“和睦系统”的质量守护者——访北京广利核系统工程有限公司总经理助理 裴红伟

曲国利:您好!核电站数字化仪控系统是核电站的“神经中枢”,用于完成核电站反应堆安全停堆和事故缓解功能。这种核级DCS的设计制造应该有着非常高的质量要求,请您谈一谈贵公司是如何满足质量要求的呢?裴红伟:核安全级控制保护系统(简称“核级DCS”)。

基于FirmSys平台的核电厂反应堆保护系统设计

反应堆保护系统用于监测与反应堆安全有关的物理和过程测量参数,确保在发生设计基准事故时自动触发紧急停堆和/或专设安全设施,从而保护反应堆中燃料包壳、一回路压力边界和安全壳的完整性,限制放射性物质向公众环境的释放。基于FirmSys平台,提出了应用于田湾5^(#)、6^(#)机组核电厂反应堆保护系统设计方案。详细介绍了系统结构、接口、多样性以及故障检测设计,并对保护系统设计方案与标准的符合性进行分析。分析结果表明,该系统设计方案满足单一故障、独立性、多样性、保护动作自动触发等安全设计准则,同时兼顾了电厂运行经济性,可为后续核电厂保护系统设计提供指导和借鉴。

基于FirmSys的三代压水堆核电站核安全级数字化保护系统设计概述

伴随我国三代压水堆核电站自主化进程,在三代压水堆核电站中采用自主化的全数字化仪控技术已迫在眉睫,尤其是核安全级数字化保护系统更是实现全数字化仪控的关键环节。本文主要针对使用广利核公司自主研发的核安全级数字化仪控产品平台(FirmSys)为三代压水堆核电站提供保护系统解决方案的可行性进行初步探讨,为将来的工程设计和应用提供借鉴。本文首先说明了数字化安全级保护系统总体设计方案和系统功能的实现,然后进行了设计准则符合性分析,初步说明技术方案的可行性。

姑山矿和睦山矿区通风系统优化

马钢姑山矿业公司和睦山矿区由于生产能力的提高,现有通风系统不能满足生产的需求,而且井下局部存在风流短路问题。通过系统分析、调整并合理设置机站及风门,使通风系统达到了生产需要,取得较好的效果。

和睦系统控制站输出允许功能研制与应用

核电机组的核安全级数字化控制保护系统控制站在大修期间处于单路供电状态。为方便设备维修,通常会对控制站执行临时控制变更(TCA),即强制控制站中的保护信号为固定值而不输出实时值。当单路供电出现故障又恢复时,控制站失电重启导致内部TCA自动清除,会误触发安全注入和安全喷淋信号,给核电站带来较大的安全隐患和经济损失。和睦系统(FirmSys)是我国首个自主研发的核安全级数字化控制保护系统平台。通过对和睦系统输出允许功能进行需求分析,提出了一种“允许用户手动干预控制站信号输出”的设计方案,彻底解决了控制站失电重启误触发问题。实现了输出允许功能的和睦系统已经在阳江5^(#)、6^(#)、红沿河5^(#)、6^(#)、田湾5^(#)、6^(#)、防城港3^(#)、4^(#)机组进行了成功应用。

基于和睦系统的工程应用软件验证平台设计

在实际DCS工程中,针对输入复杂、工期紧张的项目,需要设计验证环节多次迭代,进而导致工期拖延,为解决以上问题,本文设计了一种基于和睦系统的工程应用软件验证平台。从实际需求出发,通过分析软件验证平台的功能及用途,从硬件和软件两个方面开展设计工作,并最终完成了平台的集成、测试。此外创新性地通过建立过程模拟及仿真模型,对运行工况及特殊工况的验证相比原验证方法更加全面,从而保证了工程质量。该平台设计完成后通过在某项目的实践检验,证明可有效减少成本、缩短工期、提高验证质量。

FirmSys平台在安全级DCS的AA报警处理系统中的应用

FirmSys平台产品是中国自主知识产权的、通用的核安全级核电站控制保护系统平台,可应用于多种类型的核反应堆安全级仪控系统。安全级DCS的AA报警属于主控室BUP报警的一部分,分为A、B两列,其报警信息分别来自安全级DCS的A、B列。报警处理系统通过网络采集反应堆保护系统各功能站的报警条件信息,经过报警逻辑处理,产生声音和灯光报警信息,并通过硬接线的方式传递到BUP上,给操作员对发生的事件予以提醒。在某核电机组全厂DCS供货项目中,FirmSys正式进入工程应用阶段,与SpeedyHold、HolliAS-N、FitRel、EmInfoSys这些平台一起为核电站提供了完整的DCS系统产品解决方案,首次实现了核电站数字化仪控系统100%的国产化。

VVER堆型保护系统停堆指令定期试验方案的设计

为验证水⁃水高能反应堆(VVER)保护系统紧急停堆保护指令的可靠性及可用性,结合和睦系统(FirmSys)平台特性和VVER堆型停堆装置的结构特点,设计了1种切实可行的紧急停堆保护指令接口试验的定期试验方案。该方案使用数字化仪控设备安全控制显示装置(SCID)代替传统的盘台按钮与指示灯。SCID可作为接口试验的触发与显示装置。该方案是基于FirmSys的VVER堆型的接口试验的成功应用,满足法规要求和试验需求。该方案经过实际应用的验证,可有效避免试验误动、减少人因失误、缩短试验持续时间。该方案可为核电站同类型接口试验设计提供借鉴。

基于和睦系统的某研究堆保护系统定期试验方案设计

和睦系统(Firm Sys)是一套成熟可靠的核电站安全级数字化仪控平台,已成功应用于多个百万千瓦级核电机组的保护系统。为满足各类型核电机组的改造需求,Firm Sys平台越来越多地应用到小型核电项目中。按照法规和标准要求,需对安全级保护系统进行定期试验。定期试验方案设计是数字保护系统的关键设计技术之一。本文以某试验堆为例,基于Firm Sys平台进行小型核电保护系统的定期试验设计,提出了一套完整的定期试验解决方案,简化了定期试验操作流程,优化了定期试验步骤。可为同类型的小型核电保护系统的定期试验方案设计提供思路与参考。

核电站DcS仪控系统网络信息安全产品的研究与应用

随着国内核电站的不断增多,核电站国产DCS仪控系统的可用性以及可靠性取得了重大进步,近些年来由于工业控制领域的信息安全问题频发,因此对DCS仪控系统的要求也在不断提高。依托北京广利核系统工程有限公司DCS仪控系统,笔者研究并设计了网络信息安全产品-和睦卫士网络安全系统。该网络安全系统已在红沿河核电站5号机组DCS仪控系统中应用,通过测试人员调试验证及现场使用,证明了其能够有效地应对网络战环境下复杂的信息安全威胁,并构建了积极防御、综合防范、本质安全的保障体系,为其他核电站甚至其他控制领域提供了良好的借鉴。

压水堆核电厂堆芯冷却监测系统的数字化改造方案研究

堆芯冷却监测系统(Core Cooling Monitoring System,简称CCMS)是压水堆核电厂事故后监视的组成部分,用于完成堆芯温度测量与压力容器内水位测量的功能。现役部分核电厂,如大亚湾核电厂等,其CCMS系统已运行十年以上,即将达到设备运行寿期,面临设备老化、零部件停产等问题,需要进行系统升级改造。本文基于北京广利核系统工程有限公司研发的安全级数字化仪控系统平台FirmSys,提岀了一种CCMS系统的技术改造方案,包括系统功能、工作原理及系统组成和配置等。本方案在实现原有温度及水位监测功能的基础上,同时可以满足核电厂由SOE规程升级至SOP规程的需要,并具有可靠性高、精度高、人机界面友好、便于维护等诸多优点。

IAEA仪控系统审评中的审评原则分析

仪控系统独立工程审评(IERICS)是由国际原子能机构(IAEA)主导的、针对核电站仪控系统的专项审评,在国际上具有较高的权威。文章结合我国首个自主化核安全级仪控平台——和睦系统的IERICS过程,从标准要求、实施方法及文档要求等方面对安全设计准则的审评原则进行分析,总结了SSG-39安全导则中规定的安全设计要求,为后续相关核安全级仪控系统的设计和安全审查提供参考。

核电数字化仪控系统机柜抗冲击分析技术

海上型浮动核电站是目前核电发展的新方向之一,由于部署于海洋环境,因此其数字化仪控系统(DCS)机柜需要满足冲击载荷的要求.鉴于此,本文通过研究抗冲击技术,结合DCS机柜的应用特点,提出了适用于海洋环境的带有隔冲装置的抗冲击机柜分析方法.通过模态分析有效避免共振的发生;通过瞬态时程分析迭代方法解决含有钢丝绳减振器的隔冲机柜抗冲击分析问题,有效地控制加速度响应以及机柜应力峰值.经过冲击试验验证,机柜满足抗冲击要求,验证抗冲击设计的有效性;通过试验采集数据与仿真分析数据的对比,验证抗冲击分析方法的准确性.基于有限元的抗冲击分析技术研究为自主化安全级DCS和睦系统在海上型浮动核电站的应用提供了保障,该技术可在有抗冲击需要的核电DCS开发过程中推广和应用.

形式化验证方法用于核电厂数字化仪控系统HPD验证的探索与实践

为提高核电厂数字化仪控系统中HPD(HDL-Programmed Device)验证工作的效率和有效性,从而帮助提高仪控系统可靠性,引入形式化验证方法。形式化验证方法与传统的基于功能仿真的验证方法相比可以更有效地发现系统设计中的错误,更充分地验证系统设计,更方便地对验证流程进行管理。目前基于断言的形式化验证方法已经在大规模ASIC设计,以及数字通信领域HPD设计的功能验证中取得了成功,本文将这一方法引入核安全级系统HPD验证实践中,主要介绍HPD形式化验证的特点、原理和方法,以及其在FirmSys系统安全级HPD验证工作中的初步应用。

大亚湾核电站堆芯冷却监测系统改造实践

堆芯冷却监测系统(Core Cooling Monitoring System,简称CCMS)用于对压水堆堆芯冷却状态进行监测,属于安全级系统。北京广利核公司采用FirmSys安全级数字化仪控平台产品,对大亚湾核电站CCMS系统进行了数字化改造,以解决原系统可用性降低、堆芯冷却状态算法存在不足、记录功能较弱的问题,同时满足大亚湾核电站事故管理规程从事件导向规程(EOP)向状态导向规程(SOP)过渡的需要。改造后的1#机CCMS系统在2013年11月投入使用,运行稳定可靠。这是国内在役核电厂安全级数字化仪控系统的首次改造,也是国产核级安全级数字化仪控产品FirmSys在国内核电站安全级的首次应用。改造方案可供同类系统改造借鉴。

核电站保护系统通道间通信故障对热备冗余控制站切换的影响分析

核电站保护系统通常采用四通道冗余设计,单通道采用热备冗余结构的控制站,主要是利用其主从切换功能提高单通道的可靠性。通道间采用单向点对点通信,如果该通信发生故障,相应的热备冗余控制站进行主从切换固然能提高可靠性,但是,由于四个冗余通道间均有通信,通道间通信故障可能带来多通道同时主从切换动作造成保护系统扰动,所以通道间通信故障是否需要进行主从切换是一个两难的选择。本文结合和睦系统(FirmSys)热备冗余主控制站的特点,引入故障模式影响分析(FMEA)技术对通道间通信及相关设备的故障模式及影响进行详细的分析,通过对切换与否的影响进行对比分析,给出最优设计方案。目前基于该方案的热备冗余主控制站的主从切换机制已应用于阳江5&6号机组、红沿河5&6号机组等的保护系统。本文为FMEA技术在系统设计方案中的应用提供了良好的实践。

高温气冷堆核电站保护系统定期试验方案设计

华能山东石岛湾高温气冷堆核电站示范工程(HTR-PM),是世界上第一座具有第四代核能系统安全特征的高温气冷堆商用示范核电站。结合高温气冷堆的特点,清华大学核能与新能源技术研究院和北京广利核系统工程有限公司共同开发了HTR-PM专用的数字化保护系统,该保护系统是基于和睦系统(FirmSys)产品实现的。按照标准法规要求,需对反应堆保护系统进行定期试验,该定期试验方案采用集成化较高的定期试验装置实现,可在保证保护系统安全的情况下,完成对保护系统全覆盖的T1(不含交叉检验)、T2、T3试验。本文针对HTR-PM专用的数字化保护系统,提出了一套完整的定期试验解决方案,该方案满足法规标准的要求,与压水堆项目相比,简化了保护系统的设计,优化了试验人员的操作过程。对其他堆型的定期试验方案设计有借鉴意义。

FirmSys系统质量位产生机理及应用研究

质量位是核电站数字仪控系统的一项重要功能,通过质量位信息判断现场信号的有效性并执行相应的处理逻辑。对于核电站安全级DCS系统来说,除了要监视并控制保护系统工艺参数符合运行要求之外,还要避免因质量位使用不当造成表决功能降级或跳堆的发生。从FirmSys系统的质量位产生、作用原理和应用方面进行梳理和分析,并给出了一些应用方案。

“华龙一号”核电技术自主化DCS设计与实现

“华龙一号”是我国具有完全自主知识产权的第三代核电技术。它是根据福岛核事故经验反馈以及我国和全球最新安全要求进行研发的。通过对“华龙一号”数字化仪控系统的研究,并结合对最新的法规标准、功能及设备分级、设计原则和总体设计方案的分析,及CPR1000核电项目设计经验,形成完全自主化的三代核电仪控系统架构,保证三代核电厂更安全、更先进。同时,对二代加核电厂与三代核电厂作对比分析,提炼出三代核电厂仪控系统在技术上的创新点和改进点,并结合防城港3#、4#机组进行说明,证明“华龙一号”仪控系统设计的分级原则和设计更加合理,三代核电技术更加安全、可靠。“华龙一号”基于自主化控制平台全厂DCS解决方案的提出,为“华龙一号”核电厂走出国门提供了原型保障。

基于和睦系统的ACPR1000核电厂反应堆保护系统自诊断方案设计

给出了一套基于和睦系统的ACPR1000核电厂反应堆保护系统自诊断功能的设计原则,在此基础上进行了方案设计,包括和睦系统平台故障诊断、故障处理、诊断信息上报和报警指示。实测验证表明,基于该自诊断方案设计的ACPR1000核电厂反应堆保护系统自诊断功能,可以将和睦系统所有的可诊断故障进行处理、上报和指示,为ACPR1000核电厂反应堆保护系统的日常维护和故障应急处理提供足够的决策信息,满足核电领域规范和现场应用要求。