基于FirmSys系统的设备接口模块(CIM)的研究与应用

在核电站安全级DCS中,设备接口模块具有优先级指令判断、驱动、信号采集等功能,在执行电站的保护功能中起着至关重要的作用。在满足核安全要求中的独立性和多样性的原则下,对FirmSys系统实现的设备接口模块功能和工作原理进行介绍,并对其不足提出优化与改进建议。

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。

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。

基于FIRMSYS构架的MPU响应时间数学模型分析

为了评价核电站DCS响应时间的测试方法中,重启MPU这个步骤是否必需,本文将响应通道涉及的物理部件进行耗时分析,并在此基础上建立对应的数学模型,通过大量的仿真,获得响应时间的统计概率分布,为测试中的试验步骤取舍提供了一定的理论支撑。

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。

“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。

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。

应急柴油发电机控制系统数字化改造方案设计

目前,CPR1000核电站应急柴油发电机仪控系统大多由传统继电器和模拟设备搭建而成。随着继电器老化,系统故障率增高,同型号继电器市场逐渐停产,面临无备件可用的情况。继电器搭建的系统一旦发生故障,事件无法记录且不可追溯,对运行维护造成很大的不便。本文旨在充分理解电站业主需求、识别当前应急柴油发电机仪控系统运行中存在的问题、明确数字化改造方案;本文基于广利核的数字化安全级仪控系统Firm Sys平台技术和应用经验,提出了数字化改造方案,以提高应急柴油发电机仪控系统的可用性、可靠性,保障核电站安全稳定运行。

基于和睦系统的ACPR1000核电机组保护系统优先级管理系统方案设计

通过梳理DI&C-ISG-04标准和ACPR1000核电机组对优先级管理系统(CIS)的功能要求,参考CPR1000核电机组CIS方案中的经验反馈,分析CIS设计中的诸多难点,提出了一套基于和睦系统(FirmSys)的ACPR1000核电机组保护系统CIS方案。相比CPR1000核电机组,ACPR1000核电机组的CIS方案采用了多种设计手段进行优化,如自主化和国产化设计、更优的防软件共因故障设计、更可靠的在线定期试验设计、模块化及多接口设计、就地功能设计。该设计方案已成功应用于ACPR1000核电机组,运转良好。因此本研究提出的CIS方案切实可行。