故判定方法.其基本思想是:首先应用BP网络对事故进行成组快速诊断,而后应用RBF网络对BP网络的诊断结果进行区分和检验.利用核电站正常状态和多种事故状态下各故障特征参数输出的仿真计算结果,对所提出的方法进行了检验.结果表明,通过BP网络和RBF网络的优势互补,不仅能对学习过的故障进行快速、正确的诊断,对不同工况下的故障以及未定义的新故障也能够有效地识别.该方法采用的是随时间序列输出诊断结果及其可信度的方式,操纵员容易接受推理结果.     

船用核动力装置专家系统技术研究

以船用核动力装置为研究对象 ,建立了运行在仿真机上的全工况核动力装置运行仿真系统。利用智能专家控制理论 ,建立了能够管理整个装置运行的 ,能对典型运行故障进行检测与诊断的管理运行专家系统。此系统在出现故障时能及时调用知识库专家知识进行专家推理 ,分析核动力装置控制实际运行中典型故障产生的原因及解决方法、故障诊断处理具有实时性 ;利用神经网络理论 ,建立了神经网络故障检测与诊断专家系统 ,此系统将不断检测核动力装置各系统 ,并根据检测数据给出故障诊断结果。结果表明 ,在核动力装置三层智能控制结构下 ,利用神经网络故障检测与诊断专家系统对船舶核动力装置可能的运行故障进行险测与诊断 ,利用运行管理专家系统对核动力装置进行运行管理 ,提高了船用核动力装置的运行性能。所进行的专家系统研究对船用核动力装置的安全运行具有一定的指导意义     

核安全级DCS保护算法离线调试工具的设计与实现

在核电厂安全级DCS系统工程设计阶段,通过人工检查难以发现保护算法逻辑、人因错误等组态问题,设计人员也很难评估及分析算法的动态特性,而连接设备调试效率很低,且不支持暂停、回退、跳转等功能,一旦发现问题缺乏快速有效的定位手段。因此核安全级DCS中增加针对保护算法的离线调试工具是解决问题的有效手段。本文基于我国首个具有自主知识产权的核安全级数字化控制保护系统平台——和睦系统, 在满足核电标准要求的基础上实现了一种可应用于核安全级分布式控制系统（DCS）保护算法的离线调试工具。该工具大幅提高了核安全级保护算法的设计周期和测试效率,并为现场调试和故障定位提供了快速而有效的维护手段,目前已应用于阳江核电站、红沿河核电站等多个核电DCS项目中。      

基于概率神经网络的核动力装置异常运行工况识别方法设计

核动力装置结构复杂、运行参数多且耦合程度高,在异常运行工况时,运行参数之间存在极其复杂的非线性关系。采用人工方式进行故障诊断难度较大,亟需一种能高效识别异常运行工况类型的智能技术。概率神经网络（PNN）具有良好的非线性映射功能,适用于核动力装置多参数、强耦合情况下的异常运行工况识别。本文选取6种核动力装置异常运行工况,依托核动力装置事故分析平台进行了模拟计算并提取了特征参数。分别采用PNN与BP神经网络方法,在MATLAB环境中建立了异常运行工况识别模型,并进行了验证。结果表明,基于PNN的异常运行工况识别方法有效,且较传统BP神经网络方法更准确、快速。     

贝叶斯估计方法在Alpha因子模型参数估计中的应用

核电厂的概率安全分析(PSA)结果表明,共因失效(CCF)在系统的不可靠度中占有相当重要的贡献。国内PSA分析中CCF数据一直采用通用数据,难以体现国内核电机组的运行特点。Alpha因子模型由于其参数估计的简单化、计算结果的精确性等特点是PSA中最常用于模化共因失效的模型。但由于共因失效事件的罕见性,使用经典估计算法难以产生合理的统计值,因此,本文给出共因参数的贝叶斯估计方法,该方法能够结合先验信息和样本信息,不需要很大的样本就能得到较好的估计值,有效解决了核电厂共因失效事件少、使用经典估计方法计算结果不合理的问题,适用于核电厂共因失效模型参数估计。     

核电站安全分级对DCS系统设计影响分析

根据核电站设计总体要求,特别是对仪控系统可用性和可靠性的要求,通过分析核电站中系统、设备及其功能的安全分级,解析现代数字仪化控系统( DCS)的技术特点.结合实际在建核电站中不同DCS总体技术方案设计实施过程中的差异,从满足核电站安全运行以及安全评审相关法规标准的需求出发,阐明核电站中不同安全分级的系统和设备对DCS总...     

核电站反应堆保护机柜失电缺省值分析研究

为了降低反应堆保护机柜(RPC)失电引入的安全风险,红沿河核电站开展了针对RPC失电的缺省值分析工作,论文在简要介绍红沿河核电站数字化仪控系统(DCS)平台的基础上,对RPC失电相关的缺省值分析范围进行了界定,通过实例对其分析原则进行了介绍,对其实现方式及应用进行了说明。该研究对提升DCS本身的可靠性、电站的安全水平和可用性有重要意义。     

核电厂国产化DCS软件验证和确认体系的建立

为保证国产化的核电厂集散控制系统（DCS）的安全性和可靠性,必须对其实施验证和确认（V＆V）过程.为使V＆V过程顺利进行,建立适用的V＆V体系是十分必要的.本文提出了V＆V体系的建立,该体系包括：明确具有层级关系的V＆V指导文件;定义支持DCS研发生命周期的V＆V过程;指定DCS软件完整性等级的划分方案以及确定V＆V独立性、人员资质和工具的要求.该V＆V体系适用于核电厂DCS软件研发项目,并对促进自主化开发和取证工作具有非常重要的意义.     

核安全级机柜无风扇散热设计及分析

当前在核安全级数字化仪表控制系统（DCS）机柜中主要采用强迫风冷的方式进行散热。但风扇寿命往往较短,需要实时监测其运行状态并定期维护更换,从而增加了核安全级DCS机柜的使用成本,相比于通过风扇强迫散热的方式,采用无风扇自然散热是一种更加可靠、经济的方法。本文介绍了一套针对自然对流散热系统的设计分析方法,通过Flotherm电子散热分析软件来验证该分析方法的合理性。依据该分析方法设计了一种应用于核安全级DCS和睦系统的无风扇机柜,该机柜在秦山核电站二期改造项目中实现了应用。      

STAMP模型及其在核电厂DCS安全分析中的应用展望

数字化控制是核电发展的必然趋势,核电厂数字化控制系统（Digital Control System,DCS）的应用在提高核电厂系统控制能力的同时也增加了系统的复杂性,以事件链模型为基础的传统安全分析技术面临挑战。为提高核电厂DCS的安全性能,需要关注安全工程领域的新研究成果,将其引入到核电安全领域并加以研究。本文介绍一种新的基于系统理论的事故模型和过程（Systems-Theoretic Accident Modeling and Processes,STAMP）安全模型,对比分析了其与传统安全模型的优缺点,说明了基于STAMP的风险分析（STAMP-Based Hazard Analysis, STPA）技术的基本步骤,并根据STAMP在国内外的应用情况,对STAMP在我国核电领域的发展前景进行了展望。