核电站数字化仪控系统缺省值分析研究
核电厂数字化仪表与控制系统的应用现状与发展趋势
核电厂数字化仪表与控制系统的应用现状与发展趋势1. 引言1.1 背景介绍核电厂作为清洁能源的重要组成部分，在电力生产中起着至关重要的作用。
随着数字化技术的不断进步和应用，核电厂数字化仪表与控制系统也逐渐成为核电行业的研究热点。
数字化仪表与控制系统的应用可以提高核电厂的效率、安全性和可靠性，降低运营成本，实现智能化管理。
深入研究核电数字化仪表与控制系统的应用现状和发展趋势，对推动核电行业的发展具有重要意义。
在此背景下，本文旨在分析核电数字化仪表与控制系统的应用现状，探讨其发展趋势，探讨数字化技术对核电行业的影响，并提出面临的挑战和解决方法，为政府和企业提供参考，推动核电数字化技术的应用和发展。
1.2 问题提出核电厂数字化仪表与控制系统的应用现状与发展趋势引言：随着数字化技术的不断发展和应用，核电厂的数字化仪表与控制系统也日益受到关注。
当前在核电行业中仍存在一些问题和挑战，例如老旧设备的更新换代、数字化技术的推广应用等方面还存在一定的困难。
需要对核电厂数字化仪表与控制系统的应用现状进行深入研究，分析其发展趋势，以及数字化技术对核电行业的影响，以便为未来的发展提供科学的指导和建议。
1.3 研究目的研究目的是探讨核电厂数字化仪表与控制系统的应用现状及发展趋势，深入分析数字化技术对核电行业的影响，并提出未来发展中可能面临的挑战与解决方法。
通过对当前数字化技术在核电厂中的具体应用进行深入研究，旨在为核电厂数字化仪表与控制系统的未来发展方向提供指导，促进该领域的技术创新和进步。
本研究也旨在引导政府和企业共同努力推动核电数字化技术的应用，促进核电行业的可持续发展和提升。
通过对数字化技术在核电领域中的实际应用情况进行全面调研和分析，为未来核电数字化仪表与控制系统的普及和完善提供参考和建议，为核电行业的发展注入新的动力和活力。
2. 正文2.1 核电数字化仪表的应用现状核电数字化仪表是指采用先进的数字化技术和智能化系统，对核电厂内的各种参数进行监测、测量和控制，实现对核电厂运行状态全面了解和精准控制的设备。
核电仪控技术应用基本问题研究及对策分析
核电仪控技术应用基本问题研究及对策分析摘要：文章对核电厂数字化仪控系统的发展和应用展开研究，其主要目的在于了解当前核电厂数字化仪控系统的发展情况，以及具体的应用现状。
虽然在当前社会发展进程中我国仍属于发展中国家，但经济和文化的快速发展，使我国各行业均取得了不同的成就。
根据对核电厂数字化仪控系统的分析，能够了解到数字化仪控系统是核电厂发展中的核心部分，对核电厂的安全运行和发展，具有重要的作用。
关键词：核电仪控技术；基本问题；解决对策1核电仪控技术基本问题首先在理论研究上，传统核反应堆模型的数学表达建构复杂，认为计算机刚性处理难度较大，围绕这一问题，优化组合物理参数的所谓刚性问题，实际上就是反应堆数学模型中的物理参数匹配问题，适当的简化点堆模型，缩小物理特征参数值的差异性，降低避免误差的产生和影响，在微型计算机化等现代技术的发展下，对传统刚性问题进行再认识，是理论研究的一个重点。
其次，模型本身受到时间空间的反应性变化影响，若仅将数学近似纳入考虑范围，而忽视客观物理合理存在，过于简化模型虽然降低计算的繁琐程度和难度，但是模型的失真最终也会对设计施工造成极为不利的影响。
因此，验证仿真模型计算是不容忽视的重要理论组成。
值得注意的是，蒸汽发生器的水位测量得到的虚假水位持续增减变化，是客观存在的物理现象。
这一现象的基础是双相流特性，若忽视这一变化，会造成产气能力下降，出现自身不平衡情况。
物理客观研究中应避免主观印象的影响。
发挥核电站的自稳特性对于修正这一缺陷有着重要作用。
再者，核电自稳特性是一种反馈调节机制，在干扰较小时，在准确性的基础上，通过及时的反应变化，修正调整至平衡状态。
研究其适应范围和实际应用限制是十分必要的。
同时，在技术应用上，核电模型的多种仪控技术存在空间效应现象，影响了反应的直接测量。
因此，仪表通过数学建构推断其反应性，在限制的条件下，科学合理的分析并减少空间条件和时间条件为反应带来的影响。
但这一方法也存在使用的局限性，如在反应初始期，参数相关的核测量准确性较低，可信程度不高。
核电站数字化仪控系统的现状及改造分析
核电站数字化仪控系统的现状及改造分析摘要：核电厂老旧仪控系统的数字化改造已经成为趋势。
就数字化系统本身而言，在技术上没有明显的风险，与全新的核电厂相比，改造工作有众多的约束条件。
由于技术的进步和数字化仪控系统的广泛应用，已有改造指导对数字化技术本身的关注已经不再重要。
针对指导的关注点与现实脱节的情况，为了能够成功进行仪控系统的数字化改造，本文提出了改造的实施策略，分析了改造时必须关注的要素，给出了相应的建议。
关键词：核电厂；数字化仪控系统；发展；应用引言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、核电厂数字化仪控系统现状自现场总线技术出现以来，其被普遍用于工控领域，现今许多核电厂中应用的全数字控制系统都是在现场总线技术基础上建立的。
在工控领域，使用比较普遍的以太网技术基础上衍生而来的高可靠性的通信网络也越来越多，其网络拓扑结构中比较有代表性的包括网络型、总线型、星型、环型、树型。
在CPR1000核电厂仪控系统中，TXS和TXP系统的数据通信网络（以岭澳二期为例，主要包括基于PROFIBUS总线的SINECL2结构网络和由SINECH1构成的以太网。
TXS系统专用于核电厂的安全级仪控系统，基本适配各堆型核电厂。
TXP系统中的冗余结构主要为2个独立的耦合器，冗余总线连接耦合器，即使某个耦合器出现故障也不会造成连接的通信链路产生故障。
SINECH1这种开放式实时工业通信网络是西门子早期在以太网的基础上建立的，其采用的树形网络拓扑结构中带有耦合器，具有较强的实时性，并且为满足安全级标准，使用了环网设计，进一步增强了可靠性，最终形成SIMATICNET以太网结构。
核电厂数字化仪控系统的发展及应用分析
核电厂数字化仪控系统的发展及应用分析发布时间：2022-04-28T08:21:19.781Z 来源：《工程管理前沿》2022年第1月第1期作者：朱萍赵鲲鹏[导读] 仪表和控制系统是现代核电厂的重要组成内容，对核电厂稳定及安全运行有很大帮助朱萍赵鲲鹏中广核工程有限公司广东深圳 518000摘要：仪表和控制系统是现代核电厂的重要组成内容，对核电厂稳定及安全运行有很大帮助。
当前，随着科学技术发展速度的不断加快，核电厂数字化仪控系统的应用也越来越广泛，促进了核电厂各项工作的有序开展。
因此，为了可以保证核电厂长久发展，应该在综合现状的基础上，科学对这种模式加以利用，加强创新。
关键词：核电厂数字化仪控系统；发展；应用引言：近年来，我国综合国力明显提升，各行各业的发展速度也不断加快，尤其是核电厂。
在发展期间，数字化仪控系统是促进电厂稳定运行的关键因素，所以必须做好定期检查以及保养工作，以保证核电厂的发展进程能够良好推进。
但是，结合系统的实际运行现状来看，仍有部分人员不了解该系统，对操作流程掌握不规范，致使该系统在核电厂中的应用受到了很大局限。
对此，应该加强研究，深入分析，明确其未来发展模式，以保证可以为核电厂的长久发展提供依据。
1核电厂数字化仪控系统的应用特点和类型分析1.1 核电厂数字化仪控系统的应用特点核电厂数字化仪控系统在发展过程中主要经历了初创期、成长期和扩展期三个阶段，由于发展时间的不同，所以展现出来的特点也存在很大差异。
在初创期，该系统主要是对数据采集及整个过程加以管控，以单元的方式为主，对数据通道进行高速运转。
并且，在实际运行期间，硬件和软件的应用价值量较高，但在此过程中，标准性相对较低，不具备良好的开放性。
在成长期，主要以局域网络为主，能实现现场控制，可以有效管理，也可以实现网络连接。
在发展到扩展期时，系统主要以通信网络为主，整个运行过程十分平稳，开放性很强。
1.2 核电厂数字化仪控系统的应用类型（1）集散控制系统。
国内外核电仪控技术的现状和发展趋势分析
国内外核电仪控技术的现状和发展趋势分析目前，核电作为一种清洁、高效的能源形式，在全球范围内得到广泛应用和推广。
而仪控技术作为核电站运行中的关键环节，不仅决定着核电站的安全可靠性，同时也直接影响核电站的经济效益。
下面将从国内外核电仪控技术的现状和发展趋势进行分析。
首先，核电仪控技术的现状。
目前，国内外核电仪控技术都已经进入了数字化和智能化的时代。
在信息化技术的支持下，核电站的自动化水平得到了大幅提升，从而实现了全程的自动化控制和远程监控。
例如，国内的核电站已经引入了先进的数字化控制系统（DCS）和数字化仪表系统（DDS），通过自动化控制、故障诊断和业务管理功能，提高了核电站的运行效率和安全性。
而国外的核电站在仪控技术方面更加先进，例如美国的核电站普遍采用了先进的数字仪表和控制系统（EP&C），具备更高的可靠性、安全性和易用性。
其次，核电仪控技术的发展趋势。
随着科技的不断进步和应用的深入探索，核电仪控技术也将迎来更多的创新和发展。
一方面是数字化和智能化技术的应用。
未来的核电仪控系统将更加注重信息的高速传输和处理，通过物联网、云计算等技术实现多维度的实时监控和智能决策。
另一方面是安全性和可靠性的提高。
核电仪控技术将加强对核电站设备状态的监测和评估，及时预警和处理潜在的故障隐患，进一步提高核电站的安全性和可靠性。
再次，核电仪控技术的国内发展现状。
在我国核电仪控技术方面，虽然有了一定的进展，但与国外相比仍存在差距。
主要表现在以下几个方面：技术创新能力较弱，核电仪控技术仍以引进为主；核电仪控系统的数字化水平相对较低，自主控制与智能化程度有待提高；对于自主研发和本土化生产的支持不够，核电仪控系统主要仍依赖国外供应商。
最后，核电仪控技术的国内发展趋势。
在我国加大核电装机规模的背景下，核电仪控技术的发展任务也更加紧迫。
未来国内核电仪控技术的发展趋势将主要表现为：技术自主化程度提高，加强创新能力和自主研发能力；加强国内供应链建设，促进核电仪控系统的本土化生产；加强国际合作和技术引进，吸收国外先进技术，推动核电仪控技术的快速发展。
核电厂数字化仪控系统的发展及应用分析
核电厂数字化仪控系统的发展及应用分析摘要现阶段，随着我国社会主义市场经济的不断发展，我国各行各业都取得了不同的成绩。
核电厂数字化仪控系统是核电厂发展的重要部分，对核电厂的安全运转与发展产生着重要的作用。
文章简述了核电厂数字化仪控系统，阐释了核电厂数字化仪控系统的发展及应用情况。
关键词核电厂数字化仪控系统发展应用随着社会主义市场经济的蓬勃发展，我国的综合实力也得到了显著的提升，各个行业也在快速的发展。
在核电厂发展的过程中，数字化仪控系统在核电厂正常的运转过程中占据着重要的地位。
因此，加强对数字化仪控系统的定期检查，能够有效的促进核电厂的健康可持续发展。
一、简述核电厂数字化仪控系统（一）核电厂数字化仪控系统的含义核电厂数字化仪控系统是核电厂在发展过程中非常重要的部分，在核电厂的发展过程中占据了主要的位置。
在核电厂正常运转的过程中，数字化仪控系统主要是以一种系统的形式所存在。
数字化仪控系统是科学技术不断发展的新型产物，数字化仪控系统在使用的过程中主要是计算机以及通讯为重，是一种分布式的系统。
在核电厂中使用数字化仪控系统，主要是根据计算机、通信、控制以及显示等四种技术。
而这四种技术的使用主要是依据网络技术的支撑，达到新型技术的应用，而这些新型技术主要是智能警报技术、远程操控技术等。
只有把这些技术应用在核电厂数字化仪控系统中，才能够对数字化仪控系统进行充分的控制。
（二）核电厂数字化仪控系统的特征核电厂数字化仪控系统的发展阶段主要是三个阶段，初创阶段、成长阶段以及扩展阶段。
数字化仪控系统在发展过程中的不同阶段，具备不同的特征。
核电厂数字化仪控系统初创阶段的特征主要展现在数据的收集以及过程的管控中，主要是单元的形式，能够有效的实现数据的快速运转，在数据运转的过程中所使用的软件和硬件都是质量非常的，但是仍然缺乏标准性以及开放性。
核电厂数字化仪控系统成长阶段的特征主要展现在系统是以局域网为主，并且功能比较多，能够有效的对现场进行控制以及对系统进行管理等。
核电厂数字化仪表与控制系统的应用现状与发展趋势
核电厂数字化仪表与控制系统的应用现状与发展趋势核电厂数字化仪表与控制系统是指将传统的机械式、电子式仪器仪表与控制系统进行数字化改造，其中包括数字仪表、控制系统和人机界面等。
这一技术的应用对于提高核电厂的安全性、可靠性和经济性具有重要意义。
数字化仪表在核电厂的应用已经逐步普及。
数字化仪表的应用可以提高仪表的精度和稳定性，减少人为误差，提高工作效率。
数字化仪表还可以对监测数据进行传输和存储，方便数据分析和处理。
在新建核电厂中，数字化仪表已经成为主流。
核电厂控制系统的数字化改造也在不断进行。
数字化控制系统可以提高控制的精度和稳定性，减少人为误差，增强核电厂的安全性。
数字化控制系统还可以实现与其他系统的联网和数据共享，提高整个核电厂的运行效率。
在核电厂的扩建和升级改造中，数字化控制系统被广泛采用。
人机界面的数字化改造也在逐步推进。
人机界面是操作员与控制系统之间的接口，直接影响操作员对核电厂情况的掌握和决策的准确性。
数字化人机界面可以提供更直观、清晰的显示效果，方便操作员进行参数调整和故障诊断。
在核电厂中，数字化人机界面的应用也越来越广泛。
随着技术的不断进步和应用经验的积累，核电厂数字化仪表与控制系统的发展趋势主要有以下几个方面：一是系统集成化水平将进一步提高。
目前，核电厂中的数字化仪表、控制系统和人机界面往往独立存在，缺乏协同工作的能力。
未来，数字化仪表与控制系统的集成化水平将不断提高，实现数据的共享和协同处理，提高系统的整体性能。
二是智能化程度将进一步提高。
未来的核电厂数字化仪表与控制系统将具备更高的智能化水平，能够根据运行状况进行自主优化和调整。
人机界面将具备更高的智能化能力，能够根据操作员的习惯和喜好进行个性化定制，提高操作效率和工作满意度。
三是安全性将进一步提高。
核电厂数字化仪表与控制系统的应用需要具备高度的安全性和可靠性。
未来的发展趋势是通过加密、防护和安全监控等手段，提高系统的安全性。
数字化仪表与控制系统的应用还需要具备故障诊断和容错能力，及时发现和解决问题，保证核电厂的安全运行。
核电厂数字化仪表与控制系统的应用现状与发展趋势
核电厂数字化仪表与控制系统的应用现状与发展趋势核能发电作为我国当前最为新型的科学技术，为人类的生活提供了便利，基于此，本文对核电厂数字化仪表与控制系统进行分析，同时分析了核电厂数字化仪表与控制系统的应用现状及其发展趋势，以此推动核电厂健康稳定发展。
标签：核电厂;数字化仪表控制系统;应用现状;发展趋势0 前言传统的核电厂数值化仪表与控制系统为单机测控系统，逐渐发展转化为集散控制系统，在通信技术不断发展的背景下，核电厂逐渐应用数字化仪表与控制系统。
核电厂数字化仪表与控制系统的应用，为核电厂安全以及有效运行发挥十分重要的作用，真正实现核电厂可持续发展。
1 核电厂数字化仪表与控制系统概述核电厂数字化仪表与控制系统是指利用数字计算机技术通过完成自动控制、保护信息与信息显示，以及网络通信实现对核电厂的监测与控制功能的所有软件与硬件设备[1]。
核电厂数字化仪表与控制系统的主要功能分为两部分，包括信息处理与显示功能以及控制功能。
主要特点为可以实现核电厂信息管理、过程控制与复杂控制规律的综合控制。
核电厂数字化仪表与控制系统提供了一个集成的计算机系统，将信息、控制与监测功能覆盖在核电厂每个过程系统中。
核电厂数字化仪表与控制系统类型主要分为两种。
第一，集中性计算机控制系统。
这种系统的主要特点是可以实现集中显示操作，以及利用率高等，但是其网络控制、分散控制优点不能有效体现，造成其灵活性较差，扩展性不高。
第二，集散性计算机控制系统。
2 核电厂数字化仪表与控制系统的应用现状2.1 提供更加智能化的人机界面随着科学技术不断发展，我国核电厂建设程度逐渐加深，但在过去几十年中核电厂运行过程中发生各种事故，其主要原因是由于人为失误造成的。
著名的三哩岛事故以及切尔诺贝利事故经调查显示是由于人为失误导致事故发生的主要原因。
这就意味着，核电厂必须开展人机界面的重要改革。
随着核电厂应用数值化仪表与控制系统，真正提供更加智能化的人机界面，真正改变信号的显示内容与显示方式，同时有效避免控制室显示信号过多，且过于分散以及工作面过大的状况[2]。
核电厂数字化仪控系统的发展及应用分析
核电厂数字化仪控系统的发展及应用分析摘要：在核电厂快速发展的过程中，为了能够实现对核电厂的帮助，应该有效利用数字化仪控系统，从而能够在很大程度上协助核电厂的安全发展。
本文首先针对核电厂数字化仪控系统的特点、发展经历以及功能进行阐述，然后分析核电厂数字化仪控系统的应用，包括集散控制应用、模拟量仪表应用、现场总线控制应用以及通道自动化检测。
最后论述核电厂数字化仪控系统展望，旨在可以充分使用数字化仪控系统，实现核电厂的有序运行。
关键词：核电厂；数字化仪控系统；模拟量仪表引言：数字化仪控系统在核电厂运行的过程中具有非常重要的作用，能够对核电厂的运行信息进行掌握，从而可以了解核电厂运行情况，确保安全运行和检查工作的开展。
因此，工作人员需要深入了解数字化仪控系统的特点，从而能够通过多方面的使用，有效促进核电厂的安全发展。
1 核电厂数字化仪控系统概述1.1核电厂数字化仪控系统特点数字化仪控系统是核电厂日常运行工作中十分关键的系统，因为核电厂的工作是通过数字化仪控系统的人机交互模式进行监视和控制。
数字化仪控系统使用网络技术进行构建，也有多种科学技术的支持。
例如通过安装自动报警设备，如果核电厂出现问题，可以及时报警，做好维修工作，提高核电厂的管理效率。
数字化仪控系统具有人机交互功能，可以针对核电厂出现的故障情况进行显示和报警，从而提升维修人员的工作效率。
数字化仪控系统还具有网络监控的特点，能够对整个系统的运行情况进行实时显示和历史跟踪，并且利用通信设备进行相关信息的实时传输，系统能够进行分析并作出判断，为核电厂的稳定运行工作奠定基础。
此种系统的控制工作具有精确性的特点，提升整个系统的综合性能。
跟模拟盘设备进行对比，数字化控制系统能够减少电缆的使用数量，提高了数据传输的稳定性，还去除了一些冗余功能，提升系统的运行效率。
可以实现故障判断和系统自我诊断，方便数据的存储和处理，有利于后期的维护。
数字化仪控系统基础如图1所示：图1 数字化仪控系统1.2核电厂数字化仪控系统发展经历数字化仪控系统是核电厂内部的核心组成部分，可以有效提升核电厂的系统运行水平。
核电站数字化仪控系统设定值整定方法的研究
核电站数字化仪控系统设定值整定方法的研究方涛;陆道纲;马吉强;潘海波【摘要】At present, during the nuclear plant instrument and control system design, there is lack of a complete and practical method. In this article, based on relevant special standards and object to an actual plant, a applied set point adjusting method is introduced. The contents include a general all channel uncertainty calculation arithmetic, and several key terms solution. In particularly, at the end of the article, a case of Diversity Actual System is provided, and did the comparison with Protect Safety Monitor System.%针对目前核电站数字化仪控系统,缺少一套完整实用的整定值设定方法的现状.以相关专业标准为依据,以实际电站为对象,介绍了一套实用的设定值整定方法.内容包括一个通用的全通道不确定性计算方法,和几个关键项的解决方案.最后,给出了多样性系统的设定值整体方法案例,并对结果同保护安检系统做了比较.【期刊名称】《河北工业大学学报》【年(卷),期】2011(040)005【总页数】5页(P22-26)【关键词】核电站;数字化仪控系统;设定值;整定;方法【作者】方涛;陆道纲;马吉强;潘海波【作者单位】华北电力大学核科学与工程学院,北京102206;华北电力大学核科学与工程学院,北京102206;北京广利核系统工程有限公司,北京100084;北京广利核系统工程有限公司,北京100084【正文语种】中文【中图分类】TP2730 前言所谓核电站数字化仪控系统的安全设定值整定，是指当现场控制站因为意外情况无法正常工作（失效）或偏离正常运行状态（功能降级）时，控制系统在经过自我修复后，对于其重要的控制对象，需要输出一个安全输出整定值（多为模拟量输出）．该设定值首先要保证系统在恢复功能后可以安全运行，其次不要有较大的扰动．针对这一要求，专业机构给出了相应的标准[1-4]，但这些方法只是给出了一个基本框架，具体实行比较困难．鉴于这一状况，笔者以实际电站为依托，给出了一个通用方法，并针对几个特殊项给出了实际解决步骤与方案．1 计算全通道不确定性的通用方法求取全通道的不确定性，是把各个通道的不确定性分别计算，然后加以统计，最后合成在一起来实现的．其中，各测量通道中，随机不确定性占主导，也就是说可通过计算随机不确定性来反映全通道的不确定性．计算过程中，采用的是不规则分布和偏差不确定性的代数组合．在确定安全相关设定值时，使用了概率论及统计学的方法．其中，最典型的方法就是平方和的平方根（SRSS）法，即求取所有误差项的最大期望偏差．目前，大部分反应堆保护系统的测量通道不确定性都是用方程式（1）来实现的．式 (1)中，为指定通道的不确定性．所有这些不确定项可分为两大类，分别为测量产生的不确定性和非测量产生的不确定性，各项具体内容的含义见表1（注：表中的所说的机笼，包括机笼和机笼中的所有采集、控制以及辅助模块）．表1 不确定项内容含义Tab.1 Meaning of uncertainty term测量产生不确定项非测量产生不确定性序号不确定项含义序号不确定项含义序号不确定项含义1 SCA 传感器标定精度 1 PMA 过程测量精度 7 SSE 传感器的震动影响2 SD 传感器的漂移 2 PEA 基本元件精度 8 SREA 传感器的事故辐射影响3 SMTE 传感器测量与测试设备精度 3 SRA 传感器参考精度 9 STEA 传感器的事故温度影响4 RCA 机笼标定精度 4 SPE 传感器的压力影响 10 RTE 机笼的温度效应5 RD 机笼的漂移5 STE 传感器的温度影响 11 IRE 绝缘电阻效应6 RMTE 机笼测量与测试设备精度6 SPS 传感器的供电影响 12 BA 偏差裕量上述方程是一个通用方法，并非适用所有情况．对于保护回路中的单一参数情况通常是有效的；但对于需要通过计算多个输入才能确定的情况，则需要特定方法加以解决．所有对全通道不确定性有影响的参数都是用量程的百分数来表示的．因此，其它表示形式的数据，要先进行归一化，再计算．方程中考虑了由于恶劣环境导致的最坏情况，如SREA和STE，以及PMA等．需要注意的是，由于SREA产生误差对STE产生误差有抑制作用，所以在计算时只需考虑前者即可．PMA和PEA与传感器及机笼无关．其中，PMA给出的是与仪表无关项所产生的影响：如中子通量、流体密度变化、温度变化等．而对于多个独立、随机的PMA，可通过求SRSS来解决．需要注意的是，PMA是不含PEA的，所有PEA通常是指设备的计算或测量精度值，它考虑了设备在安装过程中的精度，常用的有：弯管、喷嘴、文丘里管和喷嘴等．与仪表相关项所产生误差通常被定义为传感器的参考精度．它是一种能力，要求在多次测试中对于相同的输入，必须有相同的输出．该项内容随测试样本数量成随机正态分布．2 数字化仪控系统的不确定性RCA、RTE、RD和RMTE合起来被看作是机笼的数字化安全保护裕量．所有这些参数值都是由供应商来提供的，而且都要满足技术规格书中的要求．一个典型的具有安全功能的信号处理路径包含：信号分配模块、输入模块以及数字信号处理模块（见图1）．其中，信号分配模块为无源器件，因此无需计算它的不确定性．输入模块处理一个来自传感器的信号时，先要对信号进行调理（如消噪、放大等），然后是数模转换，最后进入数字信号处理模块．由于数字信号处理模块的不确定性一般为满量程的0.001%（以16位的采样精度为例，以供应商提供数据为准），因此，可忽略不计．图1 安全功能信号处理路径Fig．1 Thepath of safety function signal processing3 额定行程设定值（NTSP）与允许值（AV）的确定方法对于预计运行事件和假想事故，当设定值在达到分析限值（AL）之前，反应堆停堆系统（RT）和安全专设系统（ESFAS）会提前动作．这样就保证了电厂在达到安全限值之前，会先对目前的运行状态进行修正，以缓解所产生的影响．NTSP主要是用于保护实测过程参数在达到安全限值之前，能先行产生停堆或安全动作，它包含了仪表的不确定性，其大小是由技术规格书中的系统安全设定值来指定的．NTSP留了一定安全裕量，它容许运行在允许值范围内的功能降级仪表修正后继续工作．所以，对安全裕量的选取要适度，要求在确保电厂稳定运行的前提下，在预期运行瞬态过程中不能发生停堆或安全保护的误动．电厂正常运行限值与NTSP之间的裕量就是电厂的安全运行裕量．在确定NTSP的不确定性时，标定的量程间隔内有漂移．漂移再加上标定所产生误差自身的不确定性，可作为性能实验验收标准（PTAC）．校准公差（CT）限值内的周期校准，可确保漂移的期望值处于NTSP的假设范围内（见图2）．图2 分析限值与额定行程设定值及容许值间的关系Fig．2 Therelationshipbetween analysis limit and nominal trip set point容许限值（AL）是一个双边限值，它选取的是保护功能通道中，NTSP与容许限值之间的最大偏差．要想得到通道的容许限值，可用校准值加上或减去△1或△2中较小的值．在通道标定时，用容许限值判断通道是否可用，用性能实验验收标准判断仪表是否功能降级，因此要尽量避免使用较大的公差（见图 3）．1）如果NTSP在性能实验验收准则范围内，则该通道可完全运行．2）如果NTSP处于双边设定限值之外，但又在容许值范围之内，则可以功能降级运行．同时，需要进行矫正，使其返回指定范围内．3）如果NTSP完全处于容许值范围之外，则通道无法工作．校正动作开启，同时，自动保护装置将无法正常工作．图3 数字化保护通道的周期检查Fig．3 Digital protect channel period surveillance式中：，……代表过程变量的测量值；，……为常数，是归一化后的功能设定值参数；为总的安全裕量；为安全裕量．式中：代表非测量项的平方和的平方根．其中，CU可由方程式 (1)求取，它表示了在正常和事故情况下的仪表性能．安全裕量要确保NTSP+PTAC不能大于AV，即使最小的安全裕量也要能防止通道的漂移超过AV．而附加的安全裕量则可以避免虚假停堆动作．多重安全裕量的叠加可确保通道的多重保护功能．总的允许限值=分析限值-额定行程设定值=通道不确定性+安全裕量保护功能由周期监测和通道校准两项组成．通道校准要能满足在全量程范围内的精度要求．AV、PTAC、CT都要考虑其中（通道5点检验通常为0%,25%,50%，75%，100%）．4 性能测试验收标准（PTAC）性能测试可用于验证设备性能是否符合设计预期．设备的不确定性测试是所有不确定性项的加和，所以验收准则，也要根据每项内容逐一确定，如下1）传感器2）机笼因为机笼是没有RD误差的，而且SMTE误差已经含在RCA中了．3）回路5 基于压差的流速采集通道的不确定性介绍一个基于压差的流速测量通道的不确定性转换方法．压差的不确定性对于压差的满量程来说可以看成是一个常数；而通过压差转换成的流速对于流速的满量程来说，却并非是一个常数．流速与测量得到的压差关系如下式中：为测量通道中测得的流速；△为流速通道中的压差；为常数．流速的不确定性可由下式求得式中：为流速不确定性（额定流速下）；为压差的不确定性（满量程下）；为最大流速；为流速．6 多样性系统（DAS）DAS采用了最佳估计分析方法，消除了所有的共因故障．因此，假设其没有误差和功能降级．这样，DAS的NTSP=AL，不存在CU和SM．由于DAS与保护安全系统（PSMS）的输入信号同源．所以，回路部分的测试可通过PSMS的通道来实现．DAS只是多了个信道可用性测试（COT）．如果需要做信道可用性测试的话，可先把DAS和PSMS的信号进行分离后再注入模拟测试信号．该注入信号可用于检查DAS的精度（见图4）．1）DAS误差2）PSMS误差经过整理得到由上式可知，DAS与PSMS设定值之差必须要大于由DASBistable,DASIsolator,以及PSMSrack引入的误差之和．在最差条件下，[NTSP（DAS） NTSP （PSMS）]也必须要大于全量程的3.4%，表2（注：裕量=NTSP(DAS)-NTSP(PSMS)，上升过程，全量程的3.4%）是实际两系统的实际计算结果．图4是DAS与PSMS误差比较情况．表2 DAS与PSMS设定值结果的比较Tab.2 The set point result comparison between DASand PSMS?7 结论核电站数字化仪控系统安全设定值的整定问题，一直以来都是设计的难点和关注焦点．安全设定值选取的好坏，将直接影响到整个系统能否安全稳定的运行．本文提出的一个通用方法和几个关键项的解决方案，已成功应用于实际电站的设计中，这将为其它电站的设计工作提供良好的借鉴．图4 多样性系统与保护安检系统的比较Fig.4 Comparison of DASand PSMS参考文献：[1]ANS．Set pointsfor Nuclear Safety-RelatedInstrumentation[S]．American：ANS，16 May 2006．[2]ISA．Performance Monitoring for Nuclear Safety-Related Instrument Channelsin Nuclear Power Plants[S]．American：ISA，24 May 2002．[3]ISA．Qualificationsand Certification of Instrumentation and Control Techniciansin Nuclear Facilities[S]．American：ISA，15 February 2000．[4]ISA．Methodologiesfor the Determination of Set pointsfor Nuclear Safety-Related Instrumentation[S]．American：ISA，1 January 2000．。
宁德核电DCS信号质量位及缺省值分析
全 稳 定运 行 。
关键 词 ： 信 号失效 ； 质量位 ； 缺 省 值 中图分类号 ： Ｔ Ｍ６ ２ ３ Ｄ ｏＩ ： １ ０ ． １ ４ １ ６ ５ ￣ ． ｃ ｎ ｋ ｉ ． ｈ ｕ ｎ ａ ｎ ｓ ｃ ｉ ． ２ ０ １ ７ ． １ １ ． ０ １ ８
’ 文章 编 号 ： １ ０ ０ ６ — ８ ９ ３ ７ （ ２ ０ １ ７ ） １ １ － ０ ０ ５ ８ — ０ ３
号本 身和所 在通道 影 响 ， 中间点均无 质量位 ， 在 信号 点 传递 过程 中 ， 信 号的有 效性默 认不 向下一 级传递 。 对 于
任何一个 送Ｄ Ｃ Ｓ 的模拟 量／ 开关量信 号在Ｉ ／ Ｏ 处 理算法 中 都会对它进行 有效性判断 ， 如果 由于信号 源的原 因导致 信号无效 ， 或 由于Ｄ Ｃ Ｓ 设备 故障导致信号无效 ， 则判 断该 信号无效 ， 同时 ， 在Ｉ ／ Ｏ 处理算 法 中将该 信号 的质量位 标 记为坏 。 其 中， 信号 失效包括 因失 电 、 线路故 障 、 传感 器／ 仪表故障 、 模块故障等。
文献标 识码 ： Ａ
Ａｎ ａ ｌ ｙ ｓ ｉ ｓ ｏ ｎ ＤＣＳ Ｓ ｉ ｇ ｎ ａ ｌ Ｑｕ ａ ｌ ｉ ｔ ｙ Ｂｉ ｔ ｓ ａ ｎ ｄ Ｄｅ ｆ ａ ｕ ｌ ｔ Ｖａ ｌ ｕ ｅ ｓ ｉ ｎ Ｎｉ ｎ ｇ ｄ ｅ
EPR机组基于单列仪控丧失的缺省值设计策略研究
202022/316EPR 核电机组在设计阶段专门考虑了单列仪控丧失的工况，要求在此工况下机组执行的主要功能能够维持，因此EPR 机组在设备冗余、仪控系统功能冗余及隔离等方面进行了特有的设计，特别通过对列间传输信号的缺省值设计最终实现功能的维持。
本文研究了EPR 机组基于单列仪控丧失的缺省值设计策略，提出了具体的设计方法和原则，并最终在EPR 台山1/2号机组单列仪控丧失试验中得到验证。
1EPR 机组单列仪控丧失的设计策略EPR 常规岛仪控系统分为独立的两列（位于HFA 房间的CI1和位于HFB 房间的CI2），每一列均有相同数量的自动处理器AP 组成，能独立实现功能控制，同时列间通过网络和硬接线进行信号交互，能真正实现仪控功能的冗余配置。
同时，EPR 机组中执行同一功能的设备和传感器普遍采用冗余配置，并在逻辑功能实现中考虑了其间的联锁控制，从而保证了单一设备故障后由冗余的设备来保证功能不丧失。
因此，基于仪控系统和工艺设备的冗余配置，允许EPR 机组在初始设计阶段可以考虑单列仪控丧失的工况，以提高机组运行的安全性和经济性，其通过设备功能的划分、控制逻辑的匹配、仪控信号的分配等多种设计策略来实现单列仪控丧失工况下主要功能的继续维持。
在仪控系统中将同一列的设备控制与信号处理放入相同列仪控系统，同时不同列的控制又分配到不同列的仪控系统来处理，从而保证了控制与设备同时冗余。
2EPR 机组缺省值的实现原理为实现EPR 机组单列仪控丧失工况下的功能保持，当出现单列仪控丧失工况时，处于冗余状态的另一列仪控系统必须能够获得清晰而准确的信息，并通过相应的逻辑运算做出正确的响应。
这就需要为因仪控丧失而失效的列间传输信号定义正确的缺省值，并在逻辑运算中予以实现。
台山EPR 机组缺省值的实现基于SPPA-T2000系统的ES 工程组态系统，通过一系列基本功能模块，完成逻辑功能的搭建，最终满足功能设计的要求。
EPR 机组的缺省值设置主要包括缺省值为1、最后有效值、特定值和0等几种形式，一般是通过原始信号和一个表征输入列仪控是否丧失的生命信号（值为1）信号，经过一系列逻辑功能块的配合来最终实现需求的缺省值。
核电厂DCS系统信号失效分析及缺省值设置
核电厂DCS系统信号失效分析及缺省值设置廖圣勇;王兰兰;顾燕春【摘要】该文以海南昌江核电厂1、2号机组采用的INVENSYS公司DCS系统为背景,介绍了DCS系统结构和信号传输方式;针对不同的信号传输下的故障失效,分析讨论了缺省值的分析范围、设定原则和方法;这对提高核电站的可靠性和安全性具有十分重要的意义.【期刊名称】《自动化与仪表》【年(卷),期】2014(029)005【总页数】4页(P5-8)【关键词】核电站;故障失效;缺省值;分布控制系统【作者】廖圣勇;王兰兰;顾燕春【作者单位】中国核电工程有限公司电气仪控所,北京 100840;中国核电工程有限公司电气仪控所,北京 100840;中国核电工程有限公司电气仪控所,北京 100840【正文语种】中文【中图分类】TP273随着数字化仪控系统（DCS）技术的逐渐成熟，其在核电站的运行和维护中扮演的角色也越来越重要。
DCS本身的故障机制可以对信号失效进行判断，而针对特定工况下信号失效设定缺省值参数是数字化仪控系统重要功能之一。
本文结合海南昌江核电站12号机组的工程实践，对DCS系统的故障失效和缺省值设置进行分析研究。
对提高核电站运行的可靠性和安全性具有十分重要的意义。
1 昌江核电厂DCS系统简介昌江核电厂DCS采用INVENSYS开发的数字化平台，其结构如图1所示[1]。
图1 海南昌江DCS系统结构图Fig.1 Structure of Changjiang NPP DCS system从实现平台上看，该平台总体上分两部分：triconex平台和I/A平台，其中tricon平台是安全级仪控系统，主要用于反应堆保护系统和专设安全系统控制的实现，I/A平台是非安全级仪控系统，包括安全相关级（NC+）和非安全级（NC），内部采用MESH网络通讯，其功能主要用于电站的正常调节控制和监测。
从功能层划分看，可以分为3层，即0层、1层、2层：（1）0层主要包括现场传感器和执行机构；（2）1层为过程控制层，主要是对DCS采集信号进行数据处理，实现电厂正常运行的调节和控制功能以及反应堆保护功能；（3）2层是人机接口界面，主要包括非安全级工作站（KIC）、远程停堆站（RSS）、安全级的显示单元（SVDU）、后备盘（BUP）和紧急操作盘（ECP）；除此之外，安全级系统与非安全级系统共用变量的隔离分配模件以及采用固态逻辑的优选模件（PLM）为0层与1层之间的接口。
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王振营 ， 等
核 电站数 字化 仪 控 系统 缺 省 值 分 析 研 究
Ａｎ ｌｓｓ Ｒｅ ｅ ｒ ｈ ｏ ｈ ａ ｌａ ｋ Ｖａ ｕ ｓ ａｙ ｉ ｓ ａ ｃ ｎ ｔ ｅ Ｆ ｌ ｃ ｌｅ ｂ
ｏ ｇｉ ｌｌｓｒ ｍｅｎ ｎ ｎ ｒ ｌ ｙ ｔ ｍ ｎ ＮＰＰ ｆＤｉ ｔ ｎ ｔｕ ａ ｔａ ｄ Ｃｏ ｔｏ ｓ ｅ ｉ Ｓ
中图分类 号 ：Ｔ ３ ２ ５ Ｌ ６ ． 文 献标 志码 ：Ａ
Ａｂｔａｔ Ｃ ａ ｅ ｎｕｅ ｎＬｎ ’ｏＮ Ｐｐ ａｅ Ｉ．Ｔ ｕｌ ｕｉｚ ｅｓｐｒｏ ｔ ｆ ｉｉｌ ｅ ｃ ｎ ｌｇ ｔｅａ ａｙｉ ｏ ｌ ａ ｋｖ １ ｓｒ ｃ ：Ｄ Ｓｈ ｓｂ ｅ ｓｄｉ ｉｇ ａ Ｐ ｈ ｓ Ｉ ｏｆｌ ｔｉｅｔ ｕ ｅ ｒｙｏ ｇｔ ｉ ｄｔ ｈ ｏｏｙ，ｈ ｌ ｌｓｓ ｎｆ ｌ ｃ ａ． ｙ ｌ ｈ ｉｉ ｄ ａｚ ｅ ｌ ａｂ
省值分析方面还未有深入开展 。
本 文简要 总结了岭澳二 期核 电站 （ 以下 简称岭澳
二期 ） Ｃ 缺省 值 的分析 工作 ， 简 要介绍 了 Ｄ Ｓ缺 ＤＳ 并 Ｃ
行和设 备保护 ， 意义 重大 ， 国内核 电领域 在 Ｄ Ｓ缺 而 Ｃ
传感器 和执行机构 ， 如泵 、 门等 ；ｅｅ １ 为过程控 阀 Ｌｖｌ 层
制层 ， 主要 实现 电厂 自动 控制和调节 系统 （ ｌ ｔ ｔ ｄ ｐ ｎ ｓｎ－ ａ ａ ａｄａｔｍ ｔｎｓｓ ｍ，Ｓ Ｓ 以及反 应堆 保 护 ； ｖｌ ｒ ｕ ａ ｏ ｔ Ｐ Ａ ） ｏ ｉ ｙｅ ｅ Ｌ ｅ２ 为人 机接 口层。其 中， 过程信 息控 制 系统 （ ｒｃｓ ｉ ｐｏｅｓ ｎ —
．
Ｋｅｗｏ ｄ ｙ ｒｓ：Ｎ ｃｅ ｏ ｅ ｌｎ Ｎ Ｐ Ｒ ｌ ｂｌｙ Ｓ ｆｔ Ｄｉｉ ｌｎｔ ｍｅ ｔ ｎ ｏ ｔ ｌ ｙｔｍ Ｆ ｌ ａｋｖｌｅ ｕ ｌａ ｐ ｗ ｒ ａ ｔ（ Ｐ ） ｅｉ ｉｔ ａｅｙ ｒ ｐ ａ ｉ ｇｔ ｓｒ ｎ ｄｃｎｒ ｓ ａｉ ｕ ａ ｏｓ ｅ ａｌ ｃ统 Ｄ Ｓ作为 一种成熟 的控制技 术 ， Ｃ 已在核电站中得到广泛地应 用。与传统核 电站仪控 系
安 全 相 关 级 （ａ ｔ ｒ ａ ｄ Ｓ 和 非 安 全 级 （ ｏ ｃ ｓ — ｓｆ ｙ ｅ ｔ ，Ｒ） ｅ ｌｅ ｎｔ ｌ ｓ ａｉ
ｉ ，Ｃ 系 ｆ ｄ Ｎ ） 统 ， 在 常规 电厂 中也得 到 大 量应 用 。 ｅ 其 Ｔ Ｓ作为一种安全仪 控系统 ， Ｘ 主要 用于核 电站安 全级 １ （ａ ｔ ｃ ｓ ｆ ｄ 系统 ， Ｅ ｓｆ ｙ ｌ ｓ ｅ ） ｅ ａｉ ｉ 包括反 应堆保 护 系统 （ ａ． １ｃ ￣ ＇
ｕ ｓｓ ｔｉｇｉ ｅ ｅｔｎ ｎＤＣＳｉ ｏ ｄ ｃｅ ． Ｏｎ ｔｅｂ ｓｓｏ ｒｅｌ ｎ ｒｄ ｃｎ ｈ ｒ ｈｔｃｕ ｅｏ ｅＤＣＳ ｉ ｉｇ’ ｏａ ｄｔ ｅｂ ｃ ｇｏ ｎ ｆｆｌ ａ ｋｍｏ ｅ ｓｃ ｎ ｕ ｔｄ ｈ ａ ｉ ｆｂ ｆｙｉｔｏ ｕ ｉｇｔ ｅａｃ ｉｅ ｔｒ ｆｔ ｉ ｈ ｎ Ｌｎ ｇ ｎ ｈ ａ ｋ ｒ ｕ ｄｏ ｌ ｃ ｄ ａｂ
统运算放 大器 和继 电器 搭建 的控制逻 辑相 比， Ｃ Ｄ Ｓ大 大增加 了电厂控制的可靠性 Ｊ 。
在 Ｄ Ｓ设计 时必须 考 虑缺 省值 问题 。缺省 值是 Ｃ 指在 Ｄ Ｓ判定信号失效后 ， Ｃ Ｃ Ｄ Ｓ内部对该失 效信号采
ｔ ｒ ｅｔ ｎｓｓ ｍ， Ｐ ） 的控制实现 。岭澳 二期 ｏ ｐｏ ｃ ｏ ｔ Ｒ Ｓ 等 ｒ ｔ ｉ ｙｅ
ｏ ｅ ａｉｎ ｏ ｐ ｒｔｏ ｆＤＣＳ，ｔｅａ ａｙ ｉ ｔ ｏ ｏ Ｕ ｃ ａｕ ｓ ｎ ｌｓｓｒｎ ｅ，ｉ ｌｍｅ ｔｎ ｄ ｎｄｅ ｇｎ ｅ ｉｇａ ｐ ｉａｉｎ ａｅｓ ｍｍａｉｅ ．Ｔｈ ｈ ｎ ｌｓｓｍｅｈ ｄ ｆｒｆ ｂａ ｋｖ ｌｅ －ａ ａｙ ｉ ａ ｇ ａ ｍｐｅ ｎｉ ｇｍｏ ｅａ ｎ ｉｅ ｒｎ ｐ ｌｃ ｔｏ ｒ ｕ ｒｚ ｄ ｅ ｒｓ ａｃ ｓｓｇ ｉ ｃ ｎ ｏ ｅ ｈ ｎ ｅ ｔｅ ｒｌａ ｉｉ ｆｔｅ ｉｓｒｍｅ ｔａ ｄ ｃ ｎｔ ｌｓ ｓｅ ｉ ｅｆａ ｕ ｒ ｎｅ ｅ ｓ ｆｔ ｅ ｅ ｆＮＰ ｅ ｅ ｒ ｈ ｉ ｉｎ ｆ ａ ｔｔ ｎ ａ ｃ ｈ ｅｉｂ ｌｙ ｏ ｎ ｔｕ ｎ ｎ ｏ ｒ ｙ ｔｍ ｔ ｌ ｎｄ ｇ ａ ａ ｔｅ ｔ ａｅｙ ｌｖ ｌｏ Ｐ ｉ ｔ ｈ ｏ ｓ ｈ
互德 学 李 林 邪 支 渡
（ 中广核 工程有 限公 司 ， 深圳 ５８４ ） １０ ９
摘
要 ：岭澳 二期核 电站采用 数字 化仪 控系统 。为 了充分 利用 数字化 技术 的优 势 ， 开展 了 Ｄ Ｓ 省值 分析工 作 。在简要 介 绍 了岭澳 Ｃ缺
二期 核 电站 Ｄ Ｓ 构和 Ｄ Ｓ 省值 问题 背景 的基础 上 ， Ｄ Ｓ 省值 分析方 法 、 Ｃ结 Ｃ缺 对 Ｃ缺 分析 范围 、 实现方 式和 工程应 用等 方 面进 行 了总结 。 这对 提高 仪控 系统本 身 的可靠 性 和核 电站的安 全水 平具 有重要 意义 。 关键 词 ：核 电站 可 靠性 安全 数字 化仪控 系统 缺省 值
Ｄ Ｓ 构如 图 １ 示 。 Ｃ 结 所
由图 １ 可知， 岭澳二期 Ｄ Ｓ整体上可以分为 Ｌｖｌ Ｃ ｅｅ ０
层 、ｅｅ １ 和 Ｌ ｖｌ Ｌ ｖｌ 层 ｅ ｅ ２层 。 Ｌｖｌ ｅ ｅ ０层 主 要 包 括 现 场
用的替代值 。缺省值 的选择 直接关 系到机组 的安全运