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。

某核电厂非安全级控制系统质量位风险分析及优化

本文对核电厂非安全级控制系统中的输入信号进行分析,并且结合电厂系统配置进行功能块划分,同时根据质量位所涉及的模拟图和逻辑图对核电厂非安全级控制系统存在的潜在风险进行改进,旨在降低机组因非安全级控制系统质量位出现而导致重要系统设备误动发生概率,从而提高机组运行可靠性。

核电厂安全级数字化控制系统工厂测试

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.

核电厂安全级主控制器负荷率分析方法研究

为提高系统可靠性,核电厂安全级仪表与控制系统设备对其主控制器的负荷率有严格要求.同时为缩短系统设计周期,有必要在核电厂安全级仪表与控制系统设备设计之初对负荷率进行准确预测.该文对核电厂安全级仪控系统主控制器的负荷率组成框架和主要影响因素进行了理论分析,得出了控制器负荷率的计算公式,给出了负荷率预测计算分析的总体方案.以此为基础,针对该方案中的关键环节开展了深入研究,对几种可采用的主流分析方法的适用性进行了对比分析,最终提出了一种可用于核电厂安全级主控制器负荷率预测的方法,为后续研究工作提供了基础.

安全级DCS网络安全标准分析与实施原则研究

随着越来越多的数字技术、通信协议和软件应用于核电厂安全级分布式控制系统(DCS),网络安全在核电厂和安全级DCS中的地位日益重要。近年来,国内外网络安全标准陆续发布。网络安全标准要求存在差异,如何选择标准要求、如何实施对应的网络安全技术需要理论支撑。通过国内外网络安全标准要求研究,给出标准实施的建议。采用对比分析方法,分析了国内外网络安全标准的差异,分析了网络安全标准要求执行的难点。结合核电安全级DCS技术背景,提出了标准要求在工程项目中应用的基本原则。考虑了安全级DCS功能安全与网络安全协调的要求。提出的原则可为安全级DCS网络安全标准要求实施、技术措施的选择提供理论依据。

安全级数字化仪控系统优先级逻辑模块的分析

安全级数字化仪控系统(Digital Control System, DCS)优先级逻辑模块是核反应堆仪控系统重要的组成部分之一,其主要功能是针对不同的DCS控制命令进行优先级判断,然后驱动专设安全设施及支持系统的泵、阀等相关设备.文中对国内3种优先级逻辑模块进行了介绍,通过分析不同优先级逻辑模块的实现方式与功能,对比其特点与优势.结果表明NASPIC的ACM模块在防止软件共因故障方面表现更为优异.这种纯硬件结构不仅能降低模块响应的时间,还能有效地避免软件共因故障,但这也导致了其能够实现的功能相对有限.Firmsys平台CIM的功能更为复杂.CIM中既含有MCU又含有CPLD,能够对设备实现分类化、精细化控制.NASPIC的PLM是完全基于CPLD建立起来的,PLM可以实现的功能相对丰富,为了避免软件共因故障,PLM中没有设计微处理器结构.目前,国内外基于自身理念设计的不同优先级逻辑模块的相关文献十分有限,因此,本文具有重要的工程意义与参考价值.

福清核电厂5^(#)、6^(#)机组反应堆保护系统的设计

反应堆保护系统是核电厂应对预期运行事件或设计基准事故而设置的重要安全级仪控系统。为满足“华龙一号”三代核电高安全性目标的设计要求,需要对反应堆保护系统的功能性能进行提升。以“华龙一号”示范工程福清核电厂5#、6#机组为研究对象,通过充分考虑保护系统设计准则要求并基于事故分析结论,提出了更具高可靠性和全面保护功能特征的反应堆保护系统设计方案。详细介绍了系统自动保护功能的设计、系统结构设计以及系统健康管理等内容,并对系统拒动率进行了定量分析。分析结果表明,系统总体拒动率不高于5.0×10^(-7)/指令,达到了国际主流三代核电的可靠性水平。该研究成果可为后续核电厂的反应堆保护系统设计或优化提供借鉴。

国密算法在核安全级DCS中的应用研究

随着国际形式的日益严峻及关键技术自主可控要求的日益提高,作为1E级设备的核安全级分布式控制系统(DCS)的信息安全特性受到了越来越广泛的关注。简要介绍了核安全级DCS的系统平台架构及其基本功能站特性,详细介绍了具有完全自主知识产权的国密SM2、SM3及SM4加密算法,分析了不同加密算法实现流程及其技术手段。同时,针对核安全级DCS,根据不同国密算法特点,研究了不同国密算法在其系统中的应用场景,提出了可信认证系统、本地数据加密系统及通信加密系统的初步设计方案,并对方案可行性进行了全面分析。分析结果表明,具有自主知识产权的国密加密算法能够完全适用于核安全级DCS的各项应用场景。3种加密方案为核安全级DCS的自主可控及信息安全特性的提升提供了强有力的理论支撑。

安全级DCS项目信息安全防范计划与实施

安全级分布式控制系统(DCS)执行反应堆保护功能,其信息安全防范尤为重要.信息安全防范计划在项目开始前编写完成,通过对安全级DCS生命周期各个阶段规定必要的管理和技术措施,消除或缓解系统和软件受到非法修改、操作、破坏和信息泄露的威胁,同时通过相关记录或技术措施进行问题追溯,从而达到消除安全防范问题隐患的目的,防止安全级DCS遭受危及安全功能的恶意破坏.实施计划对安全级DCS生命周期信息安全防范计划的制定和实施进行了详细说明,用于指导安全级DCS的信息安全防范工作,并为DCS厂家编写安全防范计划提供参考.

降额设计在核电厂安全级DCS可靠性分析中的研究

降额设计作为现代工业自动化研发过程中的一门技术,在产品结构优化和可靠性提升方面发挥着重要作用.核电厂安全级数字化控制系统(DCS)在可靠性方面的要求严格,为满足相应的可靠性指标,在核电厂安全级DCS产品设计研发中进行降额设计是必不可少的.基于降额设计方法,对核电厂安全级DCS所用部分元器件进行可靠性计算和分析,研究不同降额等级下元器件的可靠性水平变化情况,展示降额设计对提高核电厂安全级DCS可靠性的重要作用,为核电领域降额设计的可靠性研究提供参考.

“华龙一号”与AP1000反应堆保护系统分析研究

保护系统是反应堆的重要安全系统。该系统的作用是保护燃料包壳、一回路压力边界和安全壳的完整性。“华龙一号”与AP1000均为三代压水堆1000 MW级别堆型。选取典型漳州1#、2#机组和三门1#、2#机组的反应堆保护系统设备作差异性对比。从整体系统架构差异性到具体数字化仪控实现平台安全级分布式控制系统(DCS)进行全面的分析与对比。通过逐项的对比异同点,发现“华龙一号”和AP1000堆型的反应堆保护系统各有长处,在设备布置和信号传输方面存在较大差异。因AP1000堆型依赖非能动设计,降低了系统复杂度,保护系统设备数量也低于“华龙一号”。AP1000堆型的四序列反应堆保护系统架构和创新型设计可为后续三代改进压水堆的反应堆保护系统设计提供借鉴。

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。

示范小堆SVDU功能的设计与实现

安全显示单元(SVDU)是安全级数字化控制系统(DCS)主要的人机接口设备。其功能设计对核电站主控室的任务分析和功能分配有重大影响。以ACP100示范小堆安全级DCS的SVDU为研究对象,分析了示范小堆的反应堆保护系统设计方案,完成了示范小堆安全级DCS的架构设计。创新性地采用了完全独立的四冗余保护序列结构。在主控室功能分配的基础上,明确了SVDU在安全级DCS中的功能定位,在SVDU上实现了安全级设备控制、工艺流程监测以及严重事故监测与处理功能。通过“华龙一号”与示范小堆中SVDU功能差异的对比,提出了示范小堆SVDU功能设计的实现方案,为“华龙一号”后续工程项目SVDU设计提供了参考。此方案为核电站集约型控制室设计的实现提供了有效借鉴。

核安全级DCS功能安全与信息安全权衡技术

以典型核安全级分布式控制系统(DCS)为例,应用故障模式与脆弱性影响分析(FMVEA)技术评估功能安全与信息安全的兼容性,并采用事件树和风险分析相结合的方法给出功能安全与信息安全协同解决方案,最终得到核安全级DCS功能安全与信息安全一体化防护措施。一体化防护措施实践结果表明,应用权衡技术得到信息安全措施,可以较好地兼容原有功能安全措施。因此,本研究建立的权衡技术可以应用于核安全级DCS信息安全设计工作。

核电厂安全级DCS T2试验方案研究

核电厂安全级分布式控制系统(DCS)的T2试验对于保证其逻辑功能的可靠性有重要作用。基于安全级DCS定期试验、定期试验相关法规、标准,对各安全级DCS平台T2试验的方案及特性进行了论述,分析了其优缺点。提出T2试验设计中需要综合考虑的因素,给出T2试验的建议方案及改进建议。

核电厂DCS系统运行维护管理策略研讨

通过分析核电厂全数字化仪表控制系统(DCS)对机组稳定运行的影响因素和实际案例,针对核电厂非安全级DCS提出满足单一故障准则的需求,针对核电机组不同运行工况和状态提出单点关键敏感(SPV)设备动态管理的理念,同时阐述了DCS可在线维修能力的必要性,为核电厂DCS的运行维护和管理提供借鉴。