核电厂非安全级数字化控制系统-出厂、现场测试规范 征求意见稿编制
核电厂非安全级DCS平台测试方法
核电厂非安全级DCS平台测试方法摘要：核电厂非安全级（NC）DCS平台验证的总体技术方案以实践百万千瓦压水堆核电厂全厂DCS体系规划为依托，经过“模仿”核电厂操控体系实践工程施行流程，树立核电厂全规模DCS平台验证体系，可完成DCS平台功能目标、核岛和常规岛等重要体系施行单步或相关运转功能、逻辑预演以及定性分析等功能。
本文提出了一种关于上述DCS平台的整体测试方法，经过优化的测试架构和全面的测试内容，在保证测试成果的严谨性、科学性和有效性的基础上，显著地减小了平台的测试周期，并提升了该项目管理上的高效性和简洁性。
关键词：核电厂；非安全级；DCS平台验证；测试方法1测试结构平台的测试结构包含测试方案、测试纲要、测试用例和测试程序。
测试方案描述了测试流程的规模、施行途径、进展节点；测试纲要依据测试方案，以规划输入文档、项目相关文档作为输入文件，依据相关规范，具体阐明核电厂非安全级DCS平台测试中各项测试执行时所需的过程和判断规范，指导测试工程师进行实践的测试活动。
测试用例则是针对测试程序进行逐步的逻辑验证，并将逻辑验证成果与期望结果进行比对，随时记录，并将发现的异常进行提交。
2测试内容依据不同的测试目的，测试分为功能测试、功能测试、单体测试和设备操控逻辑测试。
在一般项目中我们仅做单体测试及设备操控逻辑测试，而对于新型的专为核电站研制的全厂非安全级DCS平台而言，是全厂核电运转操控体系专用渠道，故在测试作业中参加功能测试及功能测试，以验证平台的各项指标，为往后平台在核电厂牢靠、安稳的运转提供保证，以下为对功能测试和功能测试进行要点介绍。
2.1功能测试故障诊断测试。
故障诊断测试包含操控器故障诊断测试、操控器网络故障诊断测试和模块故障诊断测试。
实践操作，将操控器A拔掉，在操作员站查看报警日志和设备故障列表，并翻开体系状况图，找到对应操控站状况图，查看相应操控器的改变。
重新插上操控器A，在操作员站查看报警日志和设备故障列表，查看状况图中操控器A的改变。
精细化管理在某核电项目主控室部分可用专项的实践
精细化管理在某核电项目主控室部分可用专项的实践摘要：DCS是集散控制系统，作为核电厂的神经中枢，用于实现对核电厂重要系统与设备的控制与监视功能，直接影响整个机组的安全稳定运行。
主控室部分可用节点的实现，标志着核电厂主系统的系统调试工作已具备开展条件，是后期NCC、冷试等重大节点的必要前提。
主控室部分可用作为关键节点之一，需要从全局层面对项目关键路径进行系统性分析和优化。
关键词：精细化管理；进度控制；DCS；一、实施背景世界三代核电技术竞争激烈，需要不断提升华龙一号工程建设质量、优化建设工期、提高机组经济性，助推华龙工程批量化建设。
DCS是集散控制系统，作为核电厂的神经中枢，用于实现对核电厂重要系统与设备的控制与监视功能，直接影响整个机组的安全稳定运行。
主控室部分可用节点的实现，标志着核电厂主系统的系统调试工作已具备开展条件，是后期NCC、冷试等重大节点的必要前提。
该项目1、2号机组DCS涉及6个平台，且其中5个平台为三新设备，在供货、安装和调试阶段可能存在不少制约进度和质量的潜在风险；同时，受新冠疫情等一系列因素影响，需要从全局层面对项目关键路径进行系统性分析和优化。
主控室部分可用作为关键节点之一，需项目团队牵头组织各方，发挥“大团队”优势，统一各方思想和步调，提升项目推进效率。
二、内涵和主要做法项目团队为保证主控室部分可用节点顺利实现，按照设备全周期设备可靠性管理的要求，深度参与主控室部分可用节点相关设备的设计输入、设备供货、厂房准备、上电调试等重要环节工作。
同时，相关通风、通讯、消防等支持系统投用，备件/材料的到货也需按节点按期完成。
项目团队细化落实“目标导向、精准发力、价值创造、创新驱动”的管理原则，合理运用精细化管理方法和管理工具，与各部门及协作单位融核联建，精准发力，协作共赢，偏差监督，严控节点过程质量。
（一）质量提升，以解决DCS重大技术问题为突破，保证设备可靠稳定运行1、解决非安全级DCS控制柜I/O卡件供电与通讯设计问题项目团队人员在跟踪非安全级DCS平台LOT1部分的机柜测试中，发现非安全级DCS平台控制柜的I/O卡件供电设计和通讯设计不满足单一故障准则，单块I/O卡件背板故障将导致对应列下游的其他卡件同时故障，存在导致机组非停或者大瞬态的风险。
国家核安全局关于公开征求《核动力厂厂址评价安全规定（征求意见稿）》意见的通知
国家核安全局关于公开征求《核动力厂厂址评价安全规定（征求意见稿）》意见的通知
文章属性
•【公布机关】国家核安全局,国家核安全局,国家核安全局
•【公布日期】2022.10.21
•【分类】征求意见稿
正文
关于公开征求《核动力厂厂址评价安全规定（征求意见
稿）》意见的通知
国核安函〔2022〕71号为贯彻落实《中华人民共和国核安全法》，进一步优化核动力厂厂址评价阶段的安全要求，国家核安全局组织修订了《核电厂厂址选择安全规定》，编制形成《核动力厂厂址评价安全规定（征求意见稿）》。
现公开征求意见（征求意见稿及编制说明可登录生态环境部网站/“意见征集”栏目检索查阅）。
各机关团体、行业协会、企事业单位和个人均可提出意见和建议。
有关意见请书面反馈国家核安全局，电子版材料请同时发至联系人邮箱。
征求意见截止时间为2022年11月7日。
联系人：国家核安全局焦殿辉
电话：（010）65646089
邮箱：*******************.cn
地址：北京市东城区东安门大街82号
邮编：100006
附件：1.《核动力厂厂址评价安全规定（征求意见稿）》
2.《核动力厂厂址评价安全规定（征求意见稿）》修订说明
国家核安全局
2022年10月21日。
核电非安全级DCS系统项目管理研究
核电非安全级DCS系统项目管理研究作者：刘亮王疆宋雪军程海利来源：《智富时代》2019年第06期【摘要】在核电非安全级DCS项目实施过程中，项目管理工作是完成非安全级DCS供货的重要保障。
核电非安全级DCS项目耗时长、接口多、管理难、要求高，一直以来是核电项目管理中的重点和难点。
本文以完成核电非安全级DCS供货为最终目标，从项目目标、项目进度和项目风险3个方面展开，进行项目管理分析。
本文对提高核电数字化仪控管理水平，具有重要的实践意义。
同时也可为后续核电工程数字化仪控项目管理工作提供参考。
【关键词】非安全级DCS、项目管理、进度、实施1.引言核电站数字化仪控系统（Digital Control System，简称DCS）是核电站的信息神经中枢，在核电站安全可靠、稳定运行方面起着至关重要的作用。
核电站工程项目的建设从选址、土建施工，到设备采购、调试直至最后投入商业运行，历史时间长、耗资巨大。
核电站建设投资平均在百亿元人民币，DCS系统的供货进度直接影响到为核电站建设的周期。
从国内外核电DCS项目进度情况看，不论是国外的法国N4[1]、芬兰EPR[2]，还是国内的田湾核电站[3]、福清一期工程[4]、方家山一期工程[5]，均存在DCS系统供货延误的情况。
数字化仪控系统项目管理涵盖从设计提资、初步设计、详细设计、工厂测试和现场安装、调试等多个阶段，项目管理涉及进度、成本、质量控制等各个项目管理要素。
有着耗时长、接口多、管理难、要求高等显著特点，一直以来是核电项目管理中的重点和难点。
为解决该问题，应充分考虑既定目标、行动时序和资源分配之间的关系，采用标准化的工作流程、深入理解工艺控制要求完成过程繁杂的核电DCS供货。
2.核电非安全级DCS项目目标核电非安全级DCS项目需要根据设计院编写的DCS技术规格书进行设计，在供货合同中除了明确技术要求和巧货进度外，还明确了仪控提资的内容和进度，这是核电工程数字化仪控区别于其它工业领域DCS系统的一个显著特点。
AP1000核电厂关于重要非安全相关系统的监督管理
AP1000核电厂关于重要非安全相关系统的监督管理从上世纪90年代起，为排除美国三哩岛、苏联切尔诺贝利核电厂严重事故的负面影响，全球核电业界集中力量对核电安全性进行了研究，美国和欧洲先后开发出以“先进轻水堆”（ALWR）为主要特点的第三代核电技术。
第三代核电技术存在更安全、更经济、核废料少等优点，目前在世界上也是刚起步。
经过多方面的评审论证，中国引进被称为最选进的第三代核电技术的美国西层公司的AP1000设计，并将在浙江三门建设世界首座AP1000核电厂。
AP1000设计包含了许多现有核电厂不同的设计特点，其中最重要的是全面采用了非能动安系统。
了解AP1000核电技术与国内已较好常握的第二代或二代加压水堆核电技术的差异，将有助于更好地控制AP1000技术，以建设和运行好这种新型核电厂。
1、AP1000的非能动安全设计在现有核电厂和改进型轻水堆中，许多安全相关系统设计为能动系统。
与这些核电厂设计不同，AP1000压水堆的设计全面采用非能动安全系统来缓解事故。
非能动安全系统执行安注、余热导出以及安全壳冷却功能，其驱动全部依靠自然循环，包括重力、对流以及贮存的能量。
这些系统中无泵类设备，阀门是仅需电池供电的气动阀或使用压差的止回阀，并且除有限的供安全相关隔离功能（如安全壳隔离）的系统外，一切能动安全设计均为非安全相关。
此外，AP1000的设计也包括了一些用于供给电厂安全纵深防御的反应堆冷却剂补充和热导出的非安全相关的能动系统。
这些系统在电厂发生瞬态和严重事故时作为第一道防线，避免非能动安全系统不必要的频繁动作，减轻对非能动系统的压力。
美国电力研究院（EPRI）编制的ALWR用户要求文件（URD）的设计准则之一就是，要求不需要操纵员的动作或场外支持，由所有非能动系统在设计基准事情后72h后执行其非安全系统（能动系统）给安全系统补充或直接承担堆芯和安全壳热量导出的功能。
遵守URD的要求，可能用来供纵深防御能力的能动系统包括：化容控制系统、反应堆停堆冷却系统和备用给水系统、燃料水池冷却系统，以及支持这些系统运行的有关系统和结构，包括非安全级的备用柴油发电机、设备冷却水系统。
核电厂数字化I&C系统关键技术研究[论文]
![核电厂数字化I&C系统关键技术研究[论文]](https://img.taocdn.com/s3/m/b2793db6960590c69ec37665.png)
核电厂数字化I&C系统关键技术研究【摘要】仪表和控制(i&c)系统是核电厂的重要组成部分,数字化对核电厂i&c系统提出了新的要求。
本文对核电厂数字化i&c系统进行介绍,并重点研究了数字化i&c系统的关键技术。
【关键词】核电厂数字化i&c系统关键技术仪表和控制系统(简称仪控系统,i&c系统)具有对核电厂进行监测、显示、控制和保护的功能,是核电厂安全可靠运行的重要组成。
随着计算机技术和控制技术的迅猛发展,核电厂i&c系统已经在逐步实现数字化。
核电厂数字化i&c系统较之前的模拟i&c系统、部分数字化i&c系统的安全性和可靠性具有显著提高。
由于核电厂具有其特殊的安全保障需求,因此对于数字化i&c系统的研究具有重要意义。
2 数字化i&c系统概述数字化i&c系统一般设计为分层结构,根据i&c系统的不同,分层方式有所差异,比较具有代表性的分层方法为:自底层到高层可以分为工艺系统接口层、自动控制和保护层、操作和管理信息层、全厂技术管理层。
采用分层结构可以将功能分散,减少信息在传输、控制过程中丢失的风险,提高i&c系统可靠性。
分层结构中的工艺系统接口层以及自动控制和保护层相对比较重要,因为对工艺系统实际控制工作都完成于这两层,而i&c系统的更新升级也多集中于这两层。
一对一功能分散和并行性是数字化i&c系统建设的两大基本原则。
数字化i&c的分层结构保证了一对一功能分散;数字化i&c系统的技术基础是二进制数码的串行传输,为了保证数字化i&c系统的并行性以及传输效率,一般采用多cpu技术,依靠分时运行技术的应用以及cpu处理速度的大幅提高,使得时间分片串行运算像是并行动作,从而保证了信息集中监控的并行性实现。
从数字化i&c系统的网络结构分析,其主要经历了集散控制系统(dcs)和现场总线控制系统(fcs)两个阶段。
“华龙一号”非安全级DCS系统控制柜设计标准化研究
“华龙一号”非安全级 DCS系统控制柜设计标准化研究摘要：“华龙一号”是目前核电项目中使用的主力堆形，为了提高项目设计中的硬件设计质量及项目执行效率，对非安全级DCS系统的现场控制站，进行了标准化研究。
从功能需求、设备编码、设备布局、图纸图块等方面，进行了探讨，初步建立了控制柜的硬件设计标准化方法，用于提升项目硬件设计环节的质量，保证项目节点及工期。
关键字：华龙一号；控制柜；标准化。
1引言“华龙一号”是我国自主研发的具有完整自主知识产权的百万千瓦级第三代压水堆核电技术，是在ACP1000和ACP1000+的基础上，由中核和中广核联合开发，并已在福清5，6号机组上首次采用。
在传统的四层 I&C 结构中，DCS 处于 1 层和 2 层之中，并包括与 0 层，3 层，第三方 I&C 系统的接口设备。
1.0 层（LEVEL 0）：工艺系统接口层，包括测量设备（如传感器、变送器、限位开关等）和执行器接口设备（先导阀及附属接口继电器、电动-气动转换器，执行装置，开关柜等）；2.1 层（LEVEL 1）：自动控制和保护层，包括信号采集，调制和处理设备，负责不同电厂系统的监控；3.2 层（LEVEL 2）：操纵和信息管理层。
包括可以使人员能够操纵电厂（手动控制和信息手段），监督电厂状态，并对 I&C 实施运行服务的常规设备和计算机设备；4.3 层（LEVEL 3）：全厂技术管理层，包括支持现场管理应用以及场外设施通讯的计算机设备。
现场控制站是实现数据采集与控制功能的基本单位，处于一层，现场测点根据功能隔离、实体分隔、功能分区和工艺系统的分配要求分布在不同的控制站。
现场控制站由控制机柜组成，控制机柜含：机笼、现场控制器、I/O 模块卡件、开关电源、机柜及其附件等。
每一个控制站均可以独立完成数据采集、闭环控制、逻辑控制、控制输出和网络通讯等功能。
2控制柜1.1.功能需求标准化控制柜负责IO信号传输、处理，柜内布置开关电源，负责将220VAC电源转换成所需的直流供电，布置IO模块、端子接线板，用于IO信号处理。
核电厂非安全级DCS集成的质量管理
《装备维修技术》2021年第15期核电厂非安全级DCS集成的质量管理王 唯 王占斌（中国核电工程有限公司，北京市 100840）摘 要：随着我国经济和社会的高速发展，对电力的需求量持续增加，为了满足清洁供电的需求，各种核电工程越来越多。
非安全级分散控制系统由于其独特的优势，在核电工程中的应用不断增加，但由于其系统比较复杂，在开展集成的过程中，难以保证集成质量，需要认真施工质量管理工作。
为此，笔者将要在本文中对核电厂非安全级DCS集成的质量管理进行探讨，希望对促进我国核电工程事业的发展，可以起到有利的作用。
关键词：核电厂；非安全级DCS；质量管理1 前言当前，我国新建的核电机组已经转向数字化分散控制系统。
其中安全级DCS在电力生产过程中的应用不断增加，其具有功能复杂、内部接口数量较多的特点。
在开展项目建设的过程中，工作参与方多、资料接口交换相对比较频繁。
一旦应用了新设计、采用了新设备、参与了新厂家，就容易导致设计频繁、设备研发与制造进度滞后、项目管理方式不适用等诸多问题。
2 系统安全生命周期系统需求规范阶段。
在这个阶段，DCS集成供应商主要负责系统功能、性能和独立性要求的审查，并根据设计院的输入来确定电厂工艺系统与DCS的边界，明确电厂环境限制，及时获取电厂运行和维护的相关原则。
系统设计规范阶段。
在这个阶段主要根据供应商的需求来确定DCS平台。
设计DCS架构、分配配置站功能。
仪控总包方来审查DCS系统的设计规范，并指出其中存在的不足，要求设计方来来对设计方案进行修改【1】。
DCS集成供应商完成系统施工文件，其主要包括系统清单、柜内设备布置、电气原理和内部接线、外部端接、备品备件清单等。
系统集成阶段。
DCS集成供应商主要完成设备的采购与制造、机柜装配和接线。
仪控总承包商负责建造，并根据实际情况，及时介入其中。
系统确认阶段。
在这个阶段，集成供应商主要负责工厂测试规程和用例的开发、系统测试环境的搭建。
在出场验收的过程中，仪控总包方、核电业主参与设计，应该认真做好测试大纲和测试规程，并积极参加到FAT验收当中。
基于设计分析器的CAP1400核电厂非安全级仪控系统控制逻辑设计验证
基于设计分析器的CAP1400核电厂非安全级仪控系统控制逻辑设计验证张光新;林智勇【摘要】The key points , methods and procedures of the control logic design verification for the nuclear pow-er plant were presented .Taking the control logic design verification of CAP 1400 project as an example , the verification work based on engineering design analyzer was described .%从设计院的角度给出核电厂控制逻辑设计验证的要点、方法和流程，并以CAP1400项目具体的控制逻辑验证为例，介绍在设计过程中如何基于设计分析器开展控制逻辑图的验证工作。
【期刊名称】《化工自动化及仪表》【年(卷),期】2016(043)011【总页数】5页(P1192-1195,1210)【关键词】控制逻辑;设计验证;非安全级仪控系统;设计分析器【作者】张光新;林智勇【作者单位】上海核工程研究设计院电气仪控所，上海200233;上海核工程研究设计院电气仪控所，上海200233【正文语种】中文【中图分类】TH862核电厂数字化仪控系统主要分为安全级仪控系统和非安全级仪控系统，它们共同起到了防止电厂偏离正常运行和系统失效的作用，是核电厂纵深防御措施的第1层关键技术[1]。
而核电厂数字化仪控系统的验证与确认(Verification and Validation，V&V)工作又是确保仪控系统正确、可靠运行的关键。
过去，无论法规标准[2，3]还是学术研究[4～6]，核电厂数字化仪控系统的V&V 工作都仅针对安全级仪控系统。
随着数字化仿真技术的发展和对核电厂可靠性要求的提高，非安全级仪控系统的V&V工作也受到越来越多的重视。
“华龙一号”核电机组DCS系统非安全级功能分配原则的分析研究
文献标识码：B文章编号：1003-0492 (2020) 11-086-04中图分类号：TP27“华龙一号”核电机组D CS系统 非安全级功能分配原则的分析研究A n a ly sis and Research on the P rin cip le s o f N on-Safety D C S Function A llo c a tio n C riteria for the H ualong One N u clear Pow er Plant★崔明路，何庆镭（中核集团中国核电工程有限公司，北京100840)摘要：为保证“华龙一号”核电机组可靠、稳定、经济运行，应对D C S 非安全级功能合理、优化分配，本文研究了“华龙一号”核电机组D C S 系统非安全级功能分配的影响因素和原则，提出了自上而下的层次化功 能分配模型，保证冗余功能独立性的同时兼顾功能的关联性，减少处理 器间依赖性和接口信号的数量，确保DCS系统负荷均衡配置，最终降低 DCS故障对核电厂可用性的影响。
关键词：华龙一号；DCS;非安全级；功能分配Abstract：Optimizing allocation of non-safety D C S functions is critical to ensure the reliability,stability,and cost-effectiveness of the Hualong One nuclear power plant operation.In this paper,influencing factors and decision criteria of allocating non-safety D C S functions are analyzed and discussed.A top-to-bottom hierarchical allocation model is proposed to balance the independence while taking into account the relevance of functions,reduce the interdependence of processors as well as data exchanges,and evenly distribute workloads in a D C S,which ultimately reduces the impact on the availability of a nuclear power plant in case ofa D C S failure.Key words：Hualong One;D C S;Non-Safety;Function allocation1概述“华龙一号”是我国具有完全自主知识产权，具备能动与非能动相结合的安全特征的先进核电厂，充分借鉴融合了三代核电技术的先进设计理念和我国现有压水堆核电厂设计、建造、调试、运行的经验。
核电厂非安全级dcs集成的质量管理
第41卷第1期2020年1月自㊀动㊀化㊀仪㊀表PROCESS AUTOMATION INSTRUMENTATIONVol.41No.1Jan.2020收稿日期:2019-05-30作者简介:刘承宇(1987 ),男,学士,工程师,主要从事核电站控制系统工程实施工作,E-mail:liuchengyu@核电厂非安全级DCS 集成的质量管理刘承宇,陈㊀斌,沈㊀洁,于晓东(国核自仪系统工程有限公司,上海200241)摘㊀要:作为核电厂重要的仪控系统,非安全级分散控制系统(DCS)具有功能复杂㊁内外部接口众多的特点㊂为了确保核电厂DCS 在设计㊁制造㊁测试和交付等过程的质量,首先对非安全级DCS 的集成过程进行了研究㊂研究过程采用了IEC 61513标准下系统安全生命周期的模型,分析了在安全生命周期中各阶段执行的相关活动㊂通过功能安全管理概念的运用,将DCS 集成过程的技术管理要求与我国现行的核电厂质量保证要求建立相应的关联,使得两者体系上的融合成为可能㊂详细探讨了安全生命周期中技术管理要求与核电站质量保证要求之间的对应关系,使得核电厂的质量保证要求能够具体化,同时符合数字化的核电厂仪控系统的特性㊂最后对非安全级DCS 集成质量的管理措施进行了初步的研究㊂根据核电厂非安全级DCS 在工程实施中有别于成熟仪控系统面临的问题,提出了质量管理方法㊂该方法对于今后新建电厂,特别是新堆型的工程实施具有参考意义㊂关键词:DCS;质量;核电厂;安全生命周期;配置管理;需求工程;V&V中图分类号:TH86㊀㊀㊀㊀文献标志码:A㊀㊀㊀㊀DOI:10.16086/ki.issn1000-0380.2019050049Quality Management of Non-Safety Related DCS Integration in Nuclear Power PlantLIU Chengyu,CHEN Bin,SHEN Jie,YU Xiaodong(State Nuclear Power Automation System Engineering Company,Shanghai 200241,China)Abstract :As an important instrumentation and control system of nuclear power plant,non-safety distributed control system(DCS)has complex functions and numerous internal and external interfaces.To ensure the quality of DCS in the process ofdesign,manufacturing,testing and delivery,the integration process of non-safety DCS was studied,in which the safety life cyclemodel specified by IEC 61513was adopted,and the related activities carried out in each stage of the safety life cycle wereanalyzed.Through the application of the concept of functional safety management,the technical management requirements of DCS integration process were correlated with the current quality assurance requirements of nuclear power plants in China,making theintegration of the two systems possible.The corresponding relationship between the technical management requirements in thesafety life cycle and the quality assurance requirements of nuclear power plants was discussed in detail,which made the qualityassurance requirements of nuclear power plants being more specific and according with the characteristics of digital instrumentation and control system of nuclear power plant.Finally,the management measures of non-safety DCS integration quality were preliminarily studied,and the quality management method was put forward according to the problems in engineeringimplementation of non-safety DCS of nuclear power plant that different from those of mature instrumentation and control systems.The method would be an inspiration to the implementation of new nuclear power plants,especially the new reactors.Keywords :Distributed control system (DCS);Quality;Nuclear power plant;Safety life cycle;Configuration management;Requirement engineering;Verification and validation(V&V)0㊀引言近年来,我国新建及在建核电机组已全面转向采用数字化分散控制系统(distributed control system,DCS)作为核电站的 中枢神经 ㊂其中,非安全级DCS(以下统称为DCS)多用于全厂的电力生产过程控制,具有功能复杂㊁内外部接口众多的特点㊂在实际项目中,工作参与方多㊁接口资料交换频繁㊂一旦应用了新设计㊁采用了新设备㊁参与了新厂家,难免造成设计变更频繁㊁设备研发与制造进度滞后㊁项目管理方式不适应等诸多问题㊂为了应对这种情况,作为DCS 集成供应商,应考第1期㊀核电厂非安全级DCS集成的质量管理㊀刘承宇,等虑一种系统性㊁标准化的工作方式,以确保产品质量受控㊂IEC61513作为IEC61508在核电领域的应用标准,特别适合由电气㊁电子及可编程电子部件组成的DCS㊂虽然非安全级DCS不执行安全相关功能,但其可靠运行对降低核电厂风险㊁减少电厂瞬态㊁提高机组可用率有重要贡献,可参考该标准执行㊂IEC61513/61508分为以下几个部分㊂①系统的安全生命周期(框架)㊂②确保系统功能安全的技术手段㊂③确保系统功能安全的管理措施(功能安全管理)㊂系统的安全生命周期定义了DCS集成供应商在时间轴上的活动项,而控制集成供应商的活动以及在活动过程中产生的 质量证据 则对应功能安全的管理㊂因此,参考IEC61513/61508标准并应用于非安全级DCS的集成过程是合适的[1-5]㊂1㊀系统的安全生命周期安全生命周期定义了供应商在项目过程中需要完成的任务㊂这些活动涉及两个问题:一是活动执行的责任方,二是执行过程中与外部的接口㊂HAF003要求每一个参与对核电厂质量有影响的单位都必须明文规定其职责㊁权限等级和内外联络渠道㊂DCS集成供应商可以视作DCS的EPC总包方,负责DCS的系统设计㊁设备采购以及集成制造;对系统现场安装及调试提供技术支持或全程参与,在系统退役时提供改造方案㊂可以说,DCS集成供应商承担了DCS全生命周期中的绝大部分工作㊂因此,DCS供应商的活动应基本与IEC61513标准的系统安全生命周期模型相一致,并以此考虑与外部各方分工与接口㊂系统安全生命周期活动如表1所示㊂表1㊀系统安全生命周期活动表Tab.1㊀System safety lifecycle activities生命周期阶段㊀阶段任务负责方参与方系统需求规范明确系统功能㊁设计限制㊁系统边界和接口㊁人机接口㊁环境条件等需求DCS集成供应商仪控总包方㊁设计院㊁核电业主(负责提资)系统设计规范评估DCS平台的适用性㊁设计符合系统需求的系统架构㊁为子系统分配合适的功能DCS集成供应商仪控总包方㊁设计院(技术支持)系统详细设计和实现扩展并改进架构设计㊁l开发系统硬件和软件㊁确认应用功能需求(控制逻辑组态)DCS集成供应商仪控总包方㊁设计院(技术支持)系统集成组装硬件㊁软件组件集成㊁软硬件集成DCS集成供应商仪控总包方(监造)系统确认系统的测试㊁功能验证DCS集成供应商仪控总包方㊁设计院㊁核电业主(FAT㊁监造)系统安装现场安装㊁调试仪控总包方㊁设计院㊁核电业主DCS集成供应商(技术支持)系统变更/改造对现有系统的纠正㊁性能增强或者适应性修改DCS集成供应商仪控总包方㊁设计院㊁核电业主(技术支持)系统大纲系统确认大纲㊁系统运维大纲㊁系统安保大纲DCS集成供应商仪控总包方㊁核电业主(审核)系统鉴定开发系统鉴定大纲㊁执行系统鉴定DCS集成供应商仪控总包方㊁设计院(审核)1.1㊀系统需求规范阶段在此阶段,DCS集成供应商将审查设计院负责的仪控系统功能㊁性能以及独立性的要求,审查设计院对仪控功能的分类㊂根据设计院的设计输入确定电厂工艺系统与DCS的边界,明确电厂环境的限制,获取电厂运行和维护的原则㊂在所有的设计输入确认完毕后,DCS集成供应商据此提取并归类DCS的系统需求,发布系统需求规范,并提交仪控总包商确认㊂1.2㊀系统设计规范阶段在本阶段,DCS集成供应商根据系统需求规范确定DCS平台㊁设计DCS架构㊁分配控制站功能,必要时设计DCS子系统并分配其功能㊂仪控总包方及设计院审查DCS集成供应商提供的系统设计规范,并要求DCS集成供应商根据需要修改其设计方案㊂1.3㊀系统详细设计和实现阶段DCS集成供应商完成系统施工文件,包括系统材料清单(BOM)㊁柜内设备布置㊁电气原理和内部接线㊁组态文件㊁外部端接㊁备品备件清单等㊂1.4㊀系统集成阶段DCS集成供应商负责设备采购与制造㊁机柜装配和接线㊁硬件组态等活动㊂仪控总包方负责监造,视情况介入DCS集成供应商的活动㊂1.5㊀系统确认阶段DCS集成供应商负责工厂测试规程和用例的开发㊁系统测试环境搭建㊁执行工厂测试㊂在出场验收测试阶段,仪控总包方㊁核电业主参及设计院视合同情况㊃32㊃自㊀动㊀化㊀仪㊀表第41卷审查测试大纲与测试规程㊁参与FAT验收㊂1.6㊀系统安装阶段仪控总包方负责接收并现场开箱DCS设备㊁安排单位安装DCS设备㊁执行现场调试活动㊂设计院和DCS集成供应商为仪控总包方的活动提供技术支持㊂1.7㊀系统变更/改造阶段如果在系统安装阶段完成后需要执行系统修改, DCS集成供应商应提供修改方案,并经过仪控总包方和设计院评估后提交核电业主确认㊂当设备生命周期结束后,为核电业主提供设备替换方案,或系统整体的升级改造方案㊂1.8㊀系统大纲阶段DCS集成供应商在系统需求阶段的同时开始准备系统大纲,提供系统技术手册和运行维护手册;并与设计院和仪控总包方协商确定DCS设备的安保方案㊂同时,DCS集成供应商应做好设备寿期内的长期服务,为业主提供必要的备品备件㊂1.9㊀系统鉴定阶段该阶段在项目的早期即开始执行,DCS集成供应商根据设计院提供的电厂环境条件,确定系统的鉴定方案㊁明确鉴定方法,执行必要的鉴定活动,并提交鉴定总结报告给仪控总包方审查㊂2㊀质量管理要点IEC61513/61508在管理上要求落实功能安全管理的要求,以证明达到相关安全完整性等级㊂对于DCS的集成而言,可以采用相同的思路,以产生满足我国现行的HAF/HAD003㊁美国RG1.28(背书ASME NQA-1)等核质保法律法规要求的质量证据㊂2.1㊀配置管理(CM)HAF003要求对文件变更㊁设计变更等进行控制㊂而配置管理能够有效地记录DCS的演化过程,从而对开发过程和生命周期进行控制和规范,确保各阶段工作实施人员都能得到精确的产品配置㊂配置管理工作贯穿于生命周期的各个阶段,根据IEEE828的相关要求编写适用于项目的配置管理大纲㊂配置管理过程中将定义配置项(configuration item,CI),建立用于记录配置项属性及其之间关系的配置管理数据库㊂2.1.1㊀设计输入设计输入的控制发生在系统需求规范阶段,是对HAF003中文件控制的响应㊂作为下游工种,为了在一个确定的基础下开展集成工作,采取将控设计输入作为配置项的手段,建立项目的设计输入基线并引入设计输入冻结的概念㊂设计输入冻结是指合同相关方共同约定的某一时间点或某一状态下释放的供DCS集成供应商开展工作使用的设计文件和图纸㊂在设计输入冻结后,DCS 集成供应商将设计文件和图纸作为配置项纳入到设计输入基线(Baseline)之中㊂一旦某一条设计输入基线建立,则上游设计方在设计冻结后产生的设计变更或设计升版,都不会纳入到当前的设计输入基线中,以避免无序的设计变更导致系统需求的失控,危害系统集成的质量㊂需要强调的是,对于设计输入及其变更应当进行评审,在解决了所有的技术问题后才能纳入设计输入基线,否则应当在记录开口项后纳入设计输入基线或不纳入设计输入基线㊂基线与其批准的变更则构成当前的配置标志,并以配置管理释放报告(CMRR)的形式进行释放㊂为了实现对基线变更的管理,DCS集成供应商应成立变更控制委员会(change control board,CCB)㊂CCB是有资质评价针对当前设计输入基线变更请求的一组人员,负责评价㊁批准㊁拒绝对配置项提出的变更,并负责确保实现已批准的变更㊂CCB开展的评价活动是批准或拒绝变更请求的基础㊂上游设计输入的变更与升版通过对设计输入基线的升版来实现管控㊂执行基线变更的时间节点根据项目特点可以灵活设置㊂设计输入基线升版后,设计迭代即可开始,进入下一轮的设计循环㊂设计基线的升版时间建议按照如下节点安排㊂①首次建立基线㊂在项目的开始建立㊂②设计输入冻结基线㊂此时上游设计应完全冻结,除非重大的设计变更,否则在此基线建立后的设计输入变更都将在下个基线建立时执行㊂③调试基线㊂此基线是应对在上一个基线后至核电厂调试前发生的设计变更,并为支持核电厂调试所建立的设计输入基线㊂该基线对于DCS的软硬件变更都将在核电厂现场执行㊂④装料基线㊂此基线是应对在核电厂调试过程中发生的设计变更,并为核电厂装料做好准备[7-8]㊂该基线对于DCS的软硬件变更都将在核电厂现场执行㊂设计输入基线的建立离不开项目参与方的共同努力,作为项目的总包方应当根据项目进度的要求推动项目参与方尽早敲定各基线的建立时间㊂2.1.2㊀设备平台的管理DCS的设备平台也应是配置项之一,是对㊃42㊃第1期㊀核电厂非安全级DCS集成的质量管理㊀刘承宇,等HAF003中物项控制的响应,应当在生命周期的系统需求规范阶段即加以考虑㊂对于新研发的平台,产品迭代周期短;而对于成熟产品,其本身也有一定的迭代过程㊂虽然可能其迭代周期较长,但考虑到整个核电建设周期,为了控制设备平台对工程的影响,也应当建立产品的基线和冻结的概念㊂对于成熟产品,在决定是否使用该平台前,应当有一个完整的评估过程,以评估设备平台是否满足功能㊁性能上的要求㊂2.1.3㊀工具的管理此处的工具是一个宽泛的概念,涉及整个核电DCS项目中使用的各种设计开发工具㊁文档编辑与阅读工具㊁计算机的环境要求等,是对HAF003中设计控制的响应㊂通过建立工具的基线,管控各种工具的版本和配置信息等,确保整个DCS项目的一致性,避免环境不兼容导致设计结果不一致等问题㊂2.2㊀需求工程需求工程是指在工程设计过程中,DCS集成供应㊀㊀㊀㊀商对系统需求的定义㊁记录并保存需求的过程㊂其本身作为一种管理要求,并不涉及具体的技术研判㊂良好有序的需求工程过程直接影响到后续的系统设计方案与验证与确认(verification and validation,V&V)的质量㊂为了保证交付系统的质量,必须确保上游的设计要求被正确且完整地记录,并且没有歧义地随着设计活动向下传递㊂首先应从设计输入中识别并提取出所有的原始需求,确保需求的完整性,并予以记录和分类组织㊂其次,转化(测试需求)㊁衍生(增加的需求)和分解(子系需求㊁硬件需求㊁软件需求)原始需求,并在每个设计层次上重复㊂因此,对于每条需求,务必记录其来源(设计输入的直接要求或者上游需求的要求)并建立追溯关系,以便在某条需求发生变更时能跟踪到所有与之关联下游需求,评估变更对的影响;当需求发生转化时,需要验证转化的正确性;对于衍生的需求,需要增加解释与说明㊂需求流转过程如图1所示㊂图1㊀需求流转过程图Fig.1㊀Requirements flow process chart2.3㊀备品备件的管理在系统安全生命周期的系统大纲阶段应考虑DCS的维护方案,以响应HAF003中物项控制的要求㊂为了保证系统运行的质量,除了在设计选型阶段就要考虑零部件的长期稳定供应外,还应考虑备品备件的供应策略,甚至零件级的替换方案㊂在替换旧设备前应通过充分的兼容性测试,确保不会对原有系统造成不利的影响㊂2.4㊀V&V数字化仪控系统最大的不同在于大量使用软件,如何证明系统的正确性需要V&V活动参与㊂验证与确认用来验证DCS项目中开发过程活动中的输出是否满足了上层需求,同时确认其开发的产品是否满足预期的功能用途及用户需求㊂其活动包含了分析㊁评估㊁审核㊁检查㊁测试等各项贯穿于产品生命周期中的工作㊂㊃52㊃根据IEEE1012的相关要求,V&V活动分为概念阶段㊁需求阶段㊁设计阶段㊁实现阶段㊁测试阶段以及安装与检验阶段等六个阶段㊂V&V活动与系统安全生命周期阶段对应表如表2所示㊂表2㊀V&V活动与系统安全生命周期阶段对应表Tab.2㊀V&V activities and system safety lifecycle stages系统生命周期阶段需求阶段系统需求规范设计阶段系统规范设计阶段系统详细设计和实现实现阶段系统集成测试阶段系统确认安装与检验阶段系统安装全过程系统鉴定需求阶段㊀㊀而对于产品出厂交付业主以后的运维阶段,主要是通过回归分析的方法,对既有的验证与确认结果,根据现场产生的实际变更,进行迭代的一个过程㊂3㊀DCS集成质量的管理措施上述质量管理点需通过一定的方法与工具加以管理执行,本节将详细讨论这些方法与工具㊂3.1㊀WBS和工作程序工作分解结构(work breakdown structure,WBS)是指把一个项目,按一定的原则㊁自上而下地逐步分解成一项项任务,直到具有最小可交付成果的结构,称为工作包㊂通过WBS分解的工作包可以将复杂的工程活动分解成最简单且相对独立的工作㊂工作包具有一定的层级结构,并按照一定的模式分门别类地组织㊂工作包可以通过工作程序进行作业指导规定作业要求,比如对设计输入,程序规定要有设计输入评审,要有评审意见和意见答复的记录,最终还要有评审报告;对项目的设计输入㊁设计工具㊁基础产品平台等要素,程序要求做好配置管理;对项目实施过程中的变更,程序规定了一套相应的设计变更流程及其相关记录等等㊂工作包的工作输入㊁应输出的交付物㊁执行工作包所必须的过程文件以及工作包的责任人等要素就是工作包的质量控制要素㊂衡量工作包质量状态的证明则可以通过工作包的交付物(比如技术规格书㊁系统移交的检查报告等)或者过程文件(比如评审记录等)获取;同时,工作包的执行者即该工作包的质量责任人㊂工作流则是建立工作包的前后逻辑与规则,使得DCS在整个生命周期中各个阶段的工作包形成前后关联的步序㊂在工程项目中建立工作流对项目参与人员来而言,一旦工作流上一个步骤的质量状态不受控,就可以迅速判断哪些工作需要暂停,并可以向前追溯原因㊂建立工作流的另一个好处是方便质量控制人员在质量计划中选择合适的质量控制点,建立质量计划㊂3.2㊀进度控制进度计划是统领各项活动的纲领,是驱动项目向前推进的动力㊂进度计划中的活动项应当是前述工作流的节点或具体一个工作包㊂计划工程师可以通过把控每个进度计划中的活动项,关联到该活动项在工作包中要求的质量活动,从而根据时间节点来督促责任人完成相关质量活动㊂3.3㊀风险控制当核电厂需要采用新的设计方案或者使用新设备时,如果DCS集成供应商不能完全确定新设计或新应用带来的不利影响,应在内部建立风险清单,并根据风险的危害等级以及发生概率向整个项目组织提出预警㊂对于外部风险,应当在项目的开始通过头脑风暴等手段加以明确,并知会总承包方㊂而总承包方在收到预警后,应与设计院和业主单位一起确认风险,并协调各方明确新设计与新应用的必要性和可行性㊂DCS 集成供应商应做好内部风险的预防,预先制定风险缓解措施㊁持续跟踪,实现DCS的风险控制㊂3.4㊀质量审计质量审计是识别改进领域的工具之一,是一种独立审查,目的是确保项目执行过程符合组织或项目定义的方针政策㊁标准和程序㊂质量审计团队根据实际需要,量化项目管理质量;根据审计的具体内容编制checklist,详细了解项目产品的质量㊁问题及使用情况,编制checklist报告㊁产品问题清单㊁需求应用情况报告㊁质量审计总结报告等一系列交付物;根据审计结果制定相关的改进策略,并实施更新维护质量审计日志㊂在验证与确认活动过程中也可引入相应的审计措施,对设计过程和最终产品是否符合相关的法规㊁标准㊁大纲㊁程序㊁规范㊁导则的要求进行独立的评估㊂审计的对象包括但不限于配置管理过程㊁软硬件工具的使用㊁安全问题㊁培训安排以及项目管理等㊂审计人员需要在相关人员的配合下收集到足够的信息以证明设计过程及产品本身都满足了评估验收准则,识别主要偏差,评估质量风险以及过程实施的进度和成本,并对这些物项进行汇总编制审计报告㊂验证与确认活动执行人员在审计过程中提供相应的技术支持,并对审计活动中识别出来的问题进行应对,提供纠正措施或制定纠正方案㊂(下转第32页)的发送者是门户上的服务),门户上的服务需要用户进行评价反馈,在用户与门户协作的过程中,形成服务主题知识库㊂5.3㊀用户个性化的信息呈现大数据和用户画像技术的发展,让门户具备了向用户进行个性化推荐服务的可能㊂前提是门户能够学习到更多的用户行为特征,并且进行用户标签化㊂比如了解用户是一位经常借阅书籍的学生,门户可以优先推荐他新书浏览的服务,在该用户登录门户后提示他或者出现在优先能被阅读的位置㊂用户画像技术的应用,本文不作更详细的介绍㊂6㊀结论本文分析了门户的技术发展和功能需求演变,以河海大学服务融合门户建设为案例,进行了服务融合门户的功能设计构建,并且提出了服务单元的模型描述和构建过程㊂在工作流引擎平台重构将近30项办事服务,为师生提供了良好的网上服务体验㊂下一步将按照融合服务平台的设计理念和体系,对运行的重构服务和已有服务进行有效融合,发挥融合服务门户平台服务作用,引入知识协作和问答系统等功能,使融合服务门户更具 智慧 和 协作 能力㊂参考文献:[1]蒋东兴,付小龙,袁芳.大数据背景下的高校智慧校园建设探讨[J].华东师范大学学报(自然科学版),2015(S1):119-125.㊀㊀㊀㊀[2]王萍,李其均.基于门户框架的资源整合系统的设计和实现[J].计算机应用研究,2005(6):162-164.[3]付小龙,陈怀楚,王映雪,等.面向校园网的Web信息门户的构架[J].教育信息化,2002(11):35-37.[4]杨文波,张辉,刘瑞.基于Cookie的门户系统单点登录模型[J].计算机应用研究,2006(8):100-101.[5]韩清,王善利,刘彩妹.基于单点登录的校园信息门户的实现[J].中国教育信息化,2007(7):24-26.[6]刘峰,王峥,曹华平,等.基于CAS的门户单点登录方案[J].计算机系统应用,2011,20(6):77-80.[7]汪静甜,白琳,卢彬,等.以用户为中心的移动信息服务门户系统[J].计算机系统应用,2014,23(11):41-48.[8]周致成,李立新,李作辉.基于区块链技术的高效跨域认证方案[J].计算机应用,2018,38(2):316-320.[9]吕婧淑,操晓春,杨培.基于区块链和人脸识别的双因子身份认证模型[J].应用科学学报,2019,37(2):164-178. [10]王洁,刘南,刘仁义.基于本体的知识门户[J].计算机应用研究,2003(5):40-42.[11]姚龙飞,何利力.基于云模型理论的群体用户画像模型[J].计算机系统应用,2018,27(6):53-59.[12]林华治,周卫华.网上办事大厅助推教学服务型大学建设以浙江树人学院为例[J].中国教育信息化,2012(7):12-14. [13]穆荣.高校一站式服务大厅的探索与构建[J].科技广场, 2016(11):96-98.[14]邢琪,赵卫东,刘军娜.基于Lucene的企业门户网站问答系统设计与实现[J].软件导刊,2015,14(7):109-110. [15]张颖,王静.高校智慧校园综合服务门户构建与实践研究[J].软件导刊,2018,17(5):80-82.(上接第26页)4㊀结论本文通过采用IEC61513/61508的系统化方法及管理要求,来确保DCS集成的质量可信度,以满足HAF003的监管要求㊂通过系统的流程模型以及功能安全管理手段的探讨,以期有效地对DCS的设计㊁制造和集成等各方面加以管控,避免DCS集成反复迭代㊁拖延,并确保上游的设计要求被完整且正确的执行并实现㊂在实际项目中,将根据项目执行的经验反馈,适时地开展包括策划㊁实施㊁评价和改进四个阶段的质量管理能力提升㊂在质量控制的检查和验收过程中发现的质量缺陷,将发出不符合项报告,并收集相关信息,分析原因和制定纠正措施,进行局部或全局的就纠正预防,以期达成质量第一㊁安全第一的目标㊂参考文献:[1]IEC.IEC61513-2011,Nuclear power plants-instrumentation and㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀control important to safety-general requirements for systems[S].2011.[2]IEC.IEC61508-1-2010,Functional safety of electrical/electronic/ programmable electronic safety-related systems-part1:general requirements[S].2010.[3]国家核安全局.HAF003-1991,核电厂质量保证安全规定[S].1991.[4]IEEE.IEEE Std828-1990,IEEE standard for software configuration management plans[S].1990.[5]IEC.IEC61226,Nuclear power plants-instrumentation and control important to safety-classification of instrumentation and control functions[S].2009.[6]IEEE.IEEE Std830-1998,Recommended practice for softwarerequirements specifications[S].1998.[7]IEEE.IEEE Std1012-1998,IEEE standard for software verification and validation[S].1998.[8]上官斌,张睿琼,张黎明,等,核电站数字化仪控系统(DCS)工程科学管理体系[C]//中国电力企业管理,2015(1):7-9.。
某核电厂非安全级控制系统质量位风险分析及优化
某核电厂非安全级控制系统质量位风险分析及优化随着能源需求的不断增长，核电站已成为世界范围内的主要能源供应来源之一。
在核电站中，非安全级控制系统是保障发电设施正常运行的关键组成部分。
由于其非安全级质量位和存在的安全隐患，非安全级控制系统的质量位风险分析及优化显得尤为重要。
1. 非安全级控制系统概述在核电站中，非安全级控制系统通常包括监控和调节系统、安全保护系统以外的其他系统。
它们的功能是对发电设施进行监测、控制和维护，以保障核电站的正常运行。
由于其并非安全级系统，可能存在一定程度的质量位问题和风险，因此需要进行详细的分析和优化。
2. 非安全级控制系统质量位风险分析（1）质量位问题：非安全级控制系统的质量位可能存在多种问题，如软件缺陷、硬件故障、人为错误等。
这些问题可能导致系统性能下降、设备故障、甚至事故发生。
（2）风险评估：对于非安全级控制系统，需要根据其功能和重要性进行风险评估，确定可能导致系统失效的因素和潜在风险。
（3）故障模式分析：通过对非安全级控制系统的故障模式进行深入分析，找出可能的故障模式及其影响，为系统优化提供依据。
3. 非安全级控制系统质量位优化（1）软硬件设计：优化非安全级控制系统的软硬件设计，采用可靠的组件和技术，增强系统的稳定性和可靠性。
（2）故障诊断与恢复：引入故障诊断与恢复技术，使非安全级控制系统具备自我修复能力，能够及时识别和处理故障。
（3）安全管理：加强对非安全级控制系统的安全管理，包括设备维护、人员操作培训等方面，提高系统的安全性和稳定性。
（4）应急响应：建立健全的非安全级控制系统应急响应机制，通过应对可能的突发事件，减少事故对系统的影响。
4. 案例分析以某核电站的非安全级控制系统为例，对其质量位风险进行分析，针对可能存在的问题制定优化措施，如引入故障诊断与恢复技术、加强系统安全管理等。
经过一段时间的实施和运行，系统的稳定性和可靠性得到明显提升，质量位风险降低。
5. 结论与展望非安全级控制系统的质量位风险分析及优化是核电站安全运行的重要保障。
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摘要：核电厂运行中仪控系统所发挥的作用是不容忽视的，随着仪控系统智能化、自动化发展，其所面临的通信网络安全问题也随之增多，论文结合现状对核电数字化仪控系统通信网络展开探讨。
Abstract:The role of instrument and control system in the operation of nuclear power plant can not be ignored. With the development of instrument and control system intelligence and automation, the communication network security problems faced by it also increase. This paper discusses the communication network of digital instrument and control system of nuclear power plant based on the current situation.关键词：核电厂；数字化；仪控系统；通信网络 Key words: nuclearpower plant; digitalization; instrument and control system; communication network1 引言在传统的工业控制领域，数字化仪表控制（仪控）系统（DCS）在国内已经有很多成熟的产品，而且大部分都是通用的产品平台。
但在核电站使用的安全级DCS系统一直被国外垄断，核电厂成套控制系统过多依赖引进技术、缺少自主知识产权。
在核电发展必须坚持走国产化道路的背景下，实现数字化仪控系统的国产化有利于促进核电产业健康发展，摆脱安全级系统和设备供应受国外供货商制约的局面，形成核心竞争力。
核电厂非安全级DCS测试
图 １ 验证和确认 Ｖ 模型与测试的关系
作者简介：蔡蕾（1985-），女，山东青岛人，硕士研究生，工程师。研究方向：核电厂软件验证和确认。
— １０６ —
2016 年第 24 期
信息与电脑 China Computer&Communication
计算机工程应用技术
从图中可以看出，测试过程贯穿系统软件生命周期的各 阶段，主要有部件测试、集成测试、系统测试和验收测试四 个类别的测试。在概念阶段、需求阶段和设计阶段，虽然不 执行任何测试，但都在不同程度的开展各类别测试策划和准 备工作，包括测试文件的编制（详见 2.4 测试文件体系）等。 在实现阶段，要执行的部件测试，是唯一一个不在测试阶段 执行的测试类别。而在测试阶段，才执行集成测试、系统测 试和验收测试这三个类别的测试 。 2.3 测试内容 2.3.1 部件测试 一般计算机软件的部件测试主要测试可独立编译或汇编 的程序模块或单元能否正确实现设计说明中的功能、性能、 接口和其他设计约束等要求。对于核电厂非安全级 DCS 软件 来说，就是测试 DCS 平台非标准模块，即为核电厂特殊功能 需求专门开发的功能模块，是否满足设计阶段对软件设计的 要求。 在 K2K3 项目中，部件测试主要包括一层逻辑功能模块 和二层画面图符模版的测试，表 1 和表 2 列出了具体的测试 内容。 2.3.2 集成测试 一般计算机软件的集成测试主要测试任意一个软件单元 集成到计算机软件系统的组装过程或者任意一份组装得到的 软件系统。对于核电厂非安全级 DCS 软件来说，就是在部件 测试的基础上，将部件按照系统设计需求进行集成，然后针 对集成完的一个或多个子系统进行测试，主要关注信号传输、 接口连接等方面的要求，为系统测试打好基础。 在 K2K3 项目中，集成测试主要测试控制器软件与现场 设备之间，以及控制器与实时数据库之间接口的集成，以确 定控制器能够从 I/O 模块获得数据、进行处理和传输到实时 数据库，同时把来自实时数据库的输出要求转换成信号输出
核电厂非安全级DCS最小系统设计
关键词 ： 非安全级 ； Ｄ Ｃ Ｓ最小系统 ； 研究 与开发
中图 分 类 号 ： Ｔ Ｌ ８ １ 文献标志码 ： Ａ 文章 编号 ： ０ ２ ５ ８ － ０ ９ ３ ４ （ ２ ０ １ ６ ） ７ － ０ － ７ ２ ２ － ０ ４
采用 数字 化技术 的分散 式控制 系统 是 现代
需求 ， 在 系统结 构 和硬件 配 置上有 所 区别 ， 具有
化大型核电站 的核心技术之一。数字化核电站 的仪表 控制 及 保 护 系统 是 核 电站 的神 经 中 枢¨ Ｊ ， 根据 对 核 安 全 的重 要 性 ， 核 电 站 仪 控 系 统分 为安全 级 、 安 全 相关 级 和非 安 全 级 Ｊ 。非
第３ ６卷
２ ０ １ ６年
第 ７期
７月
核 电子 学与探 测技术
Ｎｕ ｃ ｌ ｅ ａ ｒ Ｅｌ ｅ ｃ ｔ ｒ ｏ ｎｉ ｃ ｓ＆ Ｄｅ ｔ ｅ ｃ ｔ ｉ ｏ ｎ Ｔｅ ｃ ｈｎ ｏ ｌ ｏ ｇ ｙ
Ｖ０ １ ． ３ ６ Ｎｏ ． ７
ｊ ｕ ｌ ｙ ． ２ ０ １ ６
核 电厂 非安 全 级 Ｄ Ｃ Ｓ最小 系统 设 计
胡 文正
（ 中广核研究院有限公司 ， 广东深圳 ５ １ ８ １ ２ ４ ）
摘要： 非安全级 Ｄ Ｃ Ｓ 最 小系统 作为一 种多功 能平 台具有广 泛 的应用前 景。对 Ｄ Ｃ Ｓ最小系 统 的研
究与开发过程进行 阐述 ， 对 最小 Ｄ Ｃ Ｓ系统 的功 能需求 、 设计思路 、 系统结构等进行分析 和探讨 ， 并对 Ｄ Ｃ Ｓ 最小系统 的应 用效果进 行 了总结 。经测试与应用证 明， 所设计系统达到预期 目 标， 较好满 足了核 电厂的
总 体结构 、 软硬 件设计 方 案 。
核电厂数字化控制系统调试模式初探
核电厂数字化控制系统调试模式初探许江【摘要】AP1000 digital distributed control system testing is organized from a“bottom-up”approach, starting at low-level modules and application software, and then building up as the equipment and system. Tests build upon the results of previous test activities. Finally, the full DCS system is demonstrated to be work together. Due to extensive tests of the DCS system are in a factory environment, if traceability of the system configuration is maintained, with corresponding regression analysis and retesting utilized to verify changes to the design, then much of this factory testing does not need full repetition in a site environment. As the test strategy is changed, the commissioning of nuclear power plant digital control system is also changed, so that the management of the commissioning should be adjusted, i.e. I&C technical management should be integrated, and I&C commissioning staff will participate in factory test. That means I&C technical management will no longer be distributed into design department, procurement department, installation department and commissioning department. One department will be responsible for overall I&C technical management.%AP1000分布式数字控制系统的测试是以自下而上的方式组织的，从初级模块和应用软件开始，然后是设备和系统，高一级测试建立在低一级测试结果的基础之上，最后证明整个仪控系统有效可用。
国家能源局综合司关于公开征求《核电厂非生产区消防监督管理暂行规定（征求意见稿）》意见的公告
国家能源局综合司关于公开征求《核电厂非生产区消防监督管理暂行规定（征求意见稿）》意见的公告文章属性•【公布机关】国家能源局•【公布日期】2021.06.08•【分类】征求意见稿正文国家能源局综合司关于公开征求《核电厂非生产区消防监督管理暂行规定（征求意见稿）》意见的公告为进一步加强核电厂非生产区消防管理，根据《中华人民共和国消防法》等有关规定，我们研究起草了《核电厂非生产区消防监督管理暂行规定（征求意见稿）》，现向社会公开征求意见。
感谢您的参与和支持！欢迎有关单位和社会各界人士在2021年7月12日前，以传真（************）或电子邮件（*************.cn）的方式，提出宝贵意见建议。
联系电话：************附件：核电厂非生产区消防监督管理暂行规定（征求意见稿）国家能源局综合司2021年6月8日附件核电厂非生产区消防监督管理暂行规定（征求意见稿）第一章总则第一条【编制目的】为加强核电厂非生产区消防管理，预防和减少火灾危害，保障人员生命和财产安全，根据《中华人民共和国消防法》，制定本规定。
第二条【适用范围】本规定中核电厂非生产区是指在建设用地预审和审批阶段核准的核电项目用地范围之内、核电厂控制区单围墙之外的建设用地，主要包括《电力工程项目建设用地指标》（建标〔2010〕78号）规定的厂前建筑区用地（含生产与行政办公楼、职工餐厅、档案馆等）和其他设施建设用地（含现场服务区、运行安全培训中心、应急指挥中心、武警营房、消防站、公安楼、厂前停车场、进厂道路、应急道路、厂外取排水构筑物和专用码头设施、淡水厂、气象站、环境监测站、专用水库和道路等）。
第三条【责任主体】核电厂营运单位对核电厂非生产区消防安全全面负责。
第四条【规划建设】核电厂营运单位应当按照核电项目核准和建设用地审批阶段明确的用地方案和全厂总体规划开展非生产区规划建设，不得随意调整土地用途，不得建设规划外建筑设施。
核电厂安全级数字化控制系统工厂测试
核电厂安全级数字化控制系统工厂测试
陈钊;陈阳;贺先建;王小雨
【期刊名称】《上海交通大学学报》
【年(卷),期】2018(0)S1
【摘要】根据HAD102/16对核电厂计算机系统的要求,工厂测试是安全级数字化控制系统(DCS)生命周期中一个重要的验证和确认环节,也是保障核安全的一项重要技术手段.因此,对于安全级DCS的工厂测试,需要不断规范流程、完善体系、提高技术水平,使之更加合理有效.文中基于中国核动力研究设计院的龙鳞系统(Nuclear Advanced Safety Platform of Instrument and Control, NASPIC)平台搭建的1∶1华龙一号工程样机的工厂测试,对安全级DCS系统进行了需求分析、测试流程、测试设计、测试方法、测试管理等相关内容的分析和验证,研究结果证明该测试体系可以促使安全级DCS系统工厂测试有效地开展,从而进一步保证产品质量.【总页数】6页(P20-25)
【关键词】安全级数字化控制系统;工厂测试;单元测试;集成测试
【作者】陈钊;陈阳;贺先建;王小雨
【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
【正文语种】中文
【中图分类】TM623
【相关文献】
1.核电厂数字化控制系统信息安全分析与策略 [J], 黄启清;陈为俊;
2.核电厂数字化控制系统信息安全分析与策略 [J], 相溢炯
3.核电厂安全级数字化仪控设备共模抑制能力测试方法探讨 [J], 王志武;马权
4.核电厂数字化控制系统信息安全分析与策略 [J], 黄启清;陈为俊
5.核电厂数字化仪表控制系统仿真测试平台开发 [J], 朱立志;林萌;杨宗伟;刘鹏飞;杨燕华
因版权原因，仅展示原文概要，查看原文内容请购买。
- 1、下载文档前请自行甄别文档内容的完整性，平台不提供额外的编辑、内容补充、找答案等附加服务。
- 2、"仅部分预览"的文档,不可在线预览部分如存在完整性等问题,可反馈申请退款(可完整预览的文档不适用该条件!)。
- 3、如文档侵犯您的权益，请联系客服反馈,我们会尽快为您处理(人工客服工作时间：9:00-18:30)。
NB/T XXXX—XXXX
核电厂非安全级数字化控制系统－出厂验收测试（FAT）、现场验收测试（SAT）、现场综合测试（SIT）规范
编制说明
（征求意见稿）
2012年2月10日
核电厂非安全级数字化控制系统－出厂验收测试（FAT）、现场验收测试（SAT）、现场综合测试（SIT）规范
一、任务来源及计划要求
本标准制订任务源自能源局2011年下达的标准制修订计划（国能科技[2011]48号文），项目编号能源2011H082。
计划要求制定《核电厂非安全级数字化控制系统（硬件）——出厂验收测试（FAT）、现场验收测试（SAT）、现场综合测试（SIT）规范》，制定后的标准名称为：核电厂非安全级数字化控制系统——出厂验收测试（FAT）、现场验收测试（SAT）、现场综合测试（SIT）规范。
注：
考虑到数字化控制系统在验收测试时需要综合使用硬件和软件，根据方案评审会和初稿评审会两次会议的讨论结果，报主管部门批准后，删除原标准中“硬件”二字。
二、编制过程
（1）概述
本标准参考GB/T 25928-2010《过程工业自动化系统出厂验收测试（FAT ）、现场验收测试（SAT ）、现场综合测试（SIT）规范》，结合我国核电工程的实际情况，对GB/T 25928-2010中的不适用以及遗漏内容进行了修订和补充。
本标准由深圳中广核工程设计有限公司主编，苏州热工研究院有限公司、北京广利核系统工程公司、上海核工程研究设计院参加起草。
（2）大纲评审稿
2011年6月3日召开了本标准的大纲评审稿专家讨论会，包括来自中国电力顾问集团公司、华东电力设计院、西北电力设计院、广东电力设计院、江苏核电有限公司、宁德核电有限公司以及本标准的主编和参编单位的专家共15人参加本次讨论会。
本次会议中对本标准的编制方向以及编制过程中遇到的主要问题进行了讨论，为本标准的制定指明了方向。
（3）初稿
2011年10月20日召开了本标准的初稿讨论会，包括来自中国电力企业联合会、中国电力顾问集团公司、华东电力设计院、广东电力设计院、东方电气自
控公司、浙大中控技术有限公司以及本标准的主编和参编单位的专家共16人参加本次讨论会。
本次会议针对初稿中的内容进行了逐条核对，并对有异议的内容进行了详细的讨论，并形成了统一的认识，为征求意见稿的发布典型了坚实的基础。
（4）征求意见稿
历经两次大规模的专家评审讨论以及多次内部讨论后，于2012年1月完成征求意见稿，提交中国电力企业联合会标准化中心。
三．主要技术内容的说明
本次制定主要参考GB/T 25928-2010版，主要修订内容如下：
——为满足我国标准编制的要求，增加了第2章“规范性引用文件”；
——增加了“核安全等级”、“数字化控制系统”等术语及其定义（见2.1和2.2）；删除了“自动化系统”、“过程工业”、“工程项目设计规
范”和“工程项目功能规范”等术语及其定义（GB/T 25928—2010的
2.1，2.10，2.11和2.12）；修改了“位号”、“买家”、“业主”、
“总承包商”和“供应商”等术语及其定义（见 2.3，2.7，2.8，2.9
和2.10；GB/T 25928—2010的2.2，2.6，2.7，2.8和2.9）；
——根据核电项目的工程特点，删除了“C&E”、“DCS”、“ESD”、“PDS”、“PFS”缩略语（GB/T 25928—2010的3），增加了“ETS”缩略语（见
3）；
——根据核电项目的特点，删除了“因果图”、“控制说明”、“联锁清单”
（GB/T 25928—2010的4.1，5.3.2.3），增加了“流程图”、“操作
规程及其相关文本”和“FAT测试说明”（见5.2，6.3.2.4）；
——将“工程项目相关的供货范围”修改为“本项目供货范围内的设备”
（见6.1，6.3；GB/T 25928—2010的5.1，5.3）；
——根据核电项目的工程特点，将“FAT复查”修改为“FAT回归测试”（6.2，
6.4；GB/T 25928—2010的5.2，5.4）；
——根据翻译法规则，“should”翻译为“宜”，因此将“应”修改为“宜”
（6.3.1.3，6.4，8.1；GB/T 25928—2010中5.3.1.3，5.4，7.1）；
——增加了对资料性附录E、F的引用说明（见8.1）；
——为保持前后叙述统一，将附录A2的标题修改为软硬件清单检查；（见附录A2；GB/T 25928—2010的附录A2）
——根据核电项目的特点，删除参考文件中的“工程项目规范书”；（见附录A3，A4）
——根据IEC62381－2006中的内容，将“折叠、转换、子画面”修改为“跳转、连接和子画面”（见附录A8；GB/T 25928—2010的附录A8）；
——修改了“参考文件”清单；（附录A9；GB/T 25928—2010的附录A9）四、与国外同类标准水平的对比分析
新编标准《核电厂非安全级数字化控制系统－出厂验收测试（FAT）、现场验收测试（SAT）、现场综合测试（SIT）规范》技术内容参考GB/T 25928—2010，对存在与GB/T 25928—2010不一致的技术内容，对照IEC62381－2006‘Automation system in the process industry- Factory acceptance test(FAT), Site acceptance test(SAT), Site integration test(SIT)’，本标准水平与GB25928以及IEC62381标准相当。
五、与现行法规、标准的关系
本标准与核安全法规和核电厂仪控系统方面的标准协调一致。
六、实施标准的要求和措施的建议
建议本标准以推荐性能源行业标准发布，发布实施后应尽快在核电厂工
程建设单位、设计院以及控制系统的供货商宣贯实施。
七、参考资料清单
[1] GB/T 25928-2010 过程工业自动化系统出厂验收测试（FAT）、现场验收测
试（SAT）、现场综合测试（SIT）规范
[2] IEC 62381-2006 Automation system in the process industry- Factory acceptance test(FAT), Site acceptance test(SAT), Site integration test(SIT)。