三代核电TXS安全仪控系统的V&V实现

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核电站数字化仪控系统简介

核电站数字化仪控系统简介
一般由属于更高安全级I&C 功能所产生的驱动命令具有更高 的优先权:
ECP 命令、ESFAS 命令、多样化系统(如果有)命令、来自 后备盘或安全VDU的1E 级单个手动(如果有)命令高于NC 级命令。
优先功能取决于I&C 的安全功能分级,并依照相应的可靠性进 行设计和实施。
2009-8-3
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可试验性
保护系统:
(1)反应堆紧急停堆 RTS (2)专设安全设施 ESFAS 安全监测系统: (1)事故后监测系统 PAMS
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紧急停堆
系统结构及功能
紧急停堆所需自动监测的变量: 中子注量率
反应堆冷却剂温度 反应堆冷却剂系统压力(稳压器压力) 稳压器水位 反应堆冷却剂流量和反应堆冷却剂泵断路器断开 反应堆冷却剂泵转速 蒸汽发生器给水流量 蒸汽发生器水位 汽轮发电机运行状态(保护流体低压信号和低压缸截止
设计准则
系统自检:自检应包括但不限于RAM 和ROM 故障检查、运算处理单 元故障检查、数据链接存储器检查、CPU 看门狗定时器复位检查、通 讯状态检查、IO 模块和接线检查、外围模件检查等。
定期试验:试验范围应覆盖DCS 系统的如下部分:保护和安全监测系统、 ATWT 系统及其他有特殊要求的NC 系统,并且应进行全通道试验,从探 测器至驱动器。遵守IEC 60671。
在反应堆装置运行时以及停堆后一定时间内,由于辐 射的原因,对大部分设备来说人员是不能接近的;
系统安全性、可靠性要求高,运行质量直接与仪控系 统性能相关;
控制和监测核燃料裂变链式反应及堆芯状态监测的必 要性;
大量核物理、热工、水力及其它一些直接测量无法得 到的参数计算多,且精确性和实时性要求高。
2009-8-3

三代核电机组数字化仪控系统及其国产化分析

三代核电机组数字化仪控系统及其国产化分析
设备 ( 岛特殊 监测 系 统 的松 动部 件监 测 、 核 主泵 振 动 诊 断、 芯 吊篮振 动监 测 和 常规 岛 的汽 机 诊 断 系 统 堆 等 ) P 00仪控 系统具有 以下主要特点 。 。A 10 ① 采 用非能动 的专设安全 系统 , 专设 安全设施驱 动系统 的设计 有很 大 的改进 ;
0 引言
在过去 的几年里 , 国家核 电发展 的定 位 和途 径发 生了重大转变 …。我国核 电发展正在 由过去的“ 适度发 展”时期进入“ 加快推进 ”时期 , 同时强调在引进 、 消化
吸 收和 再创 新 的基 础上 坚 持 “ 以我 为 主 ” 的原 则 , 视 核 重
仪表控制系统与第二代压水堆核 电厂都有较大的不 同。 A 10 P 00数字化仪 控系统和设备包括八大类 : ①反
应堆保护 系统 、 多样性驱动系统 、 ② ③控制室 和人机接
口设备 、 ④专 用仪表设 备 ( 反应 堆堆外 核测 量 、 反应堆 堆 内核测量 、 控制棒 控 制和棒 位指 示 、 射监 测 、 辐 地震
仪表等 ) ⑤ 电站控 制 系统 ( 、 电站 核 岛、 常规 岛控 制 系 统和汽 轮发 电机控 制 系统 ) ⑥ 核级 热 工测 量仪 表 和 、 执行机构 、 非核级热工测量仪表和执行机构 、 ⑦ ⑧诊 断
周 落 翔 徐 讳 磁
( 国核 自 系统工 程有 限公 司 , 海 仪 上 203 ) 023

要 :为 了进一 步理 清三 代核 电机 组数 字化 仪控 系统 国产 化 的思 路 和途 径 , 对 A 10 在 P00非 能 动核 电机 组 仪控 系 统 技术 特 点 进行
简 要分析 的基 础上 , 细 阐述 了我 国核 电发展 的新 形势 以及 仪表 和控 制 设 备 国产 化 的 必要 性 , 出了技 术 转 让 、 化 吸收 、 程 实践 详பைடு நூலகம்指 消 工 和重 大专 项研 究等 措施 对 国产化 的重 要作 用 , 出了 C P系列核 电机 组数 字化 仪表 控制 系统 国产 化 的方 向和基 本 规划 。这将 为 国家 提 A 相关 部 门的决 策提供 参 考 。

核设施安全级控制系统的发展

核设施安全级控制系统的发展

INDUSTRY SCIENCE AND TECHNOLOGY行业科技随着国内经济的快速发展,能源需求日益增加。

基于环境保护和节能减排的大背景,核能作为一种清洁且高效的新能源在国内能源结构中占有越来越重要的地位。

为了缓解常规化石燃料的供应压力,调整国家能源结构并达到低碳环保的目的,国家在“十四五”规划纲要中明确指出,积极安全有序发展核电,须在确保安全的前提下,到2025年运行装机容量将达到7 000万kW。

随着国家政策越发向核能等新能源倾斜,国内核行业包括核电和核化工高速发展,多个核电项目和核化工项目加速开工建设。

核电和核化工项目都属于多学科交叉应用的系统工程,均具有工艺复杂、建设周期长、投资规模大、技术难度大、对控制系统的要求非常高的特点。

其中,安全级控制系统作为核电和核化工项目直接保证核设施安全可靠的重要安全系统,肩负着在设计基准事故下监测全部安全重要参数,控制安全重要设备,执行安全级操作,使核设施进入安全停车状态的重要功能。

核电领域由于早期主要采取吸收国外先进技术的发展策略,控制系统由模拟技术向数字化技术转变较快,目前大部分核电站均引入了数字化技术,其中田湾、红沿河、宁德、阳江等核电站采用了全数字化控制系统。

核化工领域由于其特殊性,存在一定的技术封锁,且早期国外同类工程的安全级控制系统以模拟技术为主,国内也尚无成熟的适用于核化工的数字化安全级控制系统,故现有核化工项目的安全级控制系统采用的是以模拟技术为核心的常规模拟安全级控制系统。

随着国家《“十四五”智能制造发展规划》正式发布,企业向数字化、智能化转型已迫在眉睫。

核设施的安全级控制系统作为保证核设施安全可靠运行的控制中枢,采用数字化与智能化技术必将成为未来控制系统发展方向及发展趋势。

本文将从核电与核化工安全级控制系统入手,梳理其应用现状,对比模拟技术与数字技术的特点,并对核设施安全级控制系统的发展提出建议,为未来核设施工程建设提供技术参考。

核电厂仪控系统的网络安全等级防护分析

核电厂仪控系统的网络安全等级防护分析

核电厂仪控系统的网络安全等级防护分析摘要:近几年来,在全球范围内,由于电子设备的安全问题,已经引起了社会各界的广泛关注。

为了适应我国核电发展的数字化、信息化需求,加强核电仪控制系统的网络安全,对于核安全有着十分重要的意义。

然而,对每个系统或装置实行同一级别的防护,既不经济,也不现实,应按其重要性和实际需要进行分级,然后根据其重要性和重要性的大小,采取相应的保护措施。

目前,国内外已陆续制定了相应的技术规范,但其与核电仪控制系统的适应性、兼容性还存在着诸多问题。

文章分析了目前存在的问题,并给出了一些对策。

关键词:核电厂;仪控系统;网络安全等级引言据“谛听”和国家信息安全漏洞共享平台的统计,2009-2019年工业控制安全漏洞的数量每年都在增加。

核动力装置的仪表与控制系统也属于工业控制系统,它是核动力装置的“神经中枢”,它负责着核动力装置的几百个系统、上万个装置的运行,同时还包含了核动力装置的应急停堆、专用安全装置的启动等,如果出现网络信息安全事件,将会对核电厂的正常生产造成严重的影响,严重的还会危及到人类的生命和生态环境。

一、仪控系统网络安全分级中存在的问题目前,我国各核电厂均设有独立的计算机及网络管理机构。

核电厂和工程单位的安全管理主要依据《中华人民共和国网络安全法》(HAD102/16)、《核电厂安全控制与监控系统》、《核电厂安全技术规程》、《核安全技术标准》、《核电厂技术与设备安全标准》(HAD2/14),以及《核电安全相关文书》等。

以及管制制度。

系统风险评估,防护等级, RG5.71,IEC62645等,对系统风险评估、等级保护、 RG5.71、IEC62645等方面的综合评价。

(一)等级保护方案并不能完全适用于核电I&C系统在电力控制系统的安全等级规范中,核电厂 DCS采用了三级防护,但是,核电厂对保护系统的实时、可靠性有很高的要求,并对三级有特殊的保护(如防火墙、入侵检测等)。

它会对上述各项指标造成直接的冲击,从而对核安全造成严重的危害,其危害程度甚至超越了网络。

核电厂数字化仪控系统结构比较分析

核电厂数字化仪控系统结构比较分析

核电厂数字化仪控系统结构比较分析摘要:自中国改革开放以来,中国的经济与科学技术飞速发展。

随着“十二五”核电的快速发展,以及“十三五”核电走出去的规划顺利进行,核电仪控系统也经历了长足的发展与进步。

本文回顾了国内核电厂仪控系统的发展历程,对国内核电厂的实际情况进行了总结,对核电厂仪控系统结构进行对比分析,从中提出在核电厂设计和应用这类系统时需要注意的问题。

关键字:核电厂;数字化仪控系统;比较分析前言:从经济与效率方面来看,在新建设的核电厂中一般会采用数字化仪控系统。

这是因为数字化仪控系统具有良好成熟性、更高的可靠性与安全性。

同时数字化仪控系统在核电厂这个行业中也做出了巨大的贡献。

仪控系统的性能与设计水平的高低对于核电厂机组的安全与可靠有着密不可分的关系。

核电厂包括核岛与常规岛两个部分,在进行仪控系统的选型时需要特别注意,不可以将两个部分混为一谈,需要将两部分区别对待。

这是出于对安全问题和经济问题的考虑。

本文对于早期的核电厂仪控系统进行了介绍,将国内新建核电厂数字化的仪控系统的结构进行了对比分析,从中提出在核电厂数字化仪控系统设计过程中需要注意的一些问题。

1.数字化仪控系统概述1.1数字化仪控系统一般结构将一个数字化仪控系统的整体结构可以划分为四个层次,因为在目前的核电厂数字化仪控系统应用中,四层更具有一定的代表性。

划分的目的是因为信息在传输过程中容易出现丢失的风险,信息一旦出现丢失问题,对于整体系统都将出现不小的影响以及严重的后果。

从设计的角度来说,对系统进行分层划分也有利于仪控技术设备更趋于标准化。

在整体结构分层中,第一部分是过程级和现场级两个层次,第二部分是单元级和管理级两个层次。

过程级属于OSI的物理层,现场级属于OSI的数据链路层。

一般来说过程级与现场级在整个系统当中是作为最重要的部分。

仪控系统的实际过程以及更新都会在这两层中进行。

单元级属于OSI的网络层和输出层,管理级属于OSI的绘画层、表达层与运用层。

三代核电TXS安全仪控系统的V&V实现

三代核电TXS安全仪控系统的V&V实现
安 全仪 控 系统 的 V V技 术 &
【 关键词】 建模与仿真;& ; V v 核电站安全; 安全仪控 系 统
Th a ia i n o rfc t n a d Va i a o o a e y I C S se i e Th r n r t n Nu l a we l n e Re l t fVe i a o n l t n f r S f t & y t m n T id Ge e a i c e r Po r P a t z o i i di h o W ANG P n ig
ma ig t e w o g d c so , t c e f ai n a d v i a in p o e si s d t n u e a u r a i lt n o e c mp e y — k n h r n e i n S r tv r c t n a d t r c s su e o e s r st t me c smu a i n t o l x s s i i i i o l o h n il o h
r s u c s a e i v se o r s a c fv r iai n a d v l a in tc n lg n t e r a tr p o e t n s se T e u e t e rs f e o r e r n e t d t e e rh o e fc t n ai t e h o o y o e co r t ci y t m. o r d c h k o i o d o h o i
研 究, 希望通过严格 的验证 与确认过程, 确保复杂 系统的数值模 拟给 出正确的结果, 从而降低 做 出错误 决策的风 险. 也是核 电站 安 全研 究的需要 。本文以法国 F 3核 电站( A 中国在建三代核 电台山核 电的参考电站 ) 安全仪控 系统的 V V活动 为基础, 了 & 介绍

核电厂数字化仪控系统通信网络分析

核电厂数字化仪控系统通信网络分析

设备管理与维修2018翼9(下)核电厂数字化仪控系统通信网络分析岳春生,王欣(中核核电运行管理有限公司,浙江嘉兴314300)摘要:基于国内核电厂数字化仪控系统应用现状,分析几种控制系统通信网络解决方案。

通过对比网络拓扑结构,得出各核电厂数字化仪控系统通信技术在可靠性设计上的优缺点。

结果表明:采用双环型、双总线型和两种型式相结合拓扑结构的通信网络在可靠性和安全性上满足相关核安全法规和标准的规定。

关键词:核电厂;数字化仪控系统;通信;网络拓扑;可靠性中图分类号:TL48文献标识码:B DOI :10.16621/ki.issn1001-0599.2018.09D.630引言仪器仪表技术的出现和发展极大地推动了工业仪控系统的发展,后者由传统的模拟仪表逐渐朝着数字化设备+模拟仪表组合和全数字化控制系统进化和发展。

现如今,全数字化仪控系统已经开始逐渐取代我国核电厂仪控系统主体所使用的数字化设备+模拟仪表组合。

数字化技术的核心是通信网络,通信网络对控制系统的建立以及各控制站间数据交互的实现起到重要作用。

核电厂仪控系统分为安全级与非安全级,其中安全级系统执行紧急停堆、堆芯冷却、安全壳隔离等重要的核安全功能,对设备和技术的可靠性和安全性要求高,都必须经历严格的成熟验证。

所以,在安全级控制系统的设计方面,也有专门的核安全法规和标准对具体设计作了相应的要求和规范。

通信网络是安全级数字化仪控系统的最为基础和关键的组成部分,其可靠性设计必须遵循以下原则,如冗余性、独立性、多样性、单一故障、故障安全等[1]。

1核电厂数字化仪控系统现状目前国内核电厂数字化仪控系统统计见表1。

2核电厂数字化仪控系统通信网络分析2.1通信网络简介目前,电气和电子工程师协会局域网委员会制定的局域网标准中,主要以令牌环、以太网、令牌总线网等使用较为普遍,上述标准对网络拓扑结构和介质访问方式作了明确规定,并且许多通信协议的建立都依赖于上述标准。

现如今,部分主流通信网络的开发者并未将安全理念贯穿于整开发过程,而只是简单对完成的设计产品进行安全性评价。

一种适用于三代核电厂仪控系统的实时数据处理方法

一种适用于三代核电厂仪控系统的实时数据处理方法

时性和稳定性。

图1大齿轮带动小齿轮机制系统结构图
该数据处理机制分为配置管理、智能板卡驱动,任
务调度和后台任务四个功能模块。

1.1配置管理
a)智能板卡配置
在系统结构中,一般会有多块板卡同时工作,为了
协调和便于使用,设计板卡配置子模块。

板卡配置子
模块是板卡驱动工作的关键数据。

驱动依据配置才能
为各个板卡提供服务。

板卡配置管理规定了如何定义
一块可供使用的板卡,它包括定义板卡的名称,板卡
的地址,用驱动打开板卡以后的板卡内部标识,其它
年毕业于武汉大学控制工程专业。

现主要从事核测量专业工作。

毕业于电子科技大学计算科学与技术专业。

现主要从反应堆保护专业工作。

时工作链被CPU调用的时刻。

图2两个分时工作链示意图
在图2中,每个定时周期到来以后,将执行分时工
作链,当分时工作链执行完成时,该定时周期内剩余
的时间将被用来执行前台任务,由前台任务支配使
用。

1.2智能板卡驱动
每种智能板卡的驱动是可以被多个板卡选用而为
其工作的。

驱动为了对每块板卡进行良好工作,采取
为每个板卡生成一个工作实例的方式进行。

一个工作
实例首先包括该驱动提供的API接口功能,其次,还
图3运算机箱结构示意图
Science&Technology Vision科技视。

AP1000第三代核电站数字仪控系统DCS

AP1000第三代核电站数字仪控系统DCS

AP1000第三代核电站数字仪控系统DCS第三代核电 2009-09-30 19:41 阅读36 评论0字号:大中小AP1000第三代核电站数字仪控系统DCS简介:1. AP1000 仪控系统是一个先进的分散式计算机控制系统(即DCS)。

它是在已获美国NRC 许可证的AP 600 基础上又作了一些改进与发展,主要体现在反应堆保护系统的设计上, AP600 采用的是西屋已很成熟的Eagle 系统, AP1000 则提供了二套方案,一套是沿用AP600 的Eagle 方案,另一套是在此基础上改进的Common Q 系统。

由于AP600 已获得许可证,所以Common Q 在很大程度上都维持了原AP600关于I&C系统的功能要求,以使二者在硬件和软件方面能最大限度地兼容。

2. DCS 系统设备可分为二大类:一为安全级设备(1E 级),执行反应堆保护、专设安全系统驱动等功能。

一为非安全级设备(非1E 级),执行电厂控制、数据采集、显示、记录以及多样性驱动系统等功能。

3. 90 年代中:西屋在WDPF 的基础上经改进成为现在的OVATION 系统,它在常规电厂及核电站非1E 级的仪控系统中得到相当广泛的应用。

对1E 级(核安全级)系统则又开发了COMMON Q 系统(是Ea gle 的改进)。

2000 年后( ADVANT+OVATION 系统) :西屋的核电部份和美国另一家重要的PWR 核电供应商ABB/CE 公司先后加入了英国的BNFL公司,由于ABB/CE 也是一家在核电仪控方面能力相当强的公司,它早已取得NRC 的证书,特别是它的1E 级部分(ADVANT)包含有核级堆芯计算机,可以作DNBR 和LPD的在线计算与保护。

4. 应用公司系统应用说明西屋WDPF+EAGLE21 技术改造OVATION+ COMMON QABB/CE NUPLEX80+ADVANT 韩APR1400,美PLAO西屋+ABB OVATION+ ADVANT西门子TXP+TXS田湾核电站EDF/FRA N4 N4电站FANP TXP+TXS (FANP是FRA和西门子联合公司)。

第三代核电技术

第三代核电技术

第三代核电技术第三代核电技术简介核电是一种利用核反应产生能量的技术,被认为是清洁、高效的能源之一。

随着科技的进步和对能源的需求增加,第三代核电技术逐渐引起人们的关注。

本文将介绍第三代核电技术的概念、特点以及与第一代和第二代核电技术的比较。

第三代核电技术,即“三代核电技术”是指在第一代和第二代核电技术的基础上进行了一系列改进的核电技术。

它的出现主要是为了提高核电的安全性、经济性和可持续性。

第三代核电技术相对于第一代和第二代核电技术有以下几个显著的特点。

首先,第三代核电技术采用了更先进的反应堆设计。

相比于第一代和第二代核电技术中的压水堆和沸水堆,第三代核电技术引入了新型的压水堆反应堆和高温气冷堆反应堆等。

这些反应堆能更好地控制核反应、降低事故的发生概率,并提高核电站的运行效率。

其次,第三代核电技术采用了更高水平的被动安全措施。

被动安全措施是指在发生事故时不需要人为干预就能自动保持核反应堆的安全。

相比于第一代和第二代核电技术中的主动安全措施,第三代核电技术采用了多重被动安全措施,如自冷却、自维持等,能够更有效地防止事故向外泄漏。

第三,第三代核电技术注重与其他能源形式的集成。

与第一代和第二代核电技术主要依赖核能单独发电不同,第三代核电技术更加注重与其他可再生能源形式的集成,例如风能、太阳能等。

通过与其他能源的集成,可以在供应能量的同时减少对核燃料的需求。

第四,第三代核电技术减少了核废料的产生量。

相比于第一代和第二代核电技术中产生的大量放射性废料,第三代核电技术通过优化核燃料的利用效率,降低了核废料的产生量。

这不仅减少了对核废料的处理和储存成本,也减少了核废料对环境和人类健康的潜在危害。

与第一代和第二代核电技术相比,第三代核电技术在核电的安全性、经济性和可持续性方面都有了显著的提高。

然而,第三代核电技术仍然存在一些挑战和争议。

例如,核事故的影响仍然很大,核废料的长期储存和处理问题仍然没有得到解决。

因此,尽管第三代核电技术有很大的潜力,但在推广和应用过程中仍需谨慎对待。

核电数字化保护系统概述

核电数字化保护系统概述

核电数字化保护系统控制器研究摘要目前,国际上核电仪控系统已经发展到第三代,新一代的核电仪控系统采用数字化技术,提高了核电站运行的安全性和可靠性。

我国正处于核电事业的发展阶段,不仅需要新建数座百万千瓦级的核电站,还急需将原有的部分老化的仪控系统更新换代。

因此,发展我国自主设计的核电仪控系统有着极其重要的意义。

控制模件是整个保护系统中十分重要的组成部分,控制模件首先完成数据信号采集后的预处理和数值正确性的确认,然后,根据反应堆紧急停堆系统和专设安全系统分别设定的限值产生是否到达限值的逻辑信号,再分别进行必要的逻辑运算,最后产生反应堆紧急停堆系统断路器和专设安全系统驱动装置的启动信号。

安全可靠的控制模件对于降低核电厂各种事故造成的经济损失,尤其是重大的安全事故,起到非常重要的作用。

所以说安全可靠的控制模件是实现安全仪控系统功能的前提条件。

为了保证核级数字化设备达到足够的可靠性,除了设备本身(包括相应的硬件和软件)的高可靠性外,还在很大程度上取决于系统的设计,包括它的技术方案、体系结构等。

作为保护系统中设计较为复杂的组件,控制模件系统的设计不光要考虑自身的运行情况,还要为I/O 组件、通信组件等提供必要的接口和通信协议。

本文在遵循核级仪控设备的设计准则的基础上,比较国外保护系统控制模件的设计方案,采用当今计算机领域先进的技术,提出了一种基于先进中央处理器的控制模件,通过可编程逻辑器件连接处理器和系统部件的设计方案。

文章首先对核级控制模件系统的功能需求进行分析,提出了模块化的设计方案,并对各模块进行了详细的功能说明。

其次,在基于模块设计的基础上,阐述了采用先进计算机技术的控制模件系统硬件架构设计方案,并给出了完整的设计电路。

最后,对于控制模件中比较重要的任务调度设计了一种较为可行的方法。

核电保护系统的控制模件系统设计在我国还处于一个空白阶段,希望通过本论文中的控制模件的开发,为我国核电仪控系统的自主化设计提供一些思路。

三门核电站辐射监测系统设计

三门核电站辐射监测系统设计

三门核电站辐射监测系统设计随着核电站的日益普及和重要性,辐射监测系统的设计变得越来越重要。

设计一个有效的辐射监测系统可以确保核电站的安全,同时也可以保护附近居民和环境。

在本文中,我们将介绍三门核电站辐射监测系统的设计。

一、系统概述三门核电站是我国第三代核电技术的代表项目,具有极高的技术含量和安全标准。

辐射监测系统是该项目中最关键的一部分之一。

该系统主要用于监测核电站周围环境中的辐射水平,确保辐射水平不会超出安全标准,并在辐射水平异常时及时采取措施。

二、系统设计2.1 系统结构三门核电站辐射监测系统分为两个部分:数据采集模块和数据处理模块。

采集模块负责收集环境中的辐射数据,包括γ 射线和β 射线,将数据传输给数据处理模块。

数据处理模块将数据进行处理和分析,并根据安全标准判断是否需要采取措施。

2.2 传感器选择为了监测周围环境中的辐射水平,我们需要选择高效且精确的传感器。

我们选择了三种传感器:γ 射线探测器、β 射线探测器和气体放电管。

γ 射线探测器能够监测γ 射线辐射,具有高能测量的特点,常用于较强的辐射区域的辐射监测。

β 射线探测器可以监测β 射线的辐射,适用于中等强度的辐射区域。

气体放电管可以监测α、β、γ 射线,具有精确的放射性测量。

2.3 数据传输采集模块负责将收集到的数据传输给数据处理模块。

我们使用无线传输技术来传输数据。

由于核电站周围环境可能会有电磁干扰,我们使用了抗干扰的无线传输技术。

2.4 数据处理和分析收集到的辐射数据需要在数据处理模块中进行处理和分析。

该模块主要用于检测辐射水平是否超出安全标准。

如果辐射水平异常,则会自动发送警报,需要采取相应的措施,例如疏散周围区域的居民。

三、总结三门核电站辐射监测系统是核电站安全性的重要组成部分。

本文介绍了该系统的设计,包括数据采集模块、传感器选择、数据传输和数据处理模块。

希望该系统的设计可以确保核电站的安全,并保护周围居民和环境的安全。

第三代核电站与二代核电站的化学与容积控制系统的对比

第三代核电站与二代核电站的化学与容积控制系统的对比

科技资讯2015 NO.33SCIENCE & TECHNOLOGY INFORMATION动力与电气工程58科技资讯 SCIENCE & TECHNOLOGY INFORMATION化学与容积控制系统(CVS)是反应堆冷却剂系统(RCS)的一个主要的辅助系统。

对RCS进行水化学控制、容积控制,同时也提供了反应性控制手段,在反应堆启动、停运及正常运行过程中起着十分重要的作用。

就三代堆型CVS与传统压水堆型中的化学与容积控制系统(RCV)作比较,分析两系统的设计差异。

1三代核电CVS 设计和流程三代核电CVS提供安全隔离、终止RCS意外硼稀释、保持RCS压力边界完整性、隔离超量补水、CVS下泄隔离的安全相关功能。

同时提供补充RCS水装量、RCS硼化、稳压器辅助喷淋的纵深防御功能。

CVS由下泄热交换器、再生热交换器、离子交换器、补水泵、过滤器、水箱及相关阀门、管道及仪表组成。

系统由一个位于反应堆安全壳厂房内的净化回路和位于安全壳厂房外的补水下泄设备构成(图1)。

CVS包括以下功能子系统。

净化环路子系统:净化回路位于安全壳内,运行在RCS压力下,由反应堆冷却剂泵(主泵)来提供净化流量的驱动压头。

在功率运行期间,冷却剂通过整个净化环路连续循环。

从主泵出口开始,通过再生热交换器,被上充流冷却后,经过下泄热交换器进一步被冷却。

下泄冷却剂通过混床(必要时再通过阳床)再通过后置过滤器,最后回流至再生式热交换器内加热,回到主泵入口。

由于净化回路的驱动力是由闭合的RCS回路主泵压头提供的,所以维持净化不需要补水泵运行。

补水子系统:包括高压补水泵及相关的吸入排出管道。

通过一根入口母管从硼酸储存箱和/或除盐水系统取水。

两台补水泵的出口管道合并成补水总管,然后与反应堆冷却剂过滤器下游的净化回路相连。

补水泵用于向RCS提供补水、向RCS添加化学药品、一回路充水和压力试验,以及为稳压器辅助喷雾提供硼化补水。

下泄子系统:包括反应堆冷却剂过滤器下游的排水管线。

EPR机组多样化保护功能浅析

EPR机组多样化保护功能浅析

EPR机组多样化保护功能浅析摘要:为了应对设计扩展工况(DEC),EPR机组在设计上设置了多样化保护功能,其逻辑设置上与反应堆保护功能保持独立,作为反应堆保护功能的冗余,大大降低叠加事故工况的堆芯熔化概率。

本文对EPR机组多样化保护功能作了较详细的介绍,从而体现出EPR机组作为三代核电的安全性。

关键词:EPR机组;设计扩展工况(DEC);多样化保护功能;DEC-A工况引言根据国际原子能机构安全要求SSR-2/1和轻水堆核电厂欧洲用户要求(EUR),核安全法规《核动力厂设计安全规定》[1](HAF102-2016)中在原有设计基准工况基础上引入了设计扩展工况的概念,包括复杂事故序列和严重事故,而三代核电技术EPR堆型在设计之初就已经考虑了相应的多样化保护功能(DEC-A功能)来应对设计扩展工况中的DEC-A工况以降低其堆芯熔化概率,其逻辑和实体均作为反应堆保护(RPR)的多样化冗余,从而实现了纵深防御的理念。

1 假设始发事件分类及DEC-A工况根据目前《核动力厂设计安全规定》(即HAF102-2016)的要求,每一类核电技术其核动力厂状态确定的原则是必须确保发生频率高的核动力厂状态没有或仅存在微小的放射性后果,同时可能产生严重后果的核动力厂状态其发生的频率必须极低。

EPR机组假设始发事件分为设计基准工况和设计扩展工况两类[2],如表1所示。

按照确定论的设计准则和保守方法设计,核动力厂假设事故工况设计扩展工况不在设计基准事故考虑范围之内的事故工况,在EPR机组设计中按照最佳估算法加以考虑,并且使该事故工况的放射性物质释放控制在可接受的范围内。

设计扩展工况中的DEC-A工况属于两类设计扩展工况中的一类,其始发事件是叠加事故,目的为预防堆芯熔化。

2 多样化保护功能的概念多样化保护功能在EPR设计中用于应对那些在DBC工况中未覆盖的叠加事故工况DEC-A工况,即专门用于应对叠加故障导致失去F1级功能的事故。

核电安全级仪控系统软件V_V活动及其方法研究_刘真

核电安全级仪控系统软件V_V活动及其方法研究_刘真
3 CPR1000 项 目 安 全 级 系 统 V&V 活动与技术方法
3.1 传 统 的 CPR1000 项 目 安 全 级 系 统 V&V 活动与技术方法介绍
CPR1000项 目 安 全 级 V&V 活 动 由 2 个 确认和4 个验证环节构成。具体流程如图 3 所示。
确认1是客户根据核电厂的整体安全、 功能、性 能 要 求 来 确 认 仪 控 系 统 的 当 前 设 计 要 求 是 否 正 确 、完 整 。
在 基 于 计 算 机 的 系 统 的 整 个 寿 期 内,验 证 是针 对 前 一 阶 段 输 出 结 果 进 行 的 检 查,而 确 认 是针对较高层的需求和目标进行的检查。以证 明计算机系统达到其总的安全要求和功能需 求,确认有两 个 不 同 的 步 骤。 第 一 步 是 针 对 核 电厂和系统的需求确认计算机系统的需求。在 确认报告中应清晰标识对高层需求和安全分析 的确认基础。第二步是针对计算机系统的需求 确认其实现。
福岛核电站 事 故 发 生 后,其 严 重 后 果 在 全 球引 起 了 剧 烈 的 震 动,国 内 外 同 行 对 于 核 电 安 全的认识又达到了一个新的高度。
业已证实,在 数 字 化 仪 控 系 统 用 于 核 电 厂 过 程 中 ,为 保 证 核 电 厂 安 全 性 ,人 们 在 操 作 过 程 中寻找和纠正在设计和执行阶段所发生的软件 错误并加以改正的努力要进行多次。考虑到为 确保安全有关的计算机应用所要求的高质量软 件 ,必 须 要 进 行 软 件 的 验 证 与 确 认 (V&V)。
The V&V activities and techniques for safety-class I&C system in the nuclear power plant

一种适用于三代核电厂仪控系统的实时数据处理方法

一种适用于三代核电厂仪控系统的实时数据处理方法

一种适用于三代核电厂仪控系统的实时数据处理方法李昆;韩文兴;翁小惠【摘要】本文提出了一种基于大齿轮带动小齿轮的实时数据处理机制,不仅实现了核电厂仪控系统的模块化设计,提高了其系统的搭建速度,而且保证了数据采集、处理和输出对数据的可靠性和响应时间,为核电厂的安全可靠运行奠定了基础.【期刊名称】《科技视界》【年(卷),期】2018(000)014【总页数】3页(P190-192)【关键词】实时数据;模块化【作者】李昆;韩文兴;翁小惠【作者单位】中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室,四川成都610041;中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室,四川成都610041;中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室,四川成都610041【正文语种】中文【中图分类】TM6230 引言“华龙一号”的正式落地,标志着我国已经具备自主知识产权的第三代核电技术。

中国第三代核电技术大部分系统均要求国产化,其中仪控系统国产化是一个重要的部分。

现今,核电厂仪控系统要求采用模块化的数字设计方法,以成熟和验证过的智能功能单元板卡为最小模块,根据功能需求快速搭建仪控系统配置,这样不仅提高了设计的效率,减少成本,同时大大提高了核电厂可维修性。

然而核电厂仪控系统的可靠性和安全性要求比较高,对数据采集、处理和输出对数据的可靠性和响应时间有很高的要求,而通常核电站的采集的数据是比较多的,为满足核电厂的要求,本文设计了一种基于大齿轮带动小齿轮的实时数据处理机制,不仅实现了核电厂仪控系统的模块化设计,提高了其系统的搭建速度,而且保证了数据采集、处理和输出对数据的可靠性和响应时间,为核电厂的安全可靠运行奠定了基础。

1 实现原理本处理方法根据模块化硬件平台“CPU+智能板卡”的结构,设计了一种大齿轮带动小齿轮的实时数据处理机制。

将CPU板卡作为“大齿轮”其主要功能是负责访问各智能板卡驱动、任务调度和用户应用程序;智能板卡作为“小齿轮”其主要功能是采集、接收和输出各种数据。

核电站数字化仪控系统简介

核电站数字化仪控系统简介

2010年05月28日13:25:04查看数:162 摘要在总结不同时期核电站仪表控制系统应用特点和发展趋势的基础上,以两座典型的核电站全数字化仪控系统为例,结合核电站仪控系统的特点及设计准则,进行详细的系统结构和功能分析,并提出我国新世纪核电站数字化仪控系统的改造与设计思路。

关键词过程控制DCS 智能化以太网现场总线核电站的仪表和控制系统是核电站的重要组成部分,机组的安全可靠、经济运行已经在很大程度上取决于仪表控制系统的性能水平。

从我国已经建成的和在建的核电工程来看,核电站的仪控系统经历了三个阶段。

第一阶段是以模拟量组合单元仪表为主的控制系统,如正在运行的我国300 MW秦山核电站主控制系统应用的FOXBORO公司的SPEC200组装仪表,大亚湾2×980 MW核电站主控制系统采用的Baily 9020系统也属于这一类。

其模拟量仪表采用小规模集成电路运算放大器为基础的元件来控制,逻辑量仪表采用继电器等硬逻辑电路来控制。

因而系统所需要的仪表控制器件数量多,运行操作管理和维护工作任务重,大部分采用手动操作,主控室布局也显得较大。

第二阶段是以模拟量和数字量混合运用的主控制系统,这一类实际是核岛系统仍采用小规模集成电路运算放大器为基础的模拟量元件来控制。

而部分常规岛和辅助系统采用PLC自动控制系统,结合软件自诊断技术、冗余技术和网络通信技术,减少很多硬接线和就地控制柜,提高了系统运行可靠性。

刚刚建成的广东岭澳核电站(2×980 MW)仪表控制系统就属于这一类。

第三阶段称为全数字化仪表控制系统,它将应用成熟的常规电站分布式控制系统(DCS)加以改进并移植过来,全面应用在常规岛、BOP、核岛部分,构成核电站全新数字化仪表控制系统。

现阶段应用比较典型的全数字化仪控系统有:日本日立等公司开发的NUCAMM-90系统、法国法马通公司N4控制系统、ABB公司的NUPLEX80 系统、美国西屋公司的Eagle21 WDPFⅡ系统以及我国在建的田湾核电站所采用的德国西门子公司的TELEPERM XP XS系统等。

三代核电机组数字化仪控系统及其国产化分析

三代核电机组数字化仪控系统及其国产化分析

三代核电机组数字化仪控系统及其国产化分析
周海翔;徐玮瑛
【期刊名称】《自动化仪表》
【年(卷),期】2010(031)008
【摘要】为了进一步理清三代核电机组数字化仪控系统国产化的思路和途径,在对AP1000非能动核电机组仪控系统技术特点进行简要分析的基础上,详细阐述了我国核电发展的新形势以及仪表和控制设备国产化的必要性,指出了技术转让、消化吸收、工程实践和重大专项研究等措施对国产化的重要作用,提出了CAP系列核电机组数字化仪表控制系统国产化的方向和基本规划.这将为国家相关部门的决策提供参考.
【总页数】4页(P61-63,66)
【作者】周海翔;徐玮瑛
【作者单位】国核自仪系统工程有限公司,上海,200233;国核自仪系统工程有限公司,上海,200233
【正文语种】中文
【中图分类】TL362+.5
【相关文献】
1.AP1000核电机组设备现状及国产化分析 [J], 汪映荣;郑正
2.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 [J], 孟庆军;刘元;马吉强
3.先进三代核电机组甩负荷至厂用电试验瞬态分析 [J], 杨晓辉
4.三代压水堆核电机组蒸发器硫酸根浓度异常研究分析 [J], 韩会娟;王柱;马强;陈伟忠
5.某三代核电机组设备舱门技术特点及维修管理分析 [J], 杜鲁宁;韩小雷
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三代核电TXS安全仪控系统的V&V实现作者:王萍来源:《科技视界》2012年第24期【摘要】法国在建模与仿真研究方面起步较早,同时投入了巨大的财力和物力致力于反应堆保护系统验证与确认技术的研究,希望通过严格的验证与确认过程,确保复杂系统的数值模拟给出正确的结果,从而降低做出错误决策的风险,也是核电站安全研究的需要。

本文以法国FA3核电站(中国在建三代核电台山核电的参考电站)安全仪控系统的V&V活动为基础,介绍了安全仪控系统的V&V技术。

【关键词】建模与仿真;V&V;核电站安全;安全仪控系统The Realization of Verification and Validation for Safety I&C System in The Third Generation Nuclear Power PlantWANG Ping(China Nuclear Power Engineering Co., Ltd., Shenzhen Guangdong, 518000)【Abstract】System modeling and simulation technology in France started early. At the same time enormous financial and material resources are invested to research of verification and validation technology on the reactor protection system. To reduce the risk of making the wrong decision, Strict verification and validation process is used to ensures that numerical simulation on the complex system will give correct results. According to the verification and validation activity in the FA3 nuclear power plant, the article describes the Verification and Validation of safety I&C system based on simulation technology.【Key words】Modeling and simulation; Verification and Validation; Nuclear power plant safety; Safety I&C system0引言近年来,DCS技术得到了飞速发展,越来越广泛地应用于军事、经济乃至社会生活的各个部门,大大增加了电厂控制的可靠性[1,2]。

而随着三代核电技术的引进,控制系统采用全数字化DCS已经成为必然[3,4]。

在核电仪控系统的数字化过程中[5],一个必然要解决的关键问题是核级软件的V&V过程[6]。

安全仪控系统的高可靠性要求,结合数字化仪表与控制系统的一体化设计思想,进行安全仪控系统的设计[7],因此只有通过了独立V&V过程,才能被允许应用于核电站的安全功能[8]。

安全仪控系统软件的V&V中第一个V是Verfication,是通过检查并提供客观证据证明工程活动(工程文件的内容,格式,技术要点)满足目标的需要。

根据标准IEC Standard 60880,对Verficaition的定义如下:“the verification is the confirmation by examination and by provision of objective evidence that the results of an activity meet the objectives and requirements defined for this activit y”.安全仪控系统软件的V&V中第二个V是Validation,主要是采用检查和测试的手段来确认(功能性,响应时间,故障冗余等)是否满足规格书的要求。

根据标准 IEC Standard 60880对Validation的定义如下,“ the validation is the confirmation by examination and other evidence that a system fulfills in its entirely the requirement specification as intended(functionality, response time, fault tolerance, robustness)”.根据IEC Standard 60880 and IEEE Standard 1012, 对V&V的主要要求是:每份工程文件出版以前必须被原设计人以外的另一个团队进行检查;它必须覆盖设计文件的所有内容包括文件的格式和技术内容。

笔者有幸全程参加了法国EPR核电站反应堆保护系统的验证与确认活动,希望能通过介绍法国三代核电站安全仪控系统的V&V流程,为我国安全仪控系统V&V的标准化研究提供一些参考。

1基于TXS技术的安全仪控系统简介EPR三代核电DCS仪控系统主要由TXP平台(基于SPPA-T2000)、TXS平台两大平台实现。

其中安全自动系统和过程自动系统主要由TXP平台实现;保护系统,优先级和执行器控制系统,反应堆控制、监测和限制系统,严重事故仪控系统主要由TXS平台实现。

2EPR安全仪控系统V&V应遵循的法律规范EPR核电站安全仪控系统的V&V遵循的法律规范如下:[1]IEEE Standard 730-2002 IEEE Standard for Software Quality Assurance Plans[2]IEEE Standard 828-1998 IEEE Standard for Software Configuration Management Plans[3]IEEE Standard 1012-2004 IEEE Standard for Software Verification and Validation[4]IEEE Standard 1028-1997 IEEE Standard for Software Reviews[5]IEEE Standard 1042-1987 IEEE Guide to Software Configuration Management[6]IEC 60880 2006 edition Nuclear Power Plants-Instrumentation and control systems important to safety-Software aspects for computer-based systems performing category A functions3EPR安全仪控系统设计验证流程总述EPR安全仪控的所有工程活动可以分为初步设计(包含总体设计和子系统系统初步设计)、详细设计、调试安装三个阶段,其中每个设计阶段都对应相应的确认,所有的测试验证阶段分为A和B两个阶段。

3.1总体系统设计:此阶段所有的仪控系统设计工作都是一个整体进行。

此阶段主要根据上游需求从总体定义系统的各种性能(安全等级、系统结构、功能实现等),并作为具体描述系统仪控功能的设计输入。

3.2软件和硬件详细设计阶段:此阶段主要专注于仪控系统的自动部分详细设计,主要设计CPU(SVE板卡模件)的功能定义,以实现软件和硬件的组态。

3.3服务单元(Service Unite):此机柜主要用于安全级DCS特殊要求工程服务单元。

其软件和硬件主要用于系统的维修功能(监测、诊断、定期实验等),并且为NC级。

图1V&V模式的测试验证流程3.4QDS设计:此阶段设计主要专注于工程相关的QDS设备。

主要用于模拟和逻辑信息的显示,特殊情况有相应的数学处理和计算,其软件和硬件应满足工程需要。

整个TXS系统设计都是按照图1的描述按步骤进行,每个步骤完成都有相应的V&V要求。

根据进度进行,仪控系统设计分解成不同的部分,有可能每个部分都同时进行;对于仪控功能的设计必须按照要求在前一个步骤完成并进行检查后才能进行下个步骤,如:已经完成I&C功能的功能图设计,必须对功能图进行检查和验证后,才能进行下一步设计。

4安全仪控系统V&V的执行过程描述EPR核电站反应堆保护系统的检查的范围和方法由项目经理来确定的。

检查的目标主要分为下面两类:1)仪控功能规格书的检查;2)数据库的检查。

4.1仪控功能规格书的检查仪控功能规格书的检查要点如下:1)确定软硬件的需求是否与系统的需求规格书,仪控文件(如系统规格书等)要求的上游需求一致;2)确保规格书的完整度和清晰度(如计算,接口等);3)检查与安全仪控系统平台的一致性;4)确认与工程准则的要求是否一致(如代码等);5)仪控功能规格书的检查步骤;6)检查设计输入的正确性和完整性。

4.2数据库的检查数据库的检查主要包括以下几点:1)检查仪控功能规格书的正确设计;2)确保执行的完整度;3)检查精度和匹配程度是否满足安全仪控平台的要求;4)检查是否满足工程文件的要求(如编码,图形等)。

4.3验证测试根据the IEC Standard 60880 定义,验证测试主要是采用检查和测试的手段来确认(功能性,响应时间,故障冗余等)是否满足规格书的要求。

这些测试被分为不同的步骤和阶段,每个一阶段他们验证的目的有不同。

在安全仪控系统的整个设计过程中的验证测试主要由以下步骤组成:1)软件模块库的验证;2)软件验证测试;3)系统的集成和验证。

另外,试运行测试也是验证的内容之一,但此文不做过多描述。

每步的验证方法:1)确定设计参考和测试项目;2)陈述测试目标;3)解释适用的方法;4)描述生成的文件。

根据质保要求和保护系统的系统结构,FA3的验证测试主要:1)A阶段测试;2)B阶段测试。

4.3.1A阶段测试(在工程计算机上的测试)仿真环境下的软件测试被称为A阶段测试: 这是在仿真环境下进行的。

这个测试的目的验证各个工程专有的软件块;这些测试是同时进行的。

仿真环境下的A阶段测试被分为技术指标测试和系统功能测试两部份。

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