核电厂安全级DCS供电过负荷保护浅析

安全级DCS作为保障核电厂安全至关重要的部分,对低压保护设备的供电可靠性、连续性要求较高。本文介绍了过负荷保护的原理,同时介绍了常用过负荷保护设备的特点,随后根据安全级DCS各设备对供电过负荷保护的要求,分析了常用保护设备的选择方法和适用条件,最后提出了一种过负荷保护的典型设计。

核电厂安全级DCS系统的故障诊断和报警设计研究

核电厂安全级DCS除了执行保护功能和监测保护系统的工艺参数,还应对系统的故障进行诊断,以避免系统故障导致核电站的误动作。因此,在不影响执行保护功能的前提下,安全级DCS的故障应尽可能地被系统自动检测并即时报出,作为运行和维修人员故障判断、维护工作的依据。本文基于NASPIC平台,就核电厂安全级DCS系统的故障进行分类,对故障诊断进行研究,并提出详细的故障诊断设计和报警显示设计思路。

核电厂安全级DCS屏蔽接地方式浅析

核电厂安全级DCS安全、可靠运行的一个重要前提是其具有抗各种电磁干扰的能力,采用屏蔽电缆是抗干扰方式中的一种。屏蔽电缆抗干扰的能力除了和电缆的质量有关外,还和屏蔽层的接地方式、接地点数、接地位置息息相关。本文从相关标准出发,结合当前国内外各核电厂安全级DCS供应商的屏蔽接地方式,浅析安全级DCS的屏蔽接地的现状及发展,并提出了一种改进方案供参考研究。

核电厂安全级DCS模拟机FirmSim的研究与实现

本文从核电厂全范围模拟机入手,分析了安全级DCS模拟机的功能要求。重点描述了具有自主知识产权的核电厂安全级DCS模拟机--FirmSim的仿真对象和设计方案。

核电厂非安全级DCS集成的质量管理

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、内外部接口众多的特点。为了确保核电厂DCS在设计、制造、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。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。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。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。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。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。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。

核电厂安全级DCS系统功能测试方案研究及改进

核电厂安全级数字化控制系统(DCS)的主要作用是在反应堆事故工况下,实现紧急停堆和专设安全设施驱动功能,以保障核安全。在安全级DCS系统工厂测试中须对系统功能进行严格的测试,以确保其能正确实现停堆和专设安全设施驱动功能。通过对目前安全级DCS系统功能测试方案的分析和研究,发现目前测试方案存在效率低、灵活性差等不足。对此,本文提出了可改进其缺点的测试方案,并将改进后的测试方案与目前方案进行对比分析,改进后的方案在硬件依赖度、配置灵活性以及应用范围方面均优于目前的方案。

CPR1000核电厂安全级DCS功能图设计

介绍了CPR1000安全级数字化控制系统(DCS)功能图的主要特点,阐述了功能图的设计方法和设计流程,重点分析了从逻辑图模拟图向功能图转化的原则,研究了堆保护系统和安全级逻辑机柜的功能分组、逻辑图模拟图与功能图的对应关系以及继电器柜的功能接口等内容,最后讨论了反应堆保护机柜中参数旁通和通道旁通的原则。本文的设计方法已经在CPR1000核电工程项目中投入使用。

CPR1000核电厂安全级DCS研究

目前在建CPR1000核电厂(红沿河、宁德、阳江、防城港等)仪控系统采用日本三菱电机和北京广利核联队提供的数字化仪控系统DCS,其中安全级DCS采用日本三菱电机的MLETAC系统,非安全级DCS采用和利时的HOLLIAS-N系统。安全级DCS系统设计遵循单一故障、多样性、独立性、冗余性等原则,本文将对安全级DCS进行介绍。

核电厂非安全级DCS系统输入输出(I/O)分配方案

本文对核电厂非安全级DCS系统输入输出(I/O)分配的需求进行分析,结合Foxboro I/A平台提出了非安全级DCS系统的输入输出分配方案,并对实际工作中遇到的问题给出了解决方法。

核电厂国产非安全级DCS应用建议

首先对核电站全厂控制系统的组成进行了介绍;接着结合近年来我国的大型核电建设工程,总结了国产非安全级DCS的发展路径及现状。在此基础上,从常规工业领域DCS的国产化应用、国产DCS的可靠性、国产DCS面向核电站功能需求的二次开发、核电站自主化设计以及建设进度控制等多个维度,较为全面地分析了核电站非安全级DCS全面国产化的可行性及其带来的积极的影响。

核电厂安全级DCS在研制过程中的质量管理

基于功能安全对智能控制的重要性,针对波音737MAX坠机事件原因,核电厂安全级DCS就如何将故障控制在研制阶段进行反馈,阐述了安全级DCS在研制过程中的质量管理控制方法,力求为国内核电站以及其他智能控制技术的功能安全质量管理控制工作提供思路,实现国内核电站以及其他智能控制行业的稳定运行及健康发展。

核电厂非安全级DCS验证系统测试方法

文章介绍了基于Nic Sys2000的1∶1核电厂非安全级DCS仿真样机控制系统的测试方法,测试内容包括功能测试、性能测试、单体测试和设备和控制逻辑测试。通过对仿真样机验证系统的测试,可验证自主研发的DCS控制系统-Nic Sys2000的功能、性能、测量精度、可靠性、稳定性等指标,为后续研发积累宝贵资料,并为今后系统在核电厂可靠、稳定的运行提供保障。

核电厂DCS安全级应用软件的集成测试方法

核电厂DCS安全级系统是整个DCS系统的重要组成部分,确保核电厂DCS安全级系统应用软件的安全可靠性是至关重要的,软件验证和确认活动给核电厂安全可靠性提供了重要保障,这其中包括一些相关测试活动,软件集成测试是验证和确认活动的重要环节。本文遵循标准IEEE-1012软件验证与确认,针对安全级平台Tricon系统,给出了一套完整的软件集成测试方法。

基于核电厂安全级DCS平台的卡尔曼滤波算法的应用

卡尔曼滤波是去除噪声还原真实数据的一种数据处理技术,最早应用于阿波罗计划的轨道预测,是目前应用最为广泛的滤波方法。岭澳核电站二期堆外核仪表系统中间量程倍增时间计算就是采用基于DCS平台的卡尔曼滤波算法来实现的。本文重点介绍卡尔曼滤波算法在中间量程倍增时间计算过程中的应用,并比较该算法与一阶滤波算法的差别。

核电厂DCS系统信息安全防护

随着计算机的飞速发展,信息安全越来越重要,这种重要性不仅体现在互联网和个人计算机领域,同样也体现在工控领域。而核电厂DCS系统是工控系统的一个分支,在核电厂的运行中起到极其关键的作用。本文探讨核电厂DCS系统信息安全防护的方法,旨在分析核电厂DCS系统信息安全设计中的注意要点,从而确保核电厂建成后能够安全运行,保障国家的发展和人民生命的安全。

百万千瓦级核电厂安全壳结构设计与试验研究

通过建立符合先进核电厂安全壳结构特点的线性和非线性有限元分析模型,得出合理的安全壳预应力张拉顺序,计算出安全壳在设计事故内压、严重事故内压状态下的工作性能及其极限承载能力,并与1:10的大比例尺结构模型试验结果相互比较,取得一致的结论:先进核电厂安全壳符合国际上极限承载力≥2.5倍设计内压的合格标准。从而验证了先进核电厂安全壳概念设计的合理性。

核电厂安全重要仪控系统中的商品级物项应用评价

在核电厂安全重要仪控系统中,需要应用大量的商品级物项。为保证商品级物项质量,需对其进行应用评价,即商业级适用性确认(CGD)。我国核电厂存在多种堆型,在仪控系统的安全分级和设计标准上也不尽相同。通过分析各个堆型的安全分级标准,并基于我国核安全法规相关要求,对采用不同分级标准的安全重要仪控系统的设计要求进行了统一,进而确定了可适用于所有堆型安全重要仪控系统的商品级物项评价的执行标准。基于安全级仪控系统的典型设计制造过程,分析商品级物项是否需要独立执行关键特性验证,进而确定了适用性确认的评价对象。通过多个实际项目实施表明,商品级物项适用性确认有效避免了商品级物项的批次质量问题。

基于IEC 62443-3-1的核电厂DCS身份认证技术方法

工业过程测量、控制与自动化/网络与系统信息安全工作组(IEC/TC65/WG10)与国际自动化协会(ISA99)成立联合工作组,共同制定了关于工业自动化和控制系统(IACS)信息安全系列标准IEC 62443.此系列标准分为4部分:通用、信息安全程序、系统技术和部件技术,共包含12个文档.其中,IEC 62443-3-1介绍了各种网络安全工具、缓解对策,以及对使用这些技术和工具的评估,并对使用这些网络安全技术产品提出初步建议和指导.通过研究3-1部分中所描述的信息安全身份认证技术并进行分析,提出一套信息安全身份认证危害分析和实施策略,为核电厂数字化控制系统(DCS)的信息安全认证方法和策略提供参考.

三维需求矩阵在核电安全级DCS软件V&V中的研究与应用

需求追踪管理是核电厂安全级DCS系统开发与软件V&V的重要任务。本文基于DCS系统分布式架构的特点,以系统需求与DCS系统架构为基础,将需求分配到不同的子系统中,建立"需求—子系统"二维平面矩阵,对该平面矩阵沿系统开发生命周期展开追踪,形成"需求—子系统—生命周期阶段"三维需求矩阵。三维需求矩阵能够对整个系统开发生命周期内的需求实现及变更响应进行清晰表达、管理与追踪,有效识别出开发活动对于需求的偏离,提示项目风险,提高软件产品质量,适用于核电仪控系统中基于计算机的分布式控制系统的需求追踪。

核电厂安全级数字化仪控系统设备鉴定样机的设计方法及实践

根据核安全法规规定,核电厂安全级数字化仪控系统在正式工程应用前必须经过设备鉴定,以确保核电厂安全级数字化仪控系统在规定的运行条件及环境条件下能完成其预定功能.对于设备鉴定一般首选方法为型式试验,但通常核电厂安全级数字化仪控系统规模较大,而且试验场地有限,完全按照1:1对核电厂安全级数字化仪控系统进行型式试验不现实且经济性不佳.某些标准规定可对有代表性的样品设备进行一系列型式试验,但缺乏具体指导.因此,依据标准总体要求,并结合核电厂安全级数字化仪控系统特点,首次提出一种设备鉴定样机的典型性设计方法,通过该方法设计的设备鉴定样机即能满足型式试验相关要求,又具备核电厂安全级数字化仪控系统的典型特征,能够代表核电厂安全级数字化仪控系统进行型式试验.目前,该设备鉴定样机的典型性设计方法已成功应用于国内多个核电站项目.