核电厂数字化I&C系统关键技术研究现状及发展策略

国外的核电厂数字化仪表与控制(I&C)系统已经取得显著成绩,我国尚处在起步阶段。中国核动力研究设计院采用国内外成熟的工业控制技术和设备研究开发出数字化反应堆保护系统样机、数字化反应堆控制系统样机、先进控制室研究开发平台、高精度实时核蒸汽供应系统仿真机及相关的17个计算机软件,获得了进一步研究开发的经验,具备了中外合作研制核电厂数字化I&C系统的条件,也为在新一代压水堆核电厂实现数字化I＆C系统国产化奠定了坚实基础。

AP1000非1E级I&C系统接地研究

主要是针对AP1000依托项目非1E级I&C系统的接地需求,结合AP1000核电厂的标准设计要求,综合考虑目前AP1000依托项目的工程实际情况,提出了AP1000非1E级I&C系统的接地方案。重点对接地分类、接地要求以及具体的接地方案进行研究。

燃煤机组石灰石—石膏湿法脱硫仪表和控制系统(I&C)设计与应用

就吉林某电厂(2X330MW)机组烟气脱硫系统的实际运用,着重探讨石灰石-石膏湿法脱硫装置仪表和控制系统的设计与应用。

“华龙一号”中间量程信号处理及应用探索

“华龙一号”作为自主研发的第三代核电站,与国内二代及二代加核电站相比,堆外核仪表系统(RPN)的探测技术存在较大的不同。首堆示范电站上,RPN系统中间量程采用了裂变室中子探测器,在此之前国内核电站的使用裂变室作为堆外核测仪表应用较少,相关经验欠缺。通过深入研究裂变室的工作原理、硬件构成、信号处理方式,充分识别中间量程测量方案中的潜在风险。坎贝尔模式下的自动增益和量程切换仿真验证,裂变室的重叠性检查策略的模拟推演等,都是基于风险识别,提前做的积极应对。相关研究,验证成果能够为后续新堆型的裂变室设计应用、调试以及运维阶段提供重要参考。首次将裂变室用于高中子注量率停堆保护的后备手段,这是全新的实践探索,可为后续堆外核仪表系统的优化和改进提供借鉴。

核电站蒸汽发生器水位控制器关键技术研究

阐述了当今世界各国核电站数字化仪表与控制(I&C)系统开发概况 ,并建立了一个既能保证精度、计算又较简单的U型管蒸汽发生器动态特性分析数学模型 ,研制了用于核电站蒸汽发生器稳定运行及变工况扰动情况下动态数值仿真的水位控制器分析程序 ,运用此程序对蒸汽发生器变工况进行了计算 ,所得结果与大亚湾核电站仿真机的计算结果符合较好 。

AP1000和EPR仪控系统简介与对比

对核电技术AP1000和EPR仪控系统在功能分层、安全分级、结构3个方面进行了介绍及简单对比。

核电厂功能安全措施完整性标准与第3方验证——4.防地震核灾难的核堆静-动态功能安全技术(下)

简介第3代欧洲核电EPR-1600核反应堆防地震灾难的静态安全措施;据中国地震灾难的实际经验,探讨动态安全技术,用4种对预报欠充分的震前效应,触发动态安全措施——停堆I&C,避免因地震引发的核灾难。

核电厂仪控系统阈值数据处理及判决优化

数字化仪控系统的很多功能依赖参数阈值的判决。阈值表征系统状态,更是构成反应堆保护系统是否启动的基准参考。常规的阈值监测数据固定单一,缺乏与时间、工况等的相关性,缺乏对多个阈值的综合考虑。在安全前提下采用阈值监测优化,包括通用的数据处理及有效滤波、阈值浮动,从单一参数扩展到多参数阈值判决,提高了系统阈值判决的准确性、完备性、实时性和鲁棒性,降低了堆芯熔化及大量放射性物质泄漏的概率,提升了核电厂的安全性。

核电厂功能安全措施完整性标准与第3方验证——4.防地震核灾难的核堆静-动态功能安全技术(上)

简介第3代欧洲核电EPR-1600核反应堆防地震灾难的静态安全措施;据中国地震灾难的实际经验,探讨动态安全技术,用4种对预报欠充分的震前效应,触发动态安全措施——停堆I&C,避免因地震引发的核灾难。

地震震中附近大型核电厂的核安全技术 核电复兴促仪器与控制数码-智能-IT/NT化(Ⅷ)

分析了核反应堆抗震的科学原理;据中国地震灾难的实际经验,探讨核安全的动力技术,利用地震波P波,通过I&C/FCS-DCS,在破坏性S波到来前,触发动态安全停堆系统,避免地震核引发灾难。介绍了2007年新潟6.8级地震震中9km处柏崎市刈羽郡世界最大的8.2kMWe核电厂无核事故的典型案例。

田湾核电站数字化安全级仪控系统结构与性能研究

评述了田湾核电站数字化安全级仪控系统(1E0级I&C)的设计思想、系统结构、软件的功能验证和确认过程，表明了数字化仪控系统有友好的人机界面、很强的运算与逻辑处理功能和可靠的通信及自诊断能力，方便了核电厂操纵人员的运行与维护，提高了反应堆保护系统的安全性和可靠性。对采用数字化保护系统后所产生的问题也进行了分析与讨论。

国际核电仪控标准规范的更新及其适用性

国际原子能机构(IAEA)安全导则、国际电工委员会(IEC)和电气和电子工程师协会(IEEE)标准均为开展核电数字化仪表和控制(I&C)系统设计和审评活动的国际通用规范和主要依据,近年来进行了修订和更新,对I&C领域的新问题提出了相应的技术要求.为了更新我国的仪控标准,解决I&C审评实践中的问题,需要对更新后的国际标准规范的适用性进行研究.通过系统分析方法,介绍了IAEA安全导则、IEC和IEEE标准的更新情况及其对于人因工程、信息安全、商品级物项评价等方面的技术要求,并评估了更新后的国际标准对我国核电I&C系统设计和审评活动的适用性,对后续开展相关设计、审评工作以及标准规范更新具有一定指导意义.

用FPGA实现核电厂安全级I＆C系统过程中的V＆V

该文在最近发布的IEC 62556标准基础上,比照既有的以计算机为基础的仪控系统的实现经验,分析了独立的确认和验证（V＆V）方法对以FPGA/PLD技术开发核电厂安全级仪控系统的重要性,同时,也给出了具体开发过程中V＆V的实践建议。最后,简要指出了实现过程中的难点和注意事项。

Automatic Modeling of Fault Tree for NuIEEE Transactions on Power Electronics,Clear Power Safety I&C Configuration

The automatic modeling of fault tree for nuclear power safety I&C configuration is designed to meet the requirements of reducing the workload and improving the traceability during the nuclear power safety I&C system reliability assessment work. To complete the fault tree automatic modeling, the Visio Automation software technology is used to analyze the topology of the nuclear power safety I&C system hardware device and software function. The good result in practical implementations shows that the nuclear power safety I&C system fault tree modeling work is successfully simplified.

核电厂SVDU的离散点连续化算法研究

安全级图形显示单元站为整个安全级核电控制系统中的重要组成部分,具有人机交互及实时显示等功能.实时显示功能需要将各种变量以连续曲线的形式显示在安全级图形显示单元站的液晶屏上,以便及时反映系统状态趋势和输入外部控制.本文旨在实现一种针对实时显示的高效而简单的离散点连续化方法.通过对最邻近插值法的改进及Bresenham方法的应用,提出一种改进的半-最邻近插值法,避免了连续化过程中的像素密集填充问题和像素尖峰问题.最后,详细阐述了安全级图形显示单元针对此方法的可编程逻辑门阵列应用实现及后续可能的优化改进方案.

AP1000仪控保护系统的设计验证与测试方案研究

本文对AP1000电站仪控保护系统的设计验证与测试方案进行了深入研究,从其遵循的法规体系,设计验证方法,测试范围,集成策略,测试分级,实施过程等多个方面进行了分析,从而形成了一套针对于第三代非能动核电站仪控保护系统,自开发至应用的完整框架结构,对后续项目的开展有着十分重要的借鉴意义,也为后期系统国产化推进提供了参照标准。

王曲电厂2×600MW超临界机组分散控制系统的配置要点

从2×600MW超临界机组I＆C岛总包的角度,介绍了分岛总包情况下分散控制系统的配置要点。提供了分散控制系统与锅炉岛、汽机岛等各岛之间的通讯接口,以及与SIS系统接口的配置思路。

IEC 61513分析研究

本文分析了IEC61513:2001《核动力厂安全重要仪表和控制系统系统总要求》与现有核电厂仪表和控制(I&C)系统标准文件之间的关系,介绍了安全重要I&C系统总的安全生存周期和单个系统的生存周期,讨论了I&C功能分类和安全重要I&C系统分级以及硬接线系统和基于计算机的系统等问题。