CPR1000核电厂安全级DCS研究
红沿河核电一期工程DCS系统安装的实践与探索
红沿河核电一期工程ＤＣＳ系统安装的实践与探索作者：杨卿来源：《现代企业文化·理论版》2009年第15期摘要:DCS系统安装是核电建设的一个关键路径。
文章主要是站在DCS安装专业的角度,阐述了红沿河核电一期工程DCS系统在合同签订、计划制定、上游设计、施工准备、安装施工、检查验收、设备保护等方面的实践与探索,详细说明了与安装相关的应特别关注的各类问题及经验总结。
关键词:CPR1000;核电机组;DCS系统中图分类号:F407文献标识码:A文章编号:1674-1145(2009)23-0131-02一、红沿河DCS系统简介(一)红沿河核电机组类型CPR1000全称是中国改进型压水堆核电技术,是中国核动力研究设计院与中广核合作,在法国法玛通M310技术版本基础之上,进行引进、消化、吸收并结合20多年来的渐进式改进和自主创新形成拥有自主品牌的“二代加”百万千瓦级压水堆核电技术。
目前我国核电事业正在高速发展,按照国家《核电中长期发展规划》,到2020年,我国核电装机容量将达到4000万千瓦,同时在建1800万千瓦,占电力总装机容量的4%。
目前国家已批准建设的CPR1000核电机组已达十几台。
三代核电技术AP1000在中国推广之前,它将成为中国核电的主力堆型。
红沿河核电一期工程的四台百万千瓦机组采用的就是CPR1000核电技术路线。
(二)红沿河核电DCS系统1.核电控制系统。
从我国已经建成的核电厂来看,早期建设的核电厂都是以模拟量组合单元仪表为主的控制系统。
这些系统相对于DCS系统来说使用效率较低,而且维护成本高。
现阶段应用比较典型的核电全数字化仪控系统有:日本的日立等公司开发的Nucamm-90系统、法国法玛通公司的N4控制系统、美国西屋公司的Eagle21+WDPFⅡ系统,以及我国田湾核电站及岭澳二期核电站所采用的德国西门子公司的Teleperm XP+XS系统等。
2.红沿河核电机组的DCS系统简介。
核电厂安全级DCS在研制过程中的质量管理
核电厂安全级DCS在研制过程中的质量管理核电厂安全级DCS（数字控制系统）是核电厂安全运行的重要保障，其研制过程中的质量管理至关重要。
为了确保核电厂安全级DCS的质量，需要严格执行质量管理体系，确保设备的性能稳定可靠，以应对极端工况和突发事件。
本文将从质量管理的角度，探讨核电厂安全级DCS在研制过程中的关键环节与要点。
一、研制过程中的质量管理体系建立在核电厂安全级DCS的研制过程中，首先需要建立完善的质量管理体系，确保各个环节的质量得到有效控制。
这一体系应包括质量管理手册、质量体系文件、质量控制计划、检验标准和程序文件等，以确保研制过程中的各项活动均受到有效的质量控制和管理。
具体来说，研制过程中的质量管理体系应包括以下几个方面：1、质量目标：明确核电厂安全级DCS的质量目标，以及与之相关的要求和标准，确保研制过程中的各项工作都围绕质量目标展开。
2、质量责任：明确各个部门和人员在研制过程中的质量责任，确保每个人都充分认识到质量对于核电厂安全级DCS的重要性。
3、质量控制：建立符合国家标准和行业标准的质量控制程序和检验标准，确保产品的质量得到有效控制。
4、质量改进：建立质量改进机制，对研制过程中出现的质量问题进行分析和解决，以确保产品质量的持续提升。
5、质量审核：定期进行内部和外部的质量审核，及时发现和纠正研制过程中的质量问题，确保产品符合相关标准和要求。
二、关键环节的质量管理在核电厂安全级DCS的研制过程中，存在许多关键环节需要进行严格的质量管理，以确保产品的性能和安全可靠。
这些关键环节包括：1、设计阶段：在设计阶段，需要对产品的功能和性能进行充分的论证和验证，确保产品的设计满足相关的安全标准和要求。
还需要对设计过程进行严格的质量控制，避免设计错误引入到产品中。
2、研发阶段：在研发阶段，需要对产品的核心技术进行严格的质量控制，确保产品的性能稳定可靠。
还需要对研发过程进行有效的质量管理，确保研发过程中的各项活动都符合相关的标准和要求。
CP1000核电厂全范模拟机中DCSFSS接口软件的设计与实现
Nuclear Science and Technology 核科学与技术, 2019, 7(3), 78-82Published Online July 2019 in Hans. /journal/nsthttps:///10.12677/nst.2019.73011The Design and Implementation of Interface Software in CP1000 Nuclear Power PlantFull Scope SimulatorFei Li, Xueyan Hou, Kan Zhang, Binyue YuChina Nuclear Power Operation Technology Corporation, LTD., Wuhan HubeiReceived: June 17th, 2019; accepted: July 2nd, 2019; published: July 9th, 2019AbstractSince DCS technology is going to become more mature in Chinese Nuclear Power Plants (NPP), with this advanced simulation DCS technology in FSS, we can implement some support functions, such as V & V in Plant DCS, optimization HMI, configuration of logic in Level 1 and Level 2. The CP1000 FSS used FSIMPlus + TRISIMPlus + ADACS_N DCS simulation system. This report describes the design and realization scheme of DCSFSS interface software. In the development process, the method of object-oriented modeling and modular program design was adopted. Using API and Socket network communication, other technologies were used to realize Simulator Control Functions and data transfer between RINSIM simulation platform and DCSFSS.KeywordsFSS, DCSFSS, Stimulation, IPSCOM, HMICP1000核电厂全范模拟机中DCSFSS接口软件的设计与实现李飞，侯雪燕，张侃，于宾跃中核武汉核电运行技术股份有限公司，湖北武汉收稿日期：2019年6月17日；录用日期：2019年7月2日；发布日期：2019年7月9日摘要数字化仪控系统DCS在我国的核电厂已成熟应用，采用这种先进的DCS仿真技术的全范围模拟机，能够李飞等实现对机组DCS系统进行功能验证、人机界面优化、一二层逻辑组态等技术支持功能。
CPR1000核电机组DCS信号采集通道分配设计优化
CPR1000核电机组DCS信号采集通道分配设计优化摘要：CPR1000核电机组DCS采用三菱METLTAC 安全级DCS系统以及广利核HOLLiAS-N非安全级DCS。
本文以CPR1000核电机组主控室控制权限切换信号采集通道分配设计优化为例，介绍了相关信号采集通道分配的设计优化过程及其对机组运行带来的影响。
关键词：通道分配设计优化单一故障并列冗余1 背景概述DCS信号采集通道分配的合理性，可直接影响到系统的防单一故障能力及在线维护性能。
系统在CPR1000核电机组上投用过程，同时也是信号采集通道分配设计合理优化的过程。
CPR1000核电机组主控制控制权限切换信号在DCS的通道分配，在设计起初并没有完全考虑到单一故障影响，未采集最合理的分配方案，在后期的系统测试阶段该问题被暴露出来，信号通道的不合理分配会使其在单一故障情况下，危及机组的安全稳定运行。
2 CPR1000核电机组主控室控制权限切换功能介绍2.1 控制权限切换功能概述CPR1000核电机组可以通过对主控室后备盘（BUP）上切换开关的操作，实现主操作站（KIC）和后备盘控制权限的切换，以满足机组在特定工况下的KIC/BUP控制切换操作要求。
KIC操作模式和BUP操作模式的切换开关按照以下规格设计：A/B两列各3个开关（A列为KSC901/903/905CC，B列为KSC902/904/906CC）；切换开关都被放置在BUP-06盘上；开关种类采用模块化类型；切换信号同时送专设安全功能机柜和继电器机柜。
以A列为例，当这三个开关中任意两个（3取2）切至BUP模式时，主控室的控制权由KIC切换至BUP。
“切换信号同时送专设安全功能机柜和继电器机柜”，前者用于软件部分的控制切换，后者用于硬件部分的控制切换（本文只涉及软件部分）。
2.2 专设安全功能机柜（ESF）部分介绍ESF为并列冗余CPU结构每列拥有I和II两个CPU系统，每系CPU均包含独立的I/O卡件，进行各自独立的运算，运算结果做“或”和“与”处理。
CPR1000核电项目DCS质量位传递的分析及优化
CPR1000核电项目DCS质量位传递的分析及优化摘要：本文结合在某在建CPR1000 核电项目的实际调试中遇到的质量位传递故障解决处理经验，分析了DCS内部质量位传递相关情况，故障分析及优化方案。
本文可作为解决CPR1000 后续项目的DCS质量位传递问题的参考。
关键词：质量位；传递；优化前言DCS，即所谓的数字化仪控系统，是以计算机、网络通讯为基础的分布式控制系统的系统。
数字化仪控系统已被广泛应用于国内各个核电机组，CPR1000 核电扩建项目的DCS 系统按照不同的安全等级划分为核安全级（1E）及非安全级（NC）两部分。
安全级DCS采用三菱公司的MELTAC平台，非安全级DCS采用广利核的HOLLiAS-N平台。
1 CPR1000 DCS传递特点质量位是指信号的综合质量，也就是说质量位可以判断信号有效或无效，因此通常把DCS信号中传输此信息的字节叫做质量位。
在安全级DCS MELTAC平台标准设计中，所有算法和信号都参与质量位传递。
所以，如果POL的输入信号有不可靠信号，那么它的输出也包含不可靠信息，安全级DCS的质量位通过非安全级网关传递给非安全级DCS，非安全级DCS侧的网关通过对来自安全级DCS信号的解析，最后参与相关运算或者传递到KIC显示。
而在非安全级DCS HOLLiAS-N平台标准设计中，并不是所有的信号都参与质量位传递，而是根据实际需求，需要给某些质量位单独赋值传递。
2 质量位传递问题分析在调试人员做除氧器液位变送器试验期间，按照实验内容现场模拟2mA信号至ADG001MN应该触发ADG018KA报警，而试验结果并没有触发ADG018KA报警。
经分析，ADG001MN为4-20mA电流信号，现场模拟2mA信号ADG001MN超量程应该质量位坏，ADG001MN坏点依据设计文件如图1应该触发ADG018KA报警。
核实相关组态如图2，在逻辑组态ADG_AD03页（24#控制站）ADG001MN赋值给AB4ADG_4ADG_AO02（控制柜间硬接点），通过AB4ADG_4ADG_AO02传递到对侧控制柜ADG_AD04页（19#控制站）参与相关控制和报警。
CPR1000核电厂安全级DCS研究
2012年8月第24期科技视界SCIENCE &TECHNOLOGY VISION 科技视界Science &Technology Vision0引言随着分散控制系统(DCS)的快速发展,DCS 所具有的开放性、高可靠性、快速性和可操作性逐步被认可,常规火电厂普遍采用DCS 作为综合控制系统。
DCS 是分散控制系统(Distributed Control System)的简称,它是一个由过程控制级和过程监控级组成的,以通信网络为纽带的多级计算机系统,其基本思想是分散控制、集中操作、分级管理、配置灵活、组态方便,大大增加了电厂控制的可靠性[1-3]。
数字化控制系统可以通过通信网络将分散在现场执行数据采集和控制功能的远程控制站与控制中心的各种操作站联接起来,共同实现分散控制、集中监控与管理[4]。
1核电站控制系统设计DCS 一般采用现场总线技术,大量信号通过网络传输,总线为虚拟环网结构,有较高的通信可靠性[5-7]。
核电站控制系统由安全级DCS、非安全级DCS、专用控制系统等3部分构成。
核电站控制系统设计应遵循如下原则:单一故障、多样性、独立性、冗余性等。
考虑安全性,核岛控制系统设置了部分硬接线的控制按钮和显示仪表,安全保护系统采用A、B 2个系列,4个保护通道,执行“4取2”逻辑。
2CPR1000核电站安全级DCS 控制系统设计目前新建的CPR1000核电仪控系统采用日本三菱电机和北京广利核联队提供的数字化仪控系统DCS,其中安全级DCS 采用日本三菱电机的MLETAC 系统,非安全级DCS 采用和利时的HOLLIAS-N 系统。
本文将对安全级DCS 系统进行研究。
安全级DCS 主要是由RPC,ESFAC,SLC,ARC,CCMS 以及SRC 等系统组成。
RPC 系统主要完成停堆保护功能,ES⁃FAC 和SLC 系统主要完成安全专设功能,CCMS 主要完成堆芯状态监视功能,而SRC 主要执行模拟量部分的SR 功能和部分手操功能。
CPR1000核电站TG控制系统与DCS网络通讯故障分析
１ ） ３ ２ ０ Ｖ ２ ＋ 制系统 ． ｒ （ Ｃ系统通过两套 通讯模件 （ Ｌ １ ０ １ 、 Ｌ １ ０ｌ Ｓ ） 、 两 行操作 ： Ｉ ｏ ｔ ａ ｌ 模式 ： 往就地机机侧进行操作 ） 、 台 光电以 太网转换 器（ ￥ ８ ０ ０ ０ ） 及两 就地操作 员站 （ 即网关站 Ｃ １ ０ 一ｌ 、 ２ ． ２ 冗 余通 讯 方 （ ： １ ０ — ２ ） ｊ Ｉ ） Ｃ Ｓ进 行 Ｉ 州络 通 讯 ． 以实观汽轮机拄制 及保护功能 在 Ｄ Ｃ Ｓ ２ ． ２ ． １ Ｔ Ｇ Ｃ侧冗余通汛方式 操作员站进行 示 干 ＂ 操作 因此 Ｆ Ｇ Ｃ与 Ｉ ） Ｃ Ｓ网络通汛正常与否对汽 Ｉ ＇ Ｇ Ｃ网炎为平行配萱 ．当 Ｆ ＧＣ侧周期性发送一个连续变化模拟 轮 机 帛 ’ 运 行 接 影响 ． 在￣ ｌ Ｌ ｆ ｆ ｔ 安 全 运 行 过 程 中 具钉 重要 崽 义 量 信 Ｇ Ｒ Ｅ Ｏ Ｏ Ｏ Ｋ Ｍ— Ｘ Ｊ ５ ２， Ｉ ） Ｃ Ｓ 侧 监 测 此 信 号 ， 并 发 回 一 个 ＧＲＥ ９ ９ ９ ＫＭ Ｘ Ｊ １ ｌ信 至 Ｔ Ｇ Ｃ 如 （ ． Ｒ Ｅ ０ ０ ０ Ｋ ＭＸ Ｊ ５ ２停 止 变化 ， 则 １ 通 讯 协议 及 过 程 建 立 Ｄ Ｃ Ｓ侧 认为第 ＝ ， 『 通 讯故障 ， 进行冗余 ｝ 』 Ｊ 换； 如果 Ｇ Ｒ Ｅ ９ ９ ９ Ｋ Ｍ— Ｘ Ｊ ｌ ｌ １ ． １ ］ ￥ｉ ｔ ｔ ｃ 义 停止变 化 ． 则 ｒ （ ； （ 侧 判断得 到 Ｄ Ｃ Ｓ和控 制器之 间连接 巾断 ． 作权 限 Ｔ （ ： ｃ‘ ｊ Ｉ ） Ｃ Ｓ采Ｊ Ｉ １ Ｉ Ｅ Ｃ ６ ０ ８ ７ ０ — ５ —１ ０ ４通 讯 协 议 ． 用 于适 应 和 引 导 电 从 ｎ ｍｌ ｅ切换 到 ｌ ｏ （ ， ａ Ｉ 模式进 仃冗余切换 、 力系统州艘 动化的发展．规范调度 自动化及远动设 备的技术性能 ， ＧＲＥ０ ０ ０ ＫＭ Ｘ Ｊ ５ ２ 本身包含两部分信息 ： 泼 议采川杯 准传输 协议子集 的 Ｉ Ｅ Ｃ ６ ０ ８ ７ ０ — ５ — １ ０ １的网络 访问 ． 将 １ ） 通汛模 件敞障： Ｉ Ｅ Ｃ ６ ０ ８ ７ ０ — ５ — １ ０ ｌ标 准 用 ｆ Ｔ Ｃ Ｐ ／ Ｉ Ｐ网络 ．通 过 以 太数 据 网 实 现 ｒ ｃＰ ２ ） Ｔ Ｇ Ｃ侧 内部 网 络 上 某 一 控 制 器 故 障 客 户端 Ｄ Ｃ Ｓ侧控制站 和 Ｔ Ｃ Ｐ服 务器端 Ｔ Ｇ Ｃ侧被控站 的通 信． 通 信过 Ｉ 述两种情 况均 会使 Ｔ Ｇ Ｃ — ｌ ｉ ｆ ｅ冻结 另外 ， 当Ｔ Ｇ Ｃ侧内部网络 程Ｌ ｆ １ 可 ｆ 发 起通 信 某一控制 器故障时 ．通 讯模件会将 陔控 制 器对应信 号的质量判断 位 １ ． ２ 过 程 建 立 ｆ Ｎ Ｔ ） 黄为 １ ： Ｔ Ｇ Ｃ侧 的网关站 Ｌ ｊ 通讯模 件连接 中断 ． 网关站会会将 ｒ ｒ （ ； （ ｊ Ｉ ） Ｃ Ｓ通 建立采 刖平行冗余 的以太网连接 ．通汛结构图 所有信 号的质量判断位（ Ｎ ｎ置为 １ 、 如罔 ｌ 所 爪 ２ ２． ２ Ｉ ） Ｃ Ｓ侧， 兀余通讯方式 Ｄ Ｃ Ｓ内部 机 制 如 图 ２所 尔
CPR1000核电站TG控制系统与DCS网络通讯故障分析
CPR1000核电站TG控制系统与DCS网络通讯故障分析作者：李宁张敏王秀秀来源：《科技视界》 2014年第18期李宁张敏王秀秀（辽宁红沿河核电有限公司，辽宁大连 116001）【摘要】本文对国内在建CPR1000核电站调试过程中发现的TGC（汽轮机控制、保护系统）与DCS（数字化控制系统）网络通讯模件冗余切换问题进行了分析和研究，避免影响机组控制状态，确保了机组的长期安全稳定运行。
【关键词】TGC系统；DCS系统；冗余；分析0 引言目前，国内在建CPR1000核电站TGC基本采用法国ALSTOM的P320 V2+控制系统。
TGC系统通过两套通讯模件（L101、L101_S）、两台光电以太网转换器（S8000）及两台就地操作员站（即网关站C10-1、C10-2）与DCS进行网络通讯，以实现汽轮机控制及保护功能在DCS操作员站进行显示和操作。
因此TGC与DCS网络通讯正常与否对汽轮机正常运行有直接影响，在机组安全运行过程中具有重要意义。
1 通讯协议及过程建立1.1通讯协议TGC与DCS采用IEC60870-5-104通讯协议，用于适应和引导电力系统调度自动化的发展，规范调度自动化及远动设备的技术性能。
该协议采用标准传输协议子集的IEC 60870-5-101的网络访问，将IEC 60870-5-101标准用于TCP／IP网络，通过以太数据网实现TCP客户端DCS 侧控制站和TCP服务器端TGC侧被控站的通信，通信过程中可互发起通信。
1.2 过程建立TGC与DCS通讯建立采用平行冗余的以太网连接，通讯结构图如图1所示。
根据TCP／IP协议连接方式充分保障了上述通讯的可靠性。
TGC侧被控站和DCS侧控制站双方都使用固定的TCP端口号，每一个TCP地址由一个IP地址和一个端口号组成，作为连接判断的依据和激活数据传输。
2 TGC和DCS冗余通讯方案分析2.1 冗余方案关注点正常工况下，因故障导致DCS或TGC发生通讯模件冗余切换，在无扰切换后仍能保证指令下传和数据上传功能，要关注如下几点：2.1.1 可能引起DCS侧主从通讯模件的切换；2.1.2 可能引起TGC侧主从通讯模件的切换；2.1.3 可能引起操作权限的切换（Remote模式：在主控室通过HMI进行操作；local模式：在就地机柜侧进行操作）。
核电厂安全级DCS系统信息安全设计研究
核电厂安全级 DCS 系统信息安全设计研究发布时间：2023-03-08T01:54:41.911Z 来源：《当代电力文化》2022年20期作者：信宏伟付宇[导读] 本文主要为了提升核电厂安全级DCS系统的信息安全性，设计研发一种基于网关，信宏伟付宇海南核电有限公司海南昌江 572733摘要：本文主要为了提升核电厂安全级DCS系统的信息安全性，设计研发一种基于网关，并且集访问控制、完整性校验、入侵检测和安全报警为一体的安全防护系统，由此使得核电厂的DCS系统信息安全性能能够得到优化提升，进而为确保核电厂稳定运行奠定良好基础。
关键词：核电厂；安全级；DCS系统；信息安全设计1 引言随着我国核电事业的不断发展，核电厂规模也在逐年扩大，为了能够保证核电厂机组能够顺利投入运行，则必须要保障核安全以及确保核电厂机组运行稳定。
其中，核电厂 DCS系统是保障核电厂机组安全稳定运行的重要基础设施，然而在现阶段的 DCS系统中出现了很多不同类型的安全问题。
例如，由于系统网络中存在大量冗余信息和设备故障的可能性，则容易导致网络故障以及数据丢失等现象发生。
此外，由于 DCS系统中可能会出现大量的设备以及软件问题导致无法进行正常运行，进而影响到核电厂机组稳定运转。
因此，为了能够保障核安全和确保机组稳定运行，则必须要对 DCS系统内部所存在的各种安全问题进行有效预防和处理，以下将对核电厂安全级DCS系统信息安全设计进行分析：2 NASPIC网关NASPIC网关是一个基于 Linux的虚拟机软件，能够对整个安全级 DCS系统进行实时监控，在此基础上可结合多种功能模块如防火墙、入侵检测以及报警等，实现对系统的实时监控。
NASPIC网关主要实现了安全防护和数据加密功能，通过 NASPIC网关应用软件进行配置和管理。
其主要涵盖以下方面功能：2.1 安全防护功能1）在系统运行过程中，对服务器进行审计；2）在登录或操作时进行验证；3）对数据库信息及用户信息的保护。
CPR1000核电站NC-DCS平台数据库管理与创新
（ 中广核 工程 有限公 司 ， 广 东 深圳 ５ １ ８ １ ２ ４ ）
摘
要： 在充分 消化 、 吸收引进数字化仪控系统和参考 电站调试经验 的基础上 ， 分 析了国内生产 的 Ｈ Ｏ Ｌ Ｌ Ｉ Ａ Ｓ — ＭＡ Ｃ Ｓ Ｖ Ｉ 软件在
ｉ ｎ Ｈ ｏ ｎ ｇ ｙ ａ ｎ ｈ ｅ ｐ ｒ ｏ ｊ ｅ ｃ ｔ ，ｉ ｔ ｉ ｓ ｐ ｒ ｏ ｖ ｅ ｄ ｔ ｈ ａ ｔ ｔ ｈ ｅ ｄ ａ ｔ ａ ｂ ａ ｓ ｅ ｍ ａ ｎ ａ ｇ ｅ ｍｅ ｎ ｔ ｍｏ ｄ ｅ ｐ ｒ ｏ ｐ ｏ ｓ ｅ ｄ ｉ ｎ ｔ ｈ ｉ ｓ ｐ ａ ｐ ｅ ｒ ，ｗ ｈ ｉ ｃ ｈ ｉ ｓ ｆ ｅ ａ ｓ ｉ ｂ ｌ ｅ
核 电机组 的非安全级 Ｄ Ｃ Ｓ 平 台的工作性能 ， 并对其管理等方面进行 了总结 、 优化 和创新 ， 探索 了数据库 管理模式 和风 险控制
方法 。通过在红沿河等项 目上 的应用和实践 ， 验证了本文提出的数据 库管理 办法可行 、 有效 ， 同时为 Ｃ Ｐ Ｒ １ ０ ０ ０系列核 电机组
Ｒｅ ｓ ｅ ａ ｒ ｃ ｈ ａ ｎｄ ｉ ｎ ｎｏ ｖ ａ ｔ ｉ ｏ ｎ ０ ｆ ＮＣ —ＤＣＳ ｐ ｌ ａ ｔ ｆ ｏ ｒ ｍ ｄａ ｔ ａ ｂ ａ ｓ ｅ
ｍａ ｎａ ｇ ｅ ｍｅ ｎｔ ｆ ｏ ｒ ＣＰＲ１ ０ ０ ０ ｎ ｕｃ ｌ ｅ ａ ｒ ｐ ｏ ｗｅ ｒ ｓ ｔ ａ ｔ ｉ ｏ ｎ
Ｋｅ ｙ ｗｏ ｒ ｄｓ：ｎ ｕ ｃ ｔ ａ ｌ ｃ ｏ ｎ ｔ ｒ ｏ ｌ ｓ ｙ ｓ ｔ ｅ ｍ ｄ ｅ ｂ ｕｇ ｇ ｉ ｎ ｇ；ｄ ａ ｔ ａ ｂ ａ ｓ ｅ ｍａ ｎ ａ ｇ ｅ ｍｅ ｎ ｔ
Ｆ ＡＮＧ Ｊ ｕ ｎ，Ｗ ＡＮ Ｇ Ｘｉ ａ ｏ ｙ ｕ，Ｓ ＵＮ Ｇｕ ｏ ｍｉ ｎ ｇ ，Ｓ ＯＮＧ Ｚ ｉ ｌ ｏ ｎ ｇ
CP1000核电厂全范模拟机中DCSFSS接口软件的设计与实现
Nuclear Science and Technology 核科学与技术, 2019, 7(3), 78-82Published Online July 2019 in Hans. /journal/nsthttps:///10.12677/nst.2019.73011The Design and Implementation of Interface Software in CP1000 Nuclear Power PlantFull Scope SimulatorFei Li, Xueyan Hou, Kan Zhang, Binyue YuChina Nuclear Power Operation Technology Corporation, LTD., Wuhan HubeiReceived: June 17th, 2019; accepted: July 2nd, 2019; published: July 9th, 2019AbstractSince DCS technology is going to become more mature in Chinese Nuclear Power Plants (NPP), with this advanced simulation DCS technology in FSS, we can implement some support functions, such as V & V in Plant DCS, optimization HMI, configuration of logic in Level 1 and Level 2. The CP1000 FSS used FSIMPlus + TRISIMPlus + ADACS_N DCS simulation system. This report describes the design and realization scheme of DCSFSS interface software. In the development process, the method of object-oriented modeling and modular program design was adopted. Using API and Socket network communication, other technologies were used to realize Simulator Control Functions and data transfer between RINSIM simulation platform and DCSFSS.KeywordsFSS, DCSFSS, Stimulation, IPSCOM, HMICP1000核电厂全范模拟机中DCSFSS接口软件的设计与实现李飞，侯雪燕，张侃，于宾跃中核武汉核电运行技术股份有限公司，湖北武汉收稿日期：2019年6月17日；录用日期：2019年7月2日；发布日期：2019年7月9日摘要数字化仪控系统DCS在我国的核电厂已成熟应用，采用这种先进的DCS仿真技术的全范围模拟机，能够李飞等实现对机组DCS系统进行功能验证、人机界面优化、一二层逻辑组态等技术支持功能。
CPR1000核电机组各类安注控制研究
CPR1000核电机组各类安注控制研究摘要：本文针对阳江核电厂事故规程中各类安注的控制做了简要介绍，分别对三类安注适用的情况、控制的风险以及控制的关键点进行了分析，对事故过程中安注的控制有一定的指导意义。
关键词：安注；风险；关键点1.引言安注主要有以下几种功能：用来向一回路补水，以重新建立稳压器水位；重新淹没并冷却堆芯，限制燃料元件温度的上升；补偿由于一回路冷却剂连续过冷而引起的正反应性，防止堆芯重返临界；在再循环注入阶段，低压安注泵从安全壳地坑吸水，安注在安全壳外的管段成为第三道屏障的一部分。
本文主要分析了事故过程中遇到的各类安注，根据事故SOP规程的理解，明确了不同类型的安注控制要点，对事故过程中安注的控制有一定的指导意义。
2.安注的信号和事故中的分类2.1安注信号主要有以下几点：a、稳压器压力低；b、两台蒸汽发生器蒸汽流量高且蒸汽管道压力低；c、两台蒸汽发生器蒸汽流量高且一回路平均温度低低；d、主蒸汽管道间压差高；e、安全壳压力高2；f、手动启动。
2.2安注在事故中主要分为以下三类1)误安注：安注的启动和前期运行是不符合机组控制需求的；2)多余安注：安注的启动和前期运行是符合机组控制需求的，但是安注运行到一定时间后，其存在不利于机组的控制；3)有用安注：安注对机组控制而言是必须的，需要采取一切手段保证它的有效性。
3.误安注的适用情况和控制误安注事故的主要风险在于，因为并不存在一回路失水或者收缩（即使主蒸汽隔离阀下游破口，随着主蒸汽阀的自动隔离动作冷却效应也很快失去了）如果安注停运不及时，稳压器水位将快速上涨直至满水位；进一步甚至造成稳压器安全阀的开启；更加严重的情况是，因为稳压器安全阀长期带水排放有发生卡座的风险，一旦发生将造成人为将“误安注”演变为“一回路破口事故”，使事故后果趋于复杂化。
触发误安注的情况主要由以下几点：1、误发信号造成安注；2、人为误操作造成安注；3、稳压器喷淋阀卡在开启位置无法关闭；4、主蒸汽隔离阀门下游蒸汽管道破口。
CPR1000核电厂安全级DCS研究
核电站控制系统 由安全级 Ｄ Ｓ 非安全级 Ｄ Ｓ 专用 Ｃ、 Ｃ、
控制系统等 ３ 部分构成 。核 电站控制系统设计应遵
循如下原则 ： 单一故 障、 多样性 、 独立性 、 冗余性等。 考
Ｆ Ｃ和 Ｓ Ｃ系统主要完成安全专设 功能 。 Ｃ Ａ Ｌ Ｃ ＭＳ主要完成堆
芯状态监视功 能 ． Ｓ Ｃ主要执行模 拟量部分 的 ｓ 而 Ｒ Ｒ功能和 部分手操功能。 ２１ Ｒ Ｃ系统设计 ． Ｐ
Ｍ ＥＬＴＡ Ｃ － ｐｌ Ｎ ｕ￥ Ｈ Ｏ ＬＬＩ Ｓ Ｍ Ａ ＣＳ Ａ
１ 核 电站控 制 系统设计
虑 安 全 性 。核 岛 控制 系统 设 置 了部 分 硬 接 线 的 控 制 按钮 和显 示 仪 表 ， 全 保 护 系统 采 用 Ａ、 个 系列 ． 安 Ｂ２
设 计
目前新建的 Ｃ Ｒ ０ ０ 电仪控系统采用 日本三菱 电机和 Ｐ １０ 核
北京广利核联队提供的数字化仪控系统 Ｄ Ｓ Ｃ ，其中安全级 Ｄ Ｓ Ｃ
采用 日本三菱电机 的 ＭＬ Ｔ Ｃ系统 ， ＥＡ 非安全级 Ｄ Ｓ采用和利时 Ｃ
的 Ｈ Ｌ Ｉ ＳＮ系统。本文将对安全级 Ｄ Ｓ Ｏ ＬＡ － Ｃ 系统进行研究。
Ｓ ｉｎ ｅ ＆ Ｔｅ ｈ ｏ ｏ ｙ Ｖｉ ｏ ｃ ｃ ｅ ｃ ｎ ｌｇ ｓ年 ８ ０２ 月第 ２ 期 ４
Ｃ Ｒ１ ０ Ｐ ０ ０核 电厂安全 级 ＤＣ Ｓ研究
魏海 峰 （ 中广 核 阳江核 电有 限公 司 广 东 阳江
【 摘
５ ９４ ） ２ ９ １
要 】 前在建 Ｃ Ｒ Ｏ０ 电厂（ 目 Ｐ Ｉ０ 核 红沿河 、 宁德、 阳江、 防城港等） 控 系统采用 日 仪 本三菱 电机和北 京广利核 联队提供 的
压水堆CPR1000DCS系统设计
制系统的应用较少。
比如岭澳核电站采用的就是这种DCS 的控制，常规岛，然而秦山核电站是对循环冷却系统采用了这种分散控制系统改造。
未来在核电站系统设计上DCS是发展趋势，能够有效提升核电站的自动化运行水平。
1 概述■1.1 核电站 DCS 控制系统设计目前核电站在控制系统上采取的是安全级别的分散控制系统，非安全级别的分散控制系统以及专用的控制系统，由这三部分共同构成的，核电站的控制系统在设计过程中需要遵循重要性，独立性，单一故障等原则，由于考虑核电站控制系统的安全性能，因此在核岛系统控制上，有硬接线控制按钮以及显示仪表，该保护系统采用了a、b系列四个保护通道，并能够分别执行四取二的编辑逻辑。
核电站控制系统其具有多样性和冗余性，能够确保核电站实现安全保障。
在多样性设计上，控制回路采用的是模拟仪表，就地显示仪以及智能化仪表，能够对多种仪表通过读数，及时排查，在运行过程中出现的故障问题，在控制系统中，一些比较容易出现故障的部分，或者对系统运行具有十分重要的部分和现场设备影响的部分都采用了这种冗余性的设计，主要体现于在双电源回路实现冗余供电，在一些重要的控制电路中也采用这种贮存卡冗余设计的方式，在操作员网站工程师网站控制站采用冗余设计。
■1.2 核电站控制系统设计核电站压力堆CPR1100分散控制系统是由两个子系统共同构成的，分别是安全级和非安全级系统，其中安全级采用的是三菱公司所发明的R3系统，在非安全级上采用的是国产和利时公司所采用的6系统。
前者能够完成和安全级别控制，比如反应堆的跳闸保护，专设安全设施驱动，事后故障检测等，而后者主要用于核岛常规岛，一些非安全级别专设安全设施启动柜，安全逻辑机柜，多样性驱动系统以及相关操作工作人员的软件操作。
2 RPC 设计从RPC的设计上来看，每个通道包括两个处理器，每个处理器存在冗余设置，每个通道能够通过传感器信号输入，实现运算所产生的信号，能够被送到其他通道和安全设施驱动系统中，每个通道通过接送和信号出发，采取四取二的逻辑表决，产生反应堆的跳闸信号而反应堆跳闸能够分配在不同通道的两个处理器中，以满足多样化的参数需求，每组所输出的信号通过输出信号到相应的停堆断路器中，在该系统中有八个停堆断路器，再次进行四取二的编辑表决，进而能够完成跳堆跳闸的功能。
CPR1000压水堆核电站稳压器制造质量控制浅析
本三菱等公 司拥有着 国际一流的核 电产品制造技 术，稳压器的制造在这些公司已相当成熟 ，其检查
２４
封头 ，中间简身 （ 包括三段筒节 ） ，喷淋管、人孔、
下部加 热器 及裙座 和其 它接 管组成 。其 中 ，上 封头
熹ｉ 霸 麓ｍ 核技 ｉ、 ｏ ０ 电术 ｝ 连 三驯 《 蘸２１ ｝ ｆ￡ ０ ； ／ 二Ｊ 三 ２ 二 ｜ ＿ 二
关键工序 。由于稳压器产品要求 的精度高 ， 在生产
中容 易 出现 问题 ，其关 键工 艺 如下 ： １ ）内壁 的大 面 积 堆焊 。整 个 焊 接过 程 由全 自 动程 序控 制 如下 。
关 检验和 尺寸检测工艺 ， 将各关键 工序在质量计 划上 体 现并编制 专用 的检 测工艺进行 明确并细化 ， 明确控 制 要求 ， 对这些关键 工序设 置见证点或停 止点 ， 并 然 后 对控制方 法进行研究 并形成详 细 的文件 。 体的操 具 作 上 我们 主要 从检 测手 段上 来保 证控 制 的准确性 和
封 难度 很大 。
管 。下 封 头组 件上 布置 有 １个 脉动 管 和 ６ ３根 加热 器 ， 根加 热器 功 率为 ２ ｋ ３０ 每 ４ Ｗ／８Ｖ，共 计 １ １ｋ 。 ５ ２Ｗ
７）下封 头 和上 、下支 撑板 上开 ６ ３只 电加 热管 孔 。孑 同心 度要 求高 ，且 须外 协加 工 ，质量控 制存 Ｌ
力 变化 。 总之 ， 如果 用 电加 热器 加热稳 压器 中 的水 ，
水 将汽化 而使压力 增加 。如果用来 自一 回路 的温度 较低 的冷却 剂从稳 压器 上部 喷淋 ，蒸汽将 出现 部分
冷凝 ，从 而压力 下 降。这就是 用 电加 热器 和喷淋 器 调节稳压 器压力 的原理 。国内在 １￣ ＭＷ 压水 堆核 ０
阐述核电厂模拟机DCS仿真技术
阐述核电厂模拟机DCS仿真技术目前，我国核电站的发展堆型是以百万级大机组为主，无论是以M310为基础改进形成的二代半压水堆CPR1000及CP1000，还是直接引进了三代堆技术AP1000和EPR，这四种堆型在国内都有项目在实施，而且会成为我国一定时间内的主流堆型。
这些大机组的特点是都实施了数字化仪控系统，提高了机组生产的安全性和可靠性。
作为核电站的重要培训设施，数字化模拟机在操纵员的培训和取证考试以及真实DCS系统调试与优化方面发挥着十分重要的作用。
这样一来，如何从性能、成本等多方面因素综合考虑仿真方案开发数字化模拟机成为电站模拟机维护人员关注的重点。
1 DCS仿真的实现方式与常规硬盘台模拟机不同，数字化仪控模拟机（DCSFSS）设计开发时不仅要考虑电厂工艺系统的模拟，还要考虑DCS在全范围模拟机中的实现方案，目前核电站模拟机DCS仿真主要有三种形式：纯模拟（Simulation）、虚拟实物模拟（Emulation）、实物模拟（Stimulation）。
1.1 纯模拟（Simulation）纯模拟，使用模拟机开发环境下的建模技术来复现参考机组的系统或子系统。
被仿真的系统的性能和逼真度满足基于参考机组设计和运行数据而规定的功能和运行限定。
纯模拟仿真机的实现方式主要有两种：一种是由DCS仿真开发商使用仿真平台下的建模软件，根据真实机组DCS组态资料（I/O清册、控制逻辑以及HMI人机接口图形界面等）重新开发组态数据供模拟机使用，这一过程包括仿真DCS部件库的建立、控制逻辑程序的编制、图形界面的绘制及动态定义等几个步骤。
另一种是DCS仿真开发商利用成熟的工程翻译软件将真实机组DCS 的组态数据翻译成可供模拟机使用的数据后，再与工艺系统的仿真模型进行集成。
而前一种方式生成的仿真DCS软件其可逼真度相对较低，且前期开发时间较长，一般不建议考虑用该方式进行纯模拟DCS仿真机的开发。
1.2 实物模拟（Stimulation）实物模拟，在模拟机中使用电站的真实系统或子系统的真实硬件和软件来复现参考机组的相应系统或子系统。
核电厂安全级DCS在研制过程中的质量管理
核电厂安全级DCS在研制过程中的质量管理核电厂作为重要的能源生产基地，对于安全和可靠性要求非常高。
在核电厂的运营过程中，核电厂安全级DCS（数字控制系统）起着非常重要的作用，它承担着监控和控制核电厂运行的重要任务。
而在核电厂安全级DCS的研制过程中，质量管理是至关重要的一环。
下面就详细介绍一下核电厂安全级DCS在研制过程中的质量管理。
一、研制过程中的质量管理概述核电厂安全级DCS的研制过程是一个复杂的系统工程，需要多个专业领域的知识和技术的综合应用。
在研制过程中，质量管理是保证产品质量的一个重要环节。
质量管理包括质量策划、质量控制、质量保证等多个方面，通过科学的管理方法和有效的控制手段，确保产品符合设计要求和客户需求。
1.1 质量策划质量策划是在研制过程中明确质量目标、质量标准、质量控制点和质量保证措施的过程。
在制定质量策划时，需要根据产品的特性和要求，确定相应的质量目标和质量标准，并制定相应的实施方案和措施。
在核电厂安全级DCS的研制过程中，需要明确系统的安全性能指标、可靠性指标、稳定性指标等，通过技术手段和管理措施，确保产品达到相应的质量标准。
质量控制是在研制过程中采取各种技术手段和管理措施，对产品的各个环节和过程进行控制，确保产品的质量符合要求。
在核电厂安全级DCS的研制过程中，需要采用严格的质量控制手段，包括工艺控制、测试检验、过程监控等各种手段，对设备的设计、制造、调试等环节进行全面、系统的控制，避免质量问题在产品研制过程中被放大。
二、质量管理的关键问题2.1 人员素质2.2 设备设施在核电厂安全级DCS的研制过程中，需要配备先进的设备和设施，确保产品的制造和测试能够符合要求。
需要建立相应的设备维护和管理制度，确保设备设施的正常运行和有效使用。
2.3 质量体系在核电厂安全级DCS的研制过程中，需要建立科学的质量管理体系，明确质量管理的组织结构、职责分工和工作流程，确保质量管理的有效实施。
CPR1000安全级DCS模拟量卡件超量程设置方案分析
CPR1000安全级DCS模拟量卡件超量程设置方案分析董伟鹤;钟立平;熊科;陈良;王刚;肖双;王强
【期刊名称】《自动化博览》
【年(卷),期】2012()S1
【摘要】根据就地仪表特性和CPR1000安全级DCS平台软硬件特性,给出了CPR1000安全级DCS对模拟量采集信号超量程设定的基本原则,分析了超量程故障不信赖的判定原理,对用于P12降级逻辑的热电阻信号进行了超量程设定功能分析,采用实验的方法给出CPR1000安全级DCS平台内对这种热电阻信号采集卡件进行超量程设定的原则。
【总页数】3页(P63-65)
【关键词】CPR1000;安全级DCS;热电阻;超量程
【作者】董伟鹤;钟立平;熊科;陈良;王刚;肖双;王强
【作者单位】中广核工程有限公司
【正文语种】中文
【中图分类】TP1
【相关文献】
1.CPR1000核电厂核级DCS平台缺省值实现方案研究 [J], 王少威;李公杰;孙伟;田勇
2.CPR1000项目DCS模拟量信号失效分析与优化 [J], 方军
3.CPR1000核电站安全级DCS冗余DO配置单一故障分析 [J], 董伟鹤;张岚;逄魁
建;熊科;陈良;王刚;王强;肖双
4.在DCS组态中实现模拟量量程调整——基于和利时MACSV系统实现量程调整[J], 张冬妍;孙云伟;施海东
5.DCS高精度模拟量4～20mA输出卡件设计 [J], 胡义武;徐坤
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CPR1000 机组安全注入系统逆止阀密封性不严处理方法研究与实践
1引言中国改进型百万千瓦级压水堆（CPR1000）核电机组安全注入系统（RIS）逆止阀严密性直接关系着一回路压力边界的完整性，为确保机组正常运行期间一回路压力边界的完整性，在机组上行期间要通过定期试验来确认安注管线下游逆止阀的密封性[1]，但在CPR1000机组进行试验时出现因逆止阀阀瓣上存在杂质导致阀门关闭不严的情况，如果对阀门进行解体检查、阀瓣和阀座研磨，机组需后撤到重新卸料并将一回路排空，给机组控制带来额外的控制风险，同时若阀门本身不存在机械异常，解体检查时将无法发现设备问题，增加了工作量、维修剂量和工作风险，且延缓大修工期，提高了机组发电成本，经细致研究和历史工作经验验证，可通过非解体的处理方法解决该问题，本文对该类解决方法进行分析和探讨，以便同类问题出现时，可进行参考借鉴。
2逆止阀密封性试验原理及步骤2.1试验原理安注管线逆止阀的密封性试验原理、计算方法及验收准则如下：①试验压差下“观察到的泄漏”通过适当的计算推算出运行最大压差下的泄漏率。
Q f=Q tΔP f/ΔP t√式中：Q f为在ΔP f下的泄漏率；Q t为在ΔP t下的泄漏率；ΔP f为运行压差，bar；ΔP t为试验压差，bar；②使用计算每次试验期间每组升压的方法计算阀门泄漏率是否满足允许的泄漏率。
基于水的可压缩性，通过试验压力表所记录的压力上CPR1000机组安全注入系统逆止阀密封性不严处理方法研究与实践Research and Practice of the Treatment for the Non Tight Sealing of theCheck Valve in the Safety Injection System of CPR1000Unit蔡浪飞（大亚湾核电运营管理有限责任公司，广东深圳518124）CAI Lang-fei(Daya Bay Nuclear Power Operations and Mangement CO.Ltd.,Shenzhen518124,China)【摘要】中国改进型百万千瓦级压水堆（CPR1000）核电机组的安全注入系统（RIS）逆止阀试验时出现因阀瓣存在杂质导致阀门关闭不严的情况，如果对阀门进行解体处理，需进行机组状态后撤到重新卸料并将一回路排空，给机组带来额外的控制风险。
ACPR1000核电站安全级DCS模拟量输入信号故障诊断及处理
仪器仪表用户 INSTRUMENTATION
Vol.27 2020 No.4
ACPR1000核电站安全级DCS模拟量输入信号 故障诊断及处理
赵岩峰1,2，周 亮2
（1.上海交通大学 自动化系，上海 200030；2.深圳中广核工程设计有限公司，广东 深圳 518100）
Class DCS in Nuclear Power Plant
Zhao Yanfeng1,2，Zhou Liang2 （1. Department of Automation, Shanghai Jiao Tong University, Shanghai,200030, China； 2. China Nuclear Power Design Co., Ltd.,(Shenzhen), Guangdong, Shenzhen, 518100, China）
Key words：IO failure；self-diagnosis；default value
收稿日期：2020-01-15 作者简介：赵岩峰（1980-），男，山西运城人，本科，工程师，仪控总体设计师，研究方向：仪控总体设计。
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摘 要 ：随着数字化仪控系统在核电站中的应用，输入输出信号也被大量用于安全级系统中，为了提高核电站的安 全性和可用性，对输入输出信号的故障诊断变得尤为重要。根据 ACPR1000 核电站安全级 DCS 的模拟量输入信号 的失效模式，给出了模拟量输入信号故障诊断方式，并根据模拟量输入信号的用途分别确定了故障信号的处理方式 和传递方式，同时根据模拟量输入信号的故障物理特性，分析识别出信号故障后的缺省值处理方法，通过模拟量信 号故障诊断及处理的研究，避免在机组运行过程中由于模拟量输入通道的故障对机组产生扰动，通过增加超速判断 环节，能够及时提取有效值，避免模拟量输入通道故障时处理逻辑带来额外的扰动，同时将相关的质量位状态通过 画面提醒操纵员和维修人员，大大提高了机组的安全性和可用性。
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2012 年 8 月第 24 期
ＣＰＲ１０００ 核电厂安全级 ＤＣＳ 研究
魏海峰 （中广核阳江核电有限公司 广东 阳江 529941）
【摘 要】目前在建 CPR1000 核电厂(红沿河、宁德、阳江、防城港等)仪控系统采用日本三菱电机和 北 京 广 利 核 联 队 提 供 的 数字化仪控系统 DCS，其中安全级 DCS 采用日本三菱电机的 MLETAC 系统，非安全级 DCS 采用和利时的 HOLLIAS-N 系统。安 全级 DCS 系统设计遵循单一故障、多样性、独立性、冗余性等原则，本文将对安全级 DCS 进行介绍。
2 CPR1000 核电站安全级 DCS 控制系统
设计 目前新建的 CPR1000 核电仪控系统采用日本三菱电机和
北京广利核联队提供的数字化仪控系统 DCS， 其中安全级 DCS 采用日本三菱电机的 MLETAC 系统，非安全级 DCS 采用和利时 的 HOLLIAS-N 系统。 本文将对安全级 DCS 系统进行研究。
ESFAC 执 行 从 RPC 和 ECP 上 传 来 的 逻 辑 信 号 ，并 进 行 4 取 2 表 决 逻 辑 ， 将 处 理 结 果 传 输 到 SLC 作 为 LEVEL 0 层 的 控 制 信 号 。 专 设 安 全 设 施 驱 动 柜 ESF 采 用 了 A/B 两 列 的 设 置 ，并 且 每 一 列 采 用 了 各 四 个 机 柜 。 ESFAC 主 要 执 行 以 下 功 能 ：（1）接 受 RPC 机 柜 来 的 阈 值 计 算 结 果 ，执 行 2/4 表 决 逻 辑 计 算 ，以 及 ECP 来 的 系 统 级 手 动 专 设 驱 动 指 令 ，并 输 出 系 统 级 自 动 专 设 驱 动 信 号 给 SLC 机 柜 ；（2）ESFAC 中 的 自 动 试 验 子 系 统 实 现 ESAFC 和 SLC 的 定 期 试 验 功 能 ； （3）ESFAC 中 的 通 讯 子 系 统 实 现 安 全 总 线 （safety bus）和 安 全 系 统 总 线 （safety system bus）之 间 的 接 口 ，以 及 RPC 与 安 全 总 线 的 接 口 功 能 ；（4）KIC/BUP/RSS 模 式 切 换 的 逻 辑 在 ESF 子 系 统中实现。 2.3 SLC 安全逻辑系统设计
Science & Technology Vision
科技视界
能源科技
RPC 系统是由四个通道组成，每个通道 从 现 场 的 传 感 器 接受输入信号。 每个通道分为两个子组，每个子组的 CPU 是 主备冗余的结构。 RPC 系统的每个通道与其它三个通道以及 ESFAC 采用 Data-Link 的通讯方式 ， 与 P-VDU、NC-DCS 是 通 过 Safety System VDU- 显 示 装 置 RPC- 反 应 堆 保 护 系 统 ESFAC - 专 设 安 全 设 施 SLC - 逻 辑 控 制 柜 OPS - 操 作 员 站 GW-网关 RSS-停堆系统 TSC-汽机压力控制 NI-核岛 CI-常 规 岛 FCS-现 场 控 制 站 RGL-控 制 棒 驱 动 系 统 TG-汽 轮 机 控 制系统 CCMS-堆芯冷却监测系统 SFOC-安 全 级 显 示 单 元 驱 动 Bus 进行通讯的。RPC 系统采用单 I/O 结构，但其采用的是 冗余供电结构。RPC 系统 CPU 的运行周期为 25ms。 停堆信号 触发的响应时间要求小于 150ms。 RPC 系统的主要功能为执 行停堆保护功能，及其辅助的安全专设信号处理功能。 具体 的功能描述如下：（1） 每个通道分别对现场输入信号进行阈 值处理，然后发送给其它通道执行停堆逻辑 ；（2）将停堆保护 功能分配到两个子组； 每个通道从其它通道接收保护信号， 然 后 执 行 2/4 逻 辑 ，产 生 停 堆 信 号 ；（3）每 个 通 道 产 生 的 安 全 专设信号通过 Data-Link 发送给 ESFAC；（4）每个通道的过程 参数以及报警需要送到 主 控 室 以 及 PAMS 系 统 进 行 监 视 的 ， 它们是通过 Safety System Bus 进行通讯的；（5）每个通道具有 通道旁通以及保护参数旁通的功能，这些旁通参数要发送给 其它通道以及主控室。
SLC 通 过 安 全 总 线 接 收 来 自 ESFAC 的 专 设 设 备 信 号 与 S-VDU 的 手 操 信 号 ，同 时 也 接 收 其 他 数 字 化 控 制 系 统 （包 括 控制室手动命令）， 完成设备级的逻辑处理后并将这些信号
进行处理后驱动现场执行机构；同时 SLC 将现场设备的状态 反 馈 信 息 通 过 安 全 总 线 或 者 是 硬 接 线 送 给 S-VDU 或 者 是 BUP 进行指示。
图 1 阳江核电厂 DCS 控制系统简图
Байду номын сангаас
作 者 简 介 ：魏 海 峰 （1983 — ）， 男 ，工 程 师 ，工 作 于 中 广 核 阳 江 核 电 有 限 公 司 ，从 事 核 电 站 运 行 。 SCIENCE & TECHNOLOGY VISION 科技视界 295
2012 年 8 月第 24 期
CCMS 系统的主要功能是在事故发生时测量反应堆的温 度并检测反应堆的状态。
CCMS 分 A/B 列 各 有 1 个 机 柜 组 成 ， 其 CPU 为 主 从 冗 余 方 式 ，运 算 定 周 期 为 100ms。 主 要 用 于 计 算 堆 芯 温 度 以 及 堆 芯 压 力 容 器 的 液 位 ，具 体 功 能 的 描 述 如 下 ：（1）通 过 测 量 的一回路压力、安全壳压力、反应堆压力容器液位、一回路 冷却剂泵状态及堆芯温度来计算一回路饱和温度及反应堆 压 力 容 器 液 位 ；（2）输 入 过 程 信 号 并 将 这 些 信 号 和 报 警 信 号 通 过 安 全 总 线 （Safety Bus） 传 输 给 COM 机 柜 ，COM 机 柜 再 将 上 述 信 号 通 过 安 全 系 统 总 线 （Safety system BUS） 传 输 给 NC-DCS；（3）通 过 安 全 （Safety Bus）总 线 ，接 收 来 自 SFOC 的 mode switching signal； （4） 通 过 安 全 总 线 （Safety Bus） 将 CCMS 本 身 的 故 障 信 号 传 输 给 COM，COM 机 柜 再 将 该 信 号 通 过 安 全 系 统 总 线 （Safety system BUS）传 输 给 NC-DCS；（5） 通 过 安 全 总 线 （Safety Bus）和 硬 接 线 ，接 收 来 自 COM 的 RPC 的 数 字 显 示 信 号 并 输 出 到 BUP 上 ；（6）CCMS A、B 列 的 数 据 通 过 Datalink 进 行 交 换 和 比 较 ；（7） CCMS B 列 还 执 行 B 列 的 SR 级 功 能 。 2.5 SRC 系统功能
安 全 级 DCS 主 要 是 由 RPC，ESFAC，SLC，ARC，CCMS 以 及 SRC 等系统组成。 RPC 系统主 要 完 成 停 堆 保 护 功 能 ，ESFAC 和 SLC 系 统 主 要 完 成 安 全 专 设 功 能 ，CCMS 主 要 完 成 堆 芯状态监视 功 能 ，而 SRC 主 要 执 行 模 拟 量 部 分 的 SR 功 能 和 部分手操功能。 2.1 RPC 系统设计
【关键词】CPR1000 核电厂；安全级 DCS；数字化仪控；系统设计 The Research of Safety DCS for CPR1000 Nuclear Power Plant WEI Hai-feng
(Yangjiang Nuclear Power Co., Ltd., Yangjiang Guangdong, 529941) 【Abstract】Digital I&C system in CPR1000 （Hongyanhe/Ningde/Yangjiang/Fangchenggang）nuclear power plant is provided by joint design team which is composed of Mitsubishi in Japan and CTEC in Beijing .The safety DCS is used of MELTAC-N plus R3 system for Mitsubishi. The NC-DCS is used of HOLLIAS-N system in CTEC. The safety DCS is following the rules: a single fault, diversity, Independence, Redundancy. The article will describe the safety DCS. 【Key words】CPR1000 nuclear power plant; Safety DCS; Digital I&C; System design
SLC 主要实现安全级设备部件级控制，对应逻辑图中 1E 与 SR 功能分级的控制，其主要的功能如下：（1）实现 LEVEL0 与 DCS 信号接口；（2） 接收从 S－VDU 发出的指令；（3） 接收 ECP、BUP 等 硬 件 线 信 号 发 送 到 设 备 （通 过 PIF 卡 ）；（4）实 现 不 同 安 全 级 信 号 的 优 先 级 处 理 ； （5） 发 送 设 备 反 馈 信 号 到 COM；（6）发送设备故障信号至 COM。 2.4 CCMS 系统功能