田湾核电站安全仪控系统运行及维护经验

田湾核电站是国内首个实现全数字化仪控系统的核电站,其安全仪控系统部分采用了AREVA公司的TELEPERM XS系统平台来实现反应堆紧急停堆、专设安全设施驱动、反应堆功率限制和反应堆功率自动控制的功能,具有较高的可靠性.论文在简要介绍田湾核电站TXS系统的技术特点和组成结构的基础上,总结了TXS系统自投入运行以来的主要故障及运行事件,对这些故障及事件进行了详细的分析,并采取相应措施消除或减轻了这些事件给机组安全稳定运行带来的影响.     

田湾核电站安全仪控系统(TXS系统)失效概率估算

介绍了田湾核电厂安全仪控系统(TXS系统)失效概率的估算方法,推导了用于反应堆停堆系统和ESFAS系统失效概率估算的一般性公式。并以主给水/主蒸汽系统故障停堆和触发应急给水系统启动两个仪控功能为例进行计算,结果证明田核电站TXS系统失效概率满足可靠性要求。     

EPR核电工程运行仪控系统测试方法研究

通过对欧洲先进压水堆核电工程运行仪控系统测试方法的总结和优化,对国内先进核电站的运行仪控系统测试起到指导作用。测试方法研究主要分析运行仪控系统的测试平台架构、测试流程,并结合实际经验提出测试方法的优化建议。欧洲先进压水堆项目核电工程运行仪控系统测试方法的合理性和可靠性值得在国内先进核电项目中借鉴并予以发展。     

罗罗仪控系统通过美国核管会认证

<正>【世界核新闻网站2014年12月5日报道】英国罗尔斯·罗伊斯公司(RollsRoyce)的Spinline模块化数字仪控平台已通过美国核管会(NRC)的认证,可供美国核电厂使用。罗罗表示,Spinline平台使电力公司能够在电厂的整个运行寿期内加强核安全并提高运行效率。该技术可用于在新建核电厂和在运电厂的仪控系统现代化改造中支撑1E级仪控系统。1E级设备是核电厂中安全要求最高的设备。     

非能动安全型核电站仪控系统验证仿真平台设计与开发

针对非能动安全型核电站数字化仪控系统的功能特点,采用高效的技术方案及方式,运用先进的接口通信技术,结合验证仿真平台模型的"切割"要求,建立了合理的平台运行结构,全面模拟了仪控系统的数据采集、顺序控制、汽机控制、功率控制及安全保护等功能,成功实现了对被测仪控系统软件及硬件的验证。     

秦山第二核电厂过程仪表系统老化分析及维护策略

简要分析了秦山第二核电厂过程仪表系统(KRG)出现的老化缺陷。结合国内外电厂仪控系统老化处理经验,提出重视机柜工作环境、以预防性维修为主、动态优化备件采购以及设备升级变更来解决技术老化的维护策略,确保KRG的可靠性以及核电机组的安全运行。     

SIMPCT仪控系统对象实时仿真系统

SIMPCT仪控系统对象实时仿真系统硬件设备由一台Alpha工作站配备16位精度，快速转换输入／输出接口组成，仿真模型则采用在工程设计中广泛使用的反应堆热工水力系统分析程序，研究开发SIMPCT实时仿真系统的目的是为了给数字化反应堆保护系统和控制系统提供保护和控制的仿真对象，并与控制系统形成能够相互作用的闭环系统，用于保护系统功能测试，控制系统运行及进一步的控制方案研究。     

反应堆FPGA保护子系统开发与验证

验证与确认(VV)方法是FPGA在核安全级仪控系统中应用所面临的关键问题之一。本研究以CPR1000核电机组一次冷却剂流量和ΔT保护系统为对象,进行基于FPGA的系统开发和VV研究,提出了FPGA仪控系统的开发、VV过程和方法。采用通用验证方法学(UVM)和第三方仿真工具确保硬件描述语言(HDL)代码获得100%的测试覆盖率,借助核电厂原理模拟机开展集成测试。研究结果为FPGA反应堆保护系统的开发、VV和评审提供了理论和技术参考。     

核电DCS板卡FCT自动化测试工装系统设计

核电数字化仪控系统(DCS)对反应堆的安全运行至关重要,产品功能测试(FCT)是DCS设备出厂前的关键质量控制环节。DCS设备具有板卡型号多、测试项复杂的特点,传统的人工测试效率低且容易出现人因失误。针对这些问题,设计并实现了一种FCT自动化测试工装系统,该系统支持控制器、通信卡以及各类输入/输出(I/O)卡的FCT测试,系统自动识别板卡类型、执行测试并生成测试报告,测试过程不需要人工干预。实际应用实验表明,该测试工装系统可以显著提升FCT测试效率,减少人因失误,有效保障DCS设备的出厂质量。     

自控系统故障诊断与隔离的可靠性方法

本文通过对工艺自控系统故障测试和维修技术的学习,和在实际工作中通过对系统检修经验的积累,归纳总结了对自控系统及设备故障诊断和与维修的思路和方法,为保证系统运行的稳定性和可靠性提供了维修技术的策略.     

核电站仪控全数字化改造项目规划和策略

国内早期核电机组仪控系统主要采用80年代的主流设计,以模拟仪表和继电器控制回路为主。这些设备的设计寿命至少已超过20年,硬件的老化,人员知识结构的老化和电站对机组安全性、可靠性和操作/维护需求的提高,促使电站管理者将仪控数字化改造作为电站整体战略的一部分。通过分析核电站仪控系统改造的必要性和复杂性,借鉴国内外核电站改造项目经验,从电站生产和维修管理角度,对核电站全数字化改造的项目规划和技术准备提出可行的方法和意见。从需求角度加强电站主体对项目设计和实施过程的质量管理,强化改造项目的闭环控制,以提高改造项目在生产和维修活动中的风险控制,确保机组寿期内能安全稳定运行。     

核电厂安全级仪控系统电气设备喷漆防护性能研究

文章以喷漆防护涂层的抗腐蚀年限为例阐述试验验证方案设计、试验对象喷漆的工艺方案。试验结果表明,通过合理的喷漆设计方案,喷漆可以保证安全级仪控系统电气设备运行及存储中的环境要求,实现仪控系统中电气设备(机柜、盘台等)的寿命要求。最后,将通过试验验证的防护涂层方案,应用于核电厂安全级仪控系统电气设备的国产化研发中(和睦系统),并顺利通过了一系列鉴定试验,实现了对安全级仪控系统的环境、寿命等防护要求。     

快堆PLC软件可靠性评估方法初步研究

中国实验快堆的仪控系统是由可编程控制器构成的控制系统，由硬件系统和软件系统两部分组成，其控制能力的强弱，控制效果的好坏是由软、硬系统两方面共同决定的。因此，在良好的硬件特性的基础上，保证PLC软件部分设计的可靠性是快堆仪控系统设计的关键。     

IAEA仪控系统审评中的审评原则分析

仪控系统独立工程审评(IERICS)是由国际原子能机构(IAEA)主导的、针对核电站仪控系统的专项审评,在国际上具有较高的权威。文章结合我国首个自主化核安全级仪控平台——和睦系统的IERICS过程,从标准要求、实施方法及文档要求等方面对安全设计准则的审评原则进行分析,总结了SSG-39安全导则中规定的安全设计要求,为后续相关核安全级仪控系统的设计和安全审查提供参考。     

核电厂数字化仪控系统科技创新

文章介绍了田湾核电站数字化仪控系统的组成,着重阐述了在安装、调试以及机组投入运行后的维护过程中,仪控系统技术改造和科技创新实践的主要内容和效果。运行实践证明,数字化仪控系统科技创新实践,使仪控系统功能完全满足了机组运行和安全的要求,正确地实现全部预期的监测、控制和保护功能,优化维修过程,可为同行探索数字化仪控系统的维护和优化创新提供借鉴。     

秦山核电二期扩建工程堆芯冷却监测系统设计

由于秦山核电二期工程中使用的堆芯冷却监测系统机柜已停产,所以在秦山二期扩建工程中采用了安全级数字化仪表控制系统(TXS)作为堆芯冷却监测系统的处理平台.本文详细描述了采用TXS平台后堆芯冷却监测系统的结构和工作原理.     

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...     

反应堆仪控HA设备冗余状态监测

为了解冗余配置的高可用性(High Availability,HA)设备内部冗余单元的运行状态,以避免由于切换或冗余失效导致的严重后果或潜在风险,对基于EPICS(Experimental Physics and Industrial Control System)仪控系统样机中冗余配置的可编程序控制器(Programmable Logic Controller,PLC)和组件进行了冗余状态监测方法研究。通过修改输入/输出控制器(Input/Output Controller,IOC)冗余组件代码及开发PLC状态变量读取程序的方法,分别获取到二者的冗余单元状态并发布在监控层终端。实验证明此方法在几乎不增加系统资源的情况下可长期监测冗余单元状态,为进一步提高仪控系统的可用性提供技术支持。     

核电厂数字化仪控系统全状态监测机制

软件失效及软硬件交互故障是核电厂全数字化仪控系统故障的主要来源之一。现有基于硬件的状态监测机制应对这一新型失效模式存在不足。应用系统理论事故建模与处理(STAMP)模型,对核电厂全数字化仪控系统的失效模式进行初步分析,提出将软件、硬件及其交互作为监测对象,建立一种整合软、硬件状态的全状态监测机制,为系统状态监测提供多样性及预警能力,对提高核电厂数字化仪控系统的安全性具有重要意义。     

基于FPGA的核电厂安全级仪控系统验证与确认

现场可编程门阵列(FPGA)设备因具有行为确定、结构简单、时间响应快、易于取得监管和取证等优点,越来越广泛应用于核安全系统,特别是新一代核电厂安全级仪控系统。FPGA安全级仪控产品可以克服核电仪控系统设备老化问题,是目前核电厂仪控系统进行技术改造的首选方案,满足三代核电高安全性与高可靠性的要求。同时,随着我国核电建设事业的快速发展及三代AP1000技术的引进,被誉为核电厂"神经系统"的数字化控制系统(DCS)的自主化越来越受到人们的关注。但是,核电业主和国家核安全管理当局都要求对FPGA安全级DCS系统进行严格的验证与确认(VV),以保证FPGA安全级DCS产品的高质量和高可靠性。论文探讨了基于FPGA技术的安全级DCS系统研发过程VV生命周期模型、VV标准体系、VV活动和方法,讨论了FPGA技术安全级DCS产品VV可能采用的仿真和测试技术,并提出了FPGA开发工具鉴定的方法。