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。     

基于FPGA的反应堆保护系统可靠性建模与分析

为建立基于现场可编程门阵列（FPGA）的反应堆保护系统的可靠性模型,以对系统安全提供有效的分析与验证手段。本研究采用故障树、随机Petri网模型,对CANDU堆1号停堆系统（SDS1）单通道进行可靠性建模与分析。对故障树模型分析得到最小割集,以顶事件发生概率作为系统故障概率,在考虑故障检测、维修与定期试验情况下对随机Petri网模型进行仿真得到系统的拒动概率。研究结果表明,故障树和状态空间方法存在一定局限性,随机Petri网能够反映故障检测与定期试验对反应堆保护系统的影响,可以动态地反映系统可靠性,并且避免了状态空间爆炸问题。因此,本研究建立的随机Petri网模型适用于反应堆保护系统的可靠性建模。      

核安全级DCS功能安全与信息安全权衡技术

以典型核安全级分布式控制系统(DCS)为例,应用故障模式与脆弱性影响分析(FMVEA)技术评估功能安全与信息安全的兼容性,并采用事件树和风险分析相结合的方法给出功能安全与信息安全协同解决方案,最终得到核安全级DCS功能安全与信息安全一体化防护措施。一体化防护措施实践结果表明,应用权衡技术得到信息安全措施,可以较好地兼容原有功能安全措施。因此,本研究建立的权衡技术可以应用于核安全级DCS信息安全设计工作。     

应用GAL器件改进200 MW核供热堆保护系统的研究

通用阵列逻辑ＧＡＬ器件是可以由用户定义其逻辑功能的新型逻辑器件,它的出现使数字电路设计发生了深刻变革。本文介绍了应用ＧＡＬ技术改进２００ＭＷ核供热站保护系统的研究。     

控制棒位置指示系统数字化设计

本文介绍了核电站控制棒位置指示系统设备的构成、设计原理,以及FPGA技术和PLC技术在设计、制造中的应用。     

基于TXS平台的数字化反应堆保护系统实现特性

数字化反应堆保护系统(Reactor Protection System,RPS)作为重大改进项在CPR1000压水堆机组岭澳核电站首次引入,设计方案经历了多次变更和优化,最终伴随着岭澳核电站成功商运后完成了方案固化。本文介绍了基于阿海珐公司提供的安全级数字化仪控平台(TELEPERM XS,TXS)在岭澳核电站反应堆保护系统最终实现方案,进而重点分析反应堆保护系统方案实现特性。上述论述对后续核电站反应堆保护系统方案实现及其国产化研制提供了借鉴和参考意义。     

基于DSP builder与FPGA的数字脉冲处理算法研究

研究了基于DSP builder与FPGA的数字脉冲处理算法,设计了一种基于数字脉冲处理技术的数字实时时间谱仪。谱仪数字恒比定时(dCFD)算法部分最终全部在FPGA中实现,简化了电路。并组建了一套测量22Na放射源的数字化正电子符合谱仪,对其进行测量得到该系统能量分辨达到3.90%,时间分辨达到157.6 ps,高于传统TDC测得的时间分辨率。     

基于NuPAC的核电厂反应堆保护系统

现场可编程门阵列（FPGA）技术作为一种不同于CPU技术的数字电子技术,越来越广泛地用于核电厂安全级仪控系统。本文介绍了基于FPGA技术的核电厂反应堆保护系统平台NuPAC及反应堆保护系统的结构,分析了NuPAC平台在简化系统设计、独立性和多样性等方面对反应堆保护系统结构的改进。此外,分析了FPGA技术在提升反应堆保护系统的确定性、安保性和可持续性等方面的优势,介绍了反应堆保护系统的需求分析及其挑战。本文将为今后国内其他基于FPGA技术的核安全级仪控系统的开发提供参考。     

核电厂反应堆保护多样性驱动系统功能仿真与验证研究

本文研究了CPR1000核电厂反应堆保护系统的总体结构,对其纵深防御功能进行了分析。在此基础上介绍了软件共因故障及 AP1000核电厂的应对技术———多样性驱动系统（DAS ）。并对基于CPR1000核电厂的DAS基本功能需求和仿真模拟的实现方法进行了研究。以安全壳内主给水系统管道破裂事故瞬态为例,对发生反应堆保护系统共因实效情况下DAS功能的验证、分析过程进行了阐述,证实其功能设置能有效将机组带入安全状态,缓解事故后果。     

基于NuPAC的核电厂反应堆保护系统关键特性分析

为确保核电厂反应堆保护系统满足核安全要求和用户需要,对基于NuPAC平台的反应堆保护系统的关键特性进行了分析。归纳出基于NuPAC平台的反应堆保护系统的14个关键特性,这些关键特性不仅覆盖了法规和标准的重要的安全要求,如单一故障准则、独立性、完整性、质量、多样性、可靠性、安保性、可操作性、可维护性及系统性能等,而且覆盖了重要的用户需求,如可兼容性、设计裕量、可持续性、灵活性和经济性等。分析得到的关键特性为下一步反应堆保护系统的需求分析提供了良好的基础和指导。     

FPGA技术在核电厂保护系统中的应用

核电厂反应堆保护系统广泛采用CPU技术进行开发,使得保护系统中包含操作系统和应用软件等中间环节,增加了其出现共模故障的概率,降低了其可靠性和安全陛.通过比较FPGA（现场可编程逻辑门阵列）技术与CPU技术的差异,阐明采用FPGA技术开发保护系统的优势.在此基础上,提出了基于FPGA的反应堆保护系统的开发流程,总结了测试和验证过程中的注意事项,对新一代保护系统的设计及应用具有重要的参考价值.     

核电站保护系统多样化手动驱动系统设计

针对基于计算机技术的数字化仪控系统可能存在软件共因故障问题,设计了一个安全系统系统级手动驱动系统。该系统用以在计算机技术实现的保护系统失效后执行安全功能。本文介绍了与该系统相关的安全系统的系统级操作、事件级的电站状态监视、定期试验、非计算机化设备、独立性、多样化等内容。这些特点能够保证在采用计算机技术的反应堆保护系统失效后,提供有效的安全功能执行手段,缓解事故后果。该系统弥补了计算机化仪控系统的弱点,能够防止软件共因故障。     

核电厂反应堆保护系统紧急停堆响应时间分析及测试

简要介绍核电厂反应堆保护系统的结构和紧急停堆工况下的数据处理过程,对反应堆保护系统紧急停堆的响应时间进行理论分析。建立响应时间测试原理,并设计相应的测试装置,完成实际测试工作。对测试所得实验数据进行统计学分析的结果表明,反应堆保护系统紧急停堆响应时间的理论最大值为149.1 ms,实验最大值为144.8 ms;实验响应时间符合均值为120.6 ms,方差为90.1 ms的正态分布。     

核电厂安全控制系统TXS虚拟机软件的设计与开发

在深入分析大型压水堆核电厂数字化仪表控制系统组合基础上,为与过程控制系统虚拟机软件并列应用,针对核安全控制系统进行虚拟仿真,研究开发基于Windows平台的数字化仪表控制系统(DCS)虚拟机软件VTXS。VTXS以自动代码分析和翻译转换为基本构建手段,以Visual C++为集成开发环境,采用面向对象模块化程序设计的方法、多线程和多进程通信的技术,以完全软件形式高逼真的再现真实TXS的安全控制功能。     

核电站安全级数字化仪控系统设计准则的分析与应用

基于我国核电站安全级数字化仪控系统设计中采用的法规、标准所要求的设计准则,分析各设计准则之间的相互关系及可实施性;设计准则通常概括性强且未给出具体的实施细则或方法,通过对比分析各设计准则的具体要求以及它们在实践中的应用,归纳出更加细化的满足设计准则的实现方法。并通过对主要设计准则在基于Triconex平台的安全级数字化仪控系统中的详细研究和应用分析,验证本文归纳出的实现方法的合理性。     

用于核电厂数字化仪表控制系统优化设计的CATIA 2程序的改进

对压水堆核电厂瞬态仿真程序CATIA 2程序进行了改进,以满足核电厂数字化仪表控制系统优化设计工作的需要.主要的改进是在CATIA 2程序中,对ΔT保护通道引入了数字化采样模块模型及数字化处理时间步长,以及对ΔT保护通道所用的输入变量引入了采样时间步长,并针对数字化技术提出了一种新的超温ΔT定值方程模型.通过分析比较数值仿真的结果,表明所做的改进是合理和可行的.     

基于数字化仪控技术的核动力装置协调控制器的设计

核动力装置是一多输入多输出、非线性、时变的复杂系统,其控制器通常采用基于模拟仪控的PID控制器来实现,系统参数易超调且响应时间较长。为改善核动力装置运行的动态品质和减小其系统的过渡时间,本文提出了在数字化仪控系统上实现专家系统和原控制器结合的协调控制器及其策略。为验证核动力装置协调控制技术及其策略,本文以1台全范围核动力装置模拟器为研究平台测试了协调控制技术。测试结果表明:基于数字化仪控技术来实现协调控制是可行的,协调控制器能有效改善核动力装置的动态运行特性,且协调控制器控制性能优于传统的PID控制器。     

System assessment of an FPGA-based RPS for ABWR nuclear power plant

The instrumentation and control (I&C) systems for the Lungmen nuclear power plant (LMNPP) are fully digitized based on microprocessor and software technology, and extensively utilize multiplexing networks. That is, undetectable software faults and common cause failures due to software errors may occur, and that will defeat the redundancy of a nuclear power plant (NPP). A diverse backup implementation for the digital I&C systems is an important means to defense against undetectable software faults.This paper presents system assessment of a quad-redundant reactor protection system (RPS) design for an Advanced Boiling Water Reactor (ABWR) by utilizing the field programmable gate array (FPGA) technology. The FPGA-based RPS has been assessed by using a full-scope engineering simulator for the LMNPP. Accident scenarios and abnormal conditions are inserted into the engineering simulator in order to activate the function of the FPGA-based RPS. In this study, conceptual design of the proposed quad-redundant FPGA-based RPS, including preliminary hardware architecture, software design and system assessment will be presented. The results demonstrate that the FPGA-based RPS system is a practical approach to implement a diverse backup for the digital I&C system of nuclear power plant applications.Also, the sensitivity study of probabilistic risk assessment (PRA) shows that RPS combined with ARI (Alternative Rod Insertion) contributes significant influence on the core damage frequency (CDF) calculation of LMNPP. The PRA sensitivity study is independent of the RPS technology.     

基于虚拟仪器技术的快堆组件形位测量控制系统研究

利用虚拟仪器技术,设计了一套快堆组件形位测量控制系统,用于中国实验快堆屏蔽层组件和反射层组件热冲击试验课题中组件形状尺寸测量。采用NI公司的数据采集卡实现了系统的硬件,采用Labview平台编制了系统的软件。该系统具有控制功能、测量功能和数据处理功能,实现快堆组件的偏心值、扭曲度和弯曲度等形状尺寸的测量功能。试验表明,该系统运行稳定、测量准确、功能齐全、安全测控,达到设计目的。