单一故障准则在核电非安全级仪控系统的应用

介绍了当前单一故障准则在核电厂非安全级仪控系统中应用现状,分析了几例典型的单一设备故障造成的电站停机、停堆或降功率的事件案例,阐明了将单一故障准则应用于核电厂非安全仪控系统中的关键设备的保护与控制的必要性。应用典型单一故障模式分析方法,准确定位了核电厂非安全级仪控系统中存在的隐患点,并提出了改进方案。

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。

核安全级仪控系统通信网络FirmNet设计技术研究

通信系统是核安全级仪控系统重要的技术组成部分,其负责系统内各子系统之间的通信,对整个系统的实时性、可靠性和安全性等有重要的影响。本文通过对核电标准及行业文献的分析和解读,归纳出核安全级通信网络应该具有可靠、实时、安全、确定和独立等特征要求,并基于这些要求设计和实现了一套基于逆向冗余双环拓扑的通信网络(称为FirmNet)及产品,目前FirmNet网络已应用于国内多家核电厂反应堆控制保护系统中。相关分析和设计对于研制核安全级通信网络具有很高的参考价值。

商用数字化设备在核安全级仪控系统中适用性确认研究及实践

随着核电的发展,核电站数字化设备所承担的功能越来越多,但由于核安全数字化设备供不应求和技术发展的限制,导致核电厂所需的数字化设备需要采购.由于外购的数字化设备中软件复杂性,如何验证商用数字化设备达到核安全级标准要求是当前的难题.通过分析国内外标准对商用数字化设备的标准要求,提出适合中国国情的、满足核电质量要求的适用性确认过程和方法,用于指导商用数字化设备适用性分析工作具体执行,确保商用数字化设备达到核安全要求.

数字化核安全级仪控系统软件验证和确认平台的设计与实践

在针对数字化核安全级仪控系统中的软件进行验证和确认(V&V)过程中,为了确保V&V工作可信、有效、高效地开展,构建一个软件V&V平台,支持包括准备、执行和管理等全过程的V&V活动。该V&V平台基于通用数据库,通过集成定制工具与商用工具,来提供V&V工作所需的方法和手段。通过多个核级软件的V&V项目的应用实践,证明该平台对于开展V&V活动发挥了重要作用,使得数字化核安全级仪控系统具有清晰证据支持的高安全性与高可靠性。

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

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。

核电厂安全级仪控系统软件概念V&V探讨

核电厂安全级仪控系统作为反应堆监测、控制以及保护的重要部分,承担着保障核安全的重要责任.随着数字化仪控系统在核电厂的全面应用,软件作为实现系统功能核心,为保证其高可靠性,须在其开发生命周期中各阶段执行验证与确认(V&V)工作.在国内外相关法规标准要求基础上,结合项目实施经验,通过梳理概念阶段各项验证与确认任务间关系,实施流程及提出具体分析和处理方法的方式,对核电厂安全级仪控系统软件概念阶段各项验证与确认任务要点及方法进行了详细阐述,解决了当前概念阶段验证与确认工作缺乏具体实施措施指导的问题,可为后续其他项目概念阶段验证与确认活动高质量开展提供有益借鉴.

核安全级仪控系统维护软件中间件设计

维护软件是核安全级仪控系统的重要组成部分。其中,维护软件中间件是维护软件的核心组件。维护软件要与主控站、网关站、安全显示站通信,进行工程组态的下装、监视系统运行状况、参数整定和定期试验等维护操作。面对不同网络传输协议、不同数据格式及不同性能的安全级设备,要求维护软件有统一的下装、监视、参数整定和定期试验操作。针对这种情况,设计了维护软件中间件。该中间件抽象出应用协议层、数据收发层和网络协议适配层。通过应用协议层,为上层维护软件提供统一的调用接口,降低了不同设备数据格式的复杂性,便于上层维护软件的维护。通过数据收发层和网络协议适配层的设计,可以适用不同网络传输协议的安全级设备。该中间件已成功应用于我国防城港3、4号核电机组的安全级仪控系统,为核电站的安全、可靠运行提供了有力的保障。

核安全级仪控系统软件开发质量管理

核安全级软件的质量关系到整个安全系统的安全性和可靠性,有效地开展软件质量管理,是保证安全级系统开发的关键,是核安全级系统自主化和国产化的重要环节。结合CAP1400保护系统的研发过程,介绍了开发过程中安全级软件的质量保证过程,重点分析了其中组织结构、标准体系、信息化支持和独立验证与确认的相关内容,为今后我国非能动核电厂安全系统的设计开发提供方便。

三代核电站安全级仪控系统软件可靠性方法浅析

研究了软件可靠性分析在国内外核电领域的应用现状,介绍了三代核电中安全级仪控系统的架构。选择双稳态逻辑处理系统的处理器软件为例,对该系统软件进行了软件故障模式和影响分析,并对其进行了测试,为三代核电站安全级仪控系统的设计优化、软件可靠性分析提供了可信依据。

安全级仪控系统对避免反应堆偏离泡核沸腾的研究

建立了燃料棒轴向不同位置偏离泡核沸腾比(Departure from Nucleate Boiling Ratio,DNBR)的计算模型,研究分析了一回路冷却剂温度对DNBR的影响。针对超温、超功率ΔT保护触发安全级仪控系统执行紧急停堆功能,避免发生偏离泡核沸腾(DNB)展开了研究。研究了安全级仪控系统的驱动信号、控制逻辑,明确了安全级仪控系统在避免反应堆偏离泡核沸腾的堆芯保护功能。为进一步分析事故工况下安全级仪控系统的保护作用奠定了基础。

安全级仪控系统设备鉴定样机代表性分析

安全级仪控系统是核电站的中枢神经,是核电厂安全运行必不可少的系统设备。为了确定安全级仪控系统的可靠性和安全性,设备鉴定成为其主要技术手段。受成本和时间等因素限制,设备鉴定通常使用具有一定代表性的鉴定样机来完成相关试验。因此,核电厂安全级仪控系统鉴定样机的代表性是鉴定结论能否适用于工程产品的关键。NB/T20344和IEEE标准提出了一些关于鉴定样机代表性方面的要求和分析方法。以相关法规、标准为基础,对鉴定样机的代表性分析进行了研究,详细描述了定性分析的要素,并在定性分析的基础上提出了一项全新的基于符合性系数的定量分析方法。该方法大大提高了鉴定样机代表性分析结果的可信性。

核燃料后处理厂安全级仪控系统审评关注点探讨

核燃料后处理作为核燃料循环的重要环节,是关系到我国核能利用是否能够可持续发展的重要组成部分,核燃料后处理仪控系统是设施能够安全连续运行的重要保证,具有监测参数多,控制要求高等特点,其中安全级仪控系统要求其在工厂正常生产运行及设计基准事故工况下均能执行安全功能,因此其安全问题是设计及安全审评的关注重点。但核燃料后处理厂安全级仪控系统有针对性的法规标准较少,对于安全级仪控系统的设置要求还不够明确,缺乏可操作性。本文针对核燃料后处理安全级仪控系统,阐述了安全审评的关注点,提出了审评建议并与设计方达成了一致,有利促进了核燃料后处理设施仪控设计的规范化和优化,同时也为后续类似设施的安全审评及设计优化奠定了基础。

AP1000核电厂安全级仪控系统施工要点及对策

AP1000核电厂采用了全数字化仪控系统,其中保护和安全监测系统(PMS)属于安全级,该系统现场安装的全过程需要高度关注。PMS系统安装的实体工作可分解成三大类:处理机柜、电缆与光缆、中子探测器。通过首堆工程中PMS系统安装实践积累下的经验与教训,必将对后续AP1000机组的安全级仪控系统提供了宝贵的参考价值。

基于工程试验堆数字化安全级仪控系统T2试验测试方法研究

核电厂数字化安全级仪控系统的T2定期试验对于保证其逻辑功能的可靠性具有重要作用。目前在数字化安全级仪控系统中,大多数主流产品都采用自动测试装置执行测试脚本的方式来实现T2定期试验。本文通过白盒测试结合核电行业特点的方式研究了一种用于T2定期试验测试脚本的设计方法,保证核电厂数字化安全级仪控系统逻辑功能的正确性,确保系统运行的可靠性。

核电厂安全级仪控系统需求描述的研究

作为数字化仪控系统设计的第1步,需求的收集和分析是对系统设计、开发、实现等阶段提出明确要求的过程。对于核电厂安全级DCS系统,需求的正确描述直接影响到系统的实现,进而影响核电厂的安全。本文主要研究了核电厂安全级仪控系统需求的主要描述方法,定义了基于自然语言的语法模式,并采用了需求建模的方法对使用自然语言描述的需求进行补充和说明,以图形化的方式更加详细直观地解释自然语言需求,解决文本化需求本身存在的不足。

核安全级仪控系统中FPGA技术的应用

由于FPGA技术具有安全性高、成本较低等特点,已经被人们广泛应用到核安全级仪控系统当中。在该系统当中,采用FPGA技术,能够保证资源得到更好的利用,提高核安全级仪控系统的运行效率。基于此,本文主要研究核安全级仪控系统中FPGA技术的具体应用,希望能够给相关工作人员提供一定的参考。

一种核安全级数字化仪控系统现场控制站的冗余设计

介绍了一种核安全级数字化仪控系统现场控制站的冗余设计。采用两套完全相同的硬件组建主控制器热备冗余,冗余的主控制器异步运行。两个主控制器间使用复杂可编程逻辑器件(CPLD)进行状态交互和仲裁判断,通过大容量先入先出(FIFO)存储器和以太网物理层芯片(PHY)搭建的通信线路实现异步系统间的数据同步。该研究应用于核安全级仪控系统的设计中,实现了较小的切换延时并避免了切换扰动,提高了系统的可靠性。

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。

安全级DCS系统拒动率自动测试方案设计与实现

拒动率测试是验证核电厂反应堆保护系统(RPS)拒动率指标的有效手段,但是拒动率测试要求的测试次数庞大,采用人工测试的手段,存在执行效率低、耗费周期过长不可执行的问题。为此,本文针对拒动率指标测试要求,提出了一种采用测试装置开展自动测试的方案,通过拒动率测试需求分析及自动测试装置设计,建立并实现了拒动率自动测试系统,并基于ACPR1000 RPS系统对拒动率自动测试进行实践。实践表明,本文提出和建立的自动测试方案能有效完成拒动率指标的测试要求,大大节约了测试资源和成本,具有较大应用价值。