核电厂安全级数字化仪控系统故障缺省值的验证与确认

安全级数字化仪控系统中故障缺省值的设置对核电厂安全具有至关重要的作用,但其验证与确认的难点在于具体实施时缺乏明确的细则指导。基于IEEE Std 1012,结合对法规标准、缺省值设计原则及以往项目实施经验的分析,同时考虑到漳州核电一期项目数字化仪控系统平台及设计开发流程的特点,提出了一套针对安全级数字化仪控系统故障缺省值的验证与确认策略和方法。经过漳州核电一期的实践验证,这套策略和方法能够充分、高效地验证缺省值设计的正确性和完整性,有效缓解了验证与确认过程中缺乏详尽标准、理论及相关成熟经验可借鉴的困境。对于后续核电安全级数字化仪控系统故障缺省值的验证与确认工作,该策略和方法具有一定的参考价值。

核电厂安全级DCS缺省值设置策略研究

针对数字化仪控系统中无效信号的质量位随意蔓延使系统处于一种不确定状态的问题,结合核电厂运行工况和信号特性,对龙鳞平台故障诊断机制和信号质量位标识进行研究。考虑故障安全准则,系统性地提出缺省值设置原则。从信号执行功能和信号边界两个维度进行分析,确认缺省值的设置范围,并详细给出执行保护功能、报警功能、维护和试验功能信号的缺省值设置策略。同时,针对传统的缺省值验证方式无法全面、有效地进行缺省值验证的问题,提出一种利用全范围模拟机和虚拟数字化控制系统(DCS)进行缺省值验证的新方法。利用该方法可有效地对DCS内设置的缺省值进行系统性的验证。所提出的缺省值设置策略和验证方法可为后续核电厂安全级DCS的缺省值分析和设置提供全面的指导。

核安全级DCS设备危险频率下的电接触摩擦学特性

为研究核安全级分布式控制系统(DCS)设备中的电接触摩擦学特性,对核安全级DCS设备的危险频率进行了评估。建立了一套球面电接触摩擦学试验装置,在危险频率下进行了一系列载流摩擦学试验,探索不同电流作用下界面摩擦磨损特性。研究结果表明,核安全级DCS设备的危险频率为12 Hz;在该频率下,随着输入电流从1 A增大至3 A,摩擦因数呈现先减小后增大的趋势;在大电流作用下,电接触达到失效的时长显著增长;电接触界面表现出划痕、颗粒、微裂纹、磨屑堆积和磨屑飞溅等5种特征;虽然接触区域存在一定的氧化产物,但是只要有足够多的接触区域实现导电通路,界面依然能够保持良好的电接触状态。

核电厂安全级电气连接器的设计与试验

为实现安全级仪表信号的可靠传输,核电厂通常采用可拆卸的电气连接器连接仪表与电缆以及电缆与电缆。对电气连接器技术进行调研,设计了一种结构简单、性能可靠、操作安装方便、在地震以及严重事故下能有效吸收振动载荷、能够承受更长时间的辐照老化和热老化的安全级电气连接器。依托研制样机开展了功能性能试验和鉴定试验,试验结果表明:安全级电气连接器具有极高的可靠性,能够满足核电厂事故环境下的需求。该连接器可推广于其他恶劣环境条件下的应用领域。

核电厂安全级DCS手自动切换设计方法研究

为提高核电厂运行的可靠性,部分驱动器设置了手动控制和自动控制两种控制方式。在安全级DCS系统内搭建手动、自动控制信号切换硬逻辑,即可实现手动控制装置的手动控制信号和安全级DCS系统的自动控制信号,都能独自完成控制驱动器的目的。文章针对切换硬逻辑的设计方法,提出了一种新的接线设计方案,在不增加设备设计的误动率和故障率的情况下,提高了安全级DCS设备设计的质量。

核设施安全级控制系统的发展

随着国家智能制造发展规划的发布,企业向数字化与智能化转型已经迫在眉睫,核设施安全级控制系统作为核设施的重要组成部分,在保证其安全、可靠运行的前提下,也需顺应这一发展趋势。文章分析了国外仪控系统、国内核电及核化工领域安全级控制系统的发展现状;同时对比分析了模拟安全级控制系统和数字化安全级控制系统的主要系统构成及技术特点;最后基于核化工领域安全级控制系统主要采用模拟技术路线的现状,提出向数字化控制系统发展的观点;并基于数字化控制系统可能存在的风险,给出了核电厂数字化控制系统的改进建议,对未来工程的升级优化设计具有指导作用。

核电厂低压配电系统对于安全级DCS运用的分析

结合国标、行标对国内安全级DCS的低压配电安全进行理论分析,综合考虑对设备安全、人员安全、设备功能性影响。结果表明,为适应安全级DCS的运用,低压配电增设IT网络为安全级DCS供电的方案在安全级DCS供电回路中不设置漏电保护电器时要优于TN-S低压供电方式。

核安全级DCS模拟量I/O模块自动校准系统设计

在核安全级工业离散控制系统(DCS)中,模拟量输入输出功能模块需要通过手动操作的方式开展通道精度校准。该方式效率较低并容易引入人因失误,对核安全级DCS系统数据处理精度产生负面影响。简要给出了一套自动化校准系统的架构设计,定义了一套专用于多I/O通道模拟量校准过程的低速串行通信协议的帧格式,并在此基础上搭建了将模拟量校准过程自动化实现的上位机控制程序,阐述了其工作机制,并对其工作性能、校准质量进行了评估。

核电厂安全级独立构筑物供电方案研究与分析

核电厂安全级独立构筑物具有远离核岛、布置分散和供电要求高的特性,导致供电配置方案复杂,实施困难,同时造价高昂,因此需在满足核安全功能的基础上,配置适宜完整的供电方案,提升工程的可行性和经济性。从核岛厂用电配置原则和架构出发,以新增应急柴油发电机组厂房为例,对维持其厂房日常运行和设备应急启动的负荷进行了详细分析,并据此提供核电厂纵深防御下正常电源、应急电源、直流电源等多层次用电要求的供电解决方案,为核电厂同类安全级独立构筑物供电方案的解决提供示范和指导作用。

基于NASPIC平台的安全级DCS T2定期试验用例工程设计优化研究

核电厂安全级DCS的T2定期试验具有检查系统中逻辑和整定值可用性与准确性的重要作用。对基于NASPIC平台的T2定期试验方式进行了研究,通过与其他平台的T2定期试验方式做比较分析,总结出了基于NASPIC平台T2定期试验用例注入功能的优缺点,并针对该功能的缺点提出了改进措施,形成了新的T2定期试验测试用例的生成策略。通过测试验证,新的方式可以用于改进基于NASPIC平台T2定期试验用例注入功能,以确保系统中逻辑和整定值的可用性与准确性。

核电站安全级DCS应用软件设计过程浅析

当应用数字化技术DCS对核电站安全重要系统进行设计时,为了保证安全级DCS应用软件的可靠性,对相关法规标准进行了研究。鉴于以IEEE标准为主的美国标准体系较为完整,认为可应用NRC认可的系列IEEE标准来指导应用软件的设计,并分析了各个软件相关IEEE标准间的关系以及设计时该如何应用这些标准。最后,依据标准要求对应用软件的设计方法进行了研究,初步得出了计划、需求、设计、实现、集成和确认、安装各个阶段的执行方法。

反应堆数字化仪控系统安全级硬件平台设计及应用

开展了反应堆仪控安全级硬件平台的设计和研制。该平台采用X86系列主控制器、智能输入输出(IO)、高速总线的技术框架,按相关标准的要求进行设计和研制,并通过多项型式试验验证,满足指标要求。

核安全级数字化仪控系统自诊断功能研究与设计

自诊断功能是核安全级数字化仪控系统的关键功能,对核安全级数字化仪控系统本身的RAMS特性,以及核电厂整体安全性和可用性有直接影响。本文基于RAMS分析评估技术,形成了以潜在故障模式为主的自诊断功能设计基准,在此基础上提出了一整套包括故障诊断、故障处理、诊断信息上报和报警指示功能的核安全级数字化仪控系统自诊断功能设计方案,并在和睦系统上进行了设计实现。实测结果表明,和睦系统可以实时在线监视自身运行状态,能够及时处理、上报和精确指示所有设计基准范围内的异常,大幅增强了故障定位能力,提高了和睦系统的可维修性,充分满足核电厂整体安全性和可用性要求。

FPGA技术在核安全级仪控系统中的应用探讨

FPGA技术因其具有集成度高等特点而得到了快速广泛的应用。在核电站仪控系统数字化升级改造过程中,FPGA技术可否应用、如何应用已成为一项紧迫研究的重要课题。分析了FPGA的技术特点及其应用于核电站仪控系统中面临的挑战,提出了在使用标准、开发过程、设计技术和工具选用等方面可能的应对措施。最后,对FPGA在国内的后续应用进行了探讨。

数字化核安全级仪控系统软件的验证与确认

本文讨论了核安全级软件验证与确认的方法论。详细描述了在数字化核安全级仪控系统研发过程中V&V活动的具体实施过程,此外还介绍了为开展可信的验证与确认活动的所制定的V&V流程与规范、构建的各种V&V平台及采用的V&V关键技术等。

动态多级安全级模型及其应用

针对采用传统MLS模型实现的系统可用性和灵活性较低的问题,提出了一种基于动态安全级的MLS模型Dynamic MLS。模型使用由流入信息最高安全级和流出信息最低安全级组成的动态安全级代替传统BLP模型中的当前安全级,并依此对主体访问客体的行为进行更灵活的控制。模型在BLP模型11条规则的基础上对其中的5条规则进行了改进,并通过形式化方法证明了改进模型的正确性。最后给出了模型在增加linux系统安全性方面的应用。

HDFS的多安全级数据销毁机制设计

在云计算应用中,数据安全是用户首要关心的问题,因此云中数据安全的研究也成为当前云计算研究的重点。针对开源云计算存储系统HDFS中的数据不能彻底销毁,从而可能导致数据泄露的问题,设计了HDFS的多安全级数据销毁机制。一方面,该机制在删除数据前使用数据覆写算法覆写原数据,可以有效预防云中数据的恶意恢复,防止数据泄露,从而达到彻底销毁数据的目的;另一方面,该机制采用多安全级可定义的方法,采取多种覆写算法销毁数据,平衡了安全需求和性能需求。仿真实验表明,该机制可以在HDFS环境下有效地覆写Block文件达到彻底销毁原始数据的目的,同时不同的覆写算法时间开销也不同,保证了效率和安全的平衡。

核安全级设备的热寿命鉴定研究

当前法律和法规规定,对核电厂安全系统使用的核安全级电气设备必须进行鉴定。尤其安全壳内的设备均要求进行寿命鉴定,电气设备主要考虑电气绝缘材料的热寿命。论文给出了一种简洁、客观,工程可行的评估方法。

核电厂安全级电机质量鉴定中的热老化试验

热老化试验是核电厂安全级电气设备鉴定中的主要项目之一,用于确保核电站在设计年限内安全运行。电机是核电站大量应用的设备,由于绝缘系统复杂,其热老化试验的设计和实施极具代表性。以6.6 kV电机40年寿命验证项目为例,介绍了核电厂安全级电机质量鉴定程序中的热老化试验方法,阐述了三点法确定活化能的试验及数据处理过程,与热重分析法进行对比,分析了整机热老化试验条件的确定方法及结果判断条件。

APWR安全级仪控系统通信应用浅析

从通信的角度对核电站数字化仪控平台进行了分析和研究。结合国际普遍采用的IEEE标准等,以APWR项目核电站所应用的数字化仪控平台为研究对象,重点介绍和分析了该平台的整体通信架构及应用的通信技术。同时,根据相关法规标准及任务需求说明,对APWR的仪控平台通信架构进行进一步修改和完善。修改之后的通信架构不但提高了驱动可靠性,降低了系统的响应时间,而且降低了多层通信带来的风险,提高了安全性能。