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。

镇海炼化扩建120万吨/年乙烯项目SIS系统网络安全等级保护项目

镇海炼化扩建120万吨/年乙烯项目SS系统网络安全等级保护项目是中石化行业内第一套实施并投用的网络安全等级保护2.0项目。北京康吉森自动化技术股份有限公司作为此安全仪表系统的实施单位,成功完成该项目并满足设计要求的各项指标。

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。

核级系统、软件和硬件的V&V研究与应用

软件验证和确认(V&V)技术对于提高核电站安全级仪控系统的软件质量发挥着重要作用。在核安全级数字化控制系统(DCS)中,系统、硬件与软件三者同等重要且密不可分,因此有必要将系统和硬件也纳入V&V的范围。讨论了针对核安全级DCS中系统、软件和硬件的V&V标准体系,提出融合新核安全导则HAD 102/10—2021和新工业标准IEEE Std 1012^(TM)-2016关于生命周期要求的V&V过程模型,并阐述了3类V&V活动之间的交互关系及系统V&V和硬件V&V中的重点任务。该研究成果在自主化核安全级仪控平台和睦系统的研制及某核电站DCS工程典型项目的成功应用中,取得了良好效果。其满足核安全级DCS的质量控制需求,同时也符合HAD 102/10—2021的新监管要求。该研究为我国核行业实施系统和硬件的V&V提供了技术借鉴,有助于提升产品安全性和可靠性,也对其他高可靠性领域系统的质量控制有重要参考意义。

Rust语言在核电安全级仪控研发应用探讨

在核安全级(1E)仪控应用中,基于处理器的应用绝大部分使用C语言来实现。针对C语言存在弱内存管理、弱数据类型、易于出错的指针控制等天然语言缺陷,提出了更安全的Rust编程语言在核电仪控中应用可能性的探讨。首先分析了C语言固有特性的安全缺陷和Rust语言的安全优势,其次结合核电行业安全软件关键需求探讨了Rust语言的切实应用场景,并阐述了Rust语言应用于核电仪控面临着极大的挑战。最后,为推动核电仪控领域应用更安全的编程语言,提出了积极的展望。

核电仪控实时操作系统软件需求研究

实时操作系统作为核电厂数字化仪控系统的核心组成部分,在核电厂数字仪控系统中发挥重要作用。但我国核电厂应用的实时操作系统严重依赖进口。为打破国外技术壁垒、实现核电厂的实时操作系统完全自主化,对适用于核电厂的实时操作系统软件需求进行研究。深入学习了实时操作系统的经典书籍,研究了核电软件法规和实时操作系统相关标准,调查了实时操作系统在核电数字仪控系统中的应用需求,分析了在核电厂成熟应用的友商产品的软件需求。提出了适用于核电厂数字仪控系统的可靠性和安全性的实时操作系统软件需求,包含外部接口需求、功能需求、性能需求和软件系统属性等。该研究为后续实现独立自主的核电仪控实时操作系统软件的设计及研制奠定了基础。

核电仪控系统平台器件级兼容性设计研究

针对国际电子元器件市场形势复杂多变的现状,结合核电行业面临的挑战与机遇,提出了核电仪控系统平台器件级兼容性设计研究。通过分析核电仪控系统平台兼容性设计需求及国产器件行业的总体情况,梳理出了中央控制器、通用微控制器、可编程逻辑器件三类主要器件,并对三类器件的国产供应商和系列产品情况进行了介绍。明确了现有国产器件的系列产品和性能可有力支撑核电仪控系统平台器件级兼容性设计研究。提出了依托行业联盟牵头建立核电仪控行业通用的国产器件验证评价体系和优选目录,并详细阐述了验证评价体系和优选目录建立的主要环节、要素和方法。该研究的成果可推动核电仪控系统平台器件级兼容性设计进程,促进我国核电仪控全行业的高质量快速发展。

基于STPA的核电厂仪控系统安全分析研究

为解决核电厂复杂仪控系统的安全性分析问题,通过引入基于系统理论的过程分析(STPA)方法,完成仪控系统的安全性分析。利用系统损失分析、系统风险分析、不安全的控制行为分析、致因场景分析四个分析过程,完成对现有核电厂仪控系统中控制保护耦合方案的安全性分析,以及保护系统设计过程的安全性分析。分析结果表明,STPA方法可有效从系统角度分析设计方案及设计流程中的不足,找出相关方案导致系统风险的致因场景和导致设计问题的根本原因。相关分析过程可进一步指导STPA方法在复杂仪控系统安全性分析中的应用。分析结果可用于指导复杂仪控系统的安全性设计。

核电DCS网络安全防护技术研究

核电数字化控制系统(DCS)属于国家关键信息基础设施(CII),亟需为其建立综合防御、积极防范、本质安全的网络安全保障体系。基于国家标准法规技术要求,结合核电DCS业务特点、安全现状,对DCS网络安全防护技术进行了深入研究,形成了满足核电DCS业务需求和网络安全等级保护四级技术要求的整体防护技术方案。防护技术方案以“一个中心、三重防护”为设计核心,基于自主研发的网络安全产品,创新应用多项保障DCS业务安全的关键技术,采用安全区域划分、分布控制、集中管控等安全措施构建了网络安全综合防御体系,有效提升了核电DCS防护能力。相关技术已在多个核电工程项目落地,应用效果良好,为其他领域的国家CII系统网络安全建设提供了良好的示范和借鉴。

核电厂安全级数字化仪控系统调试技术研究

我国核电站已广泛使用数字化仪控系统。由于数字化技术的特殊性,以及数字化仪控系统现场调试的经验反馈,对现场调试监督应予以重点关注。调研国内现场调试相关的法规标准和多个核电厂的仪控系统现场调试过程后,对国内各型号数字化仪控系统现场调试所采取的不同调试策略进行了对比分析。在此基础上,结合调试大纲,提出核电厂安全级数字化仪控系统现场调试各阶段的技术要求。现场调试如确实没有试验条件,在获得国家核安全局认可后,可以根据调试过程中的等效原则,在满足一系列前提条件的情况下使用工厂测试结果进行等效。基于核电厂安全级仪控系统的法规要求,分析仪控系统调试的策略和技术要求,创新性地提出了仪控系统调试的等效原则,为客观条件限制下的核电厂数字化仪控系统调试提供指导。

核安全级仪控产品设计制造风险管理研究

核安全法规定了核安全级仪控产品设计制造必须开展风险管理,但目前核电相关标准未制定具体的风险管理方法。ISO 9001—2016规定了组织应策划应对风险的措施。为落实核安全法对风险管理的要求,对ISO 9001—2016中关于“组织应策划应对风险的措施”如何在核安全级仪控产品设计制造过程中运用和实施进行了研究。将通用质量管理标准要求应用于核安全级仪控产品设计制造过程的风险识别和控制,总结了一套核安全级仪控产品设计制造风险管理的方法。此研究适用于电子产品设计制造的风险识别,以提升电子产品设计制造质量、推动高质量发展。

核电厂阀门限位开关鉴定试验方法研究

为了实现核电阀门限位开关的可靠鉴定,研究了一种针对核电厂阀门限位开关的鉴定试验方法。分析了基准试验、极限工况下试验、评价设备性能随时间变化的试验、抗震试验和严重事故试验阶段的鉴定实施方法。该方法包括不同阶段和不同工况下的试验要求,能够确保核电阀门限位开关在各种工况和时间变化下的稳定性和可靠性。该研究可为核电行业提供更安全可靠的设备,也为核电厂K1级相关仪控设备的鉴定试验提供指导和参考。同时,该研究对核电领域的安全运行和设备可靠性研究具有重要推进作用。

核电站数字化保护系统控制层通信协议的设计

核电站数字化保护系统中的控制层通信承担着重要的数据和信息传输任务,为控制单元提供现场数据和保护输出,是核电站数字化保护系统中的重要组成部分。现有的控制层通信协议无法满足核电站数字化保护系统确定性、可靠性、独立性和实时性的要求。采用基于状态、通信周期固定、通信链路冗余、只传输固定的数据集、帧长度和格式固定等方式,设计了控制层通信协议。根据核电标准要求,针对通信协议中可能存在的故障类型进行了分析,同时给出了错误检测方法和相应的处理措施,以满足核电站数字化保护系统确定性、可靠性、独立性和实时性的要求。该通信协议已经通过权威机构认证,所涉及的硬件产品已经通过核安全级设备的鉴定,后续可应用于军工、航天等高可靠性行业。

核电厂安全仪控系统D3设计发展历程研究

核电厂仪控系统除了满足总的纵深防御目标,确保各种工况下监测、控制和保护功能的完整、可靠执行外,其中的安全仪控系统还需要考虑纵深防御和多样性(D3)设计,以应对软件共因故障等问题。为了更好地把握仪控系统共因故障的应对方法和规律、明确D3设计的发展趋势和方向,研究和总结了核电厂安全仪控系统D3设计的发展历程,分析了各阶段D3设计及其分析评价的要点。指出了软件共因故障应对方法从强调通过多样性增强核电厂纵深防御到构建仪控系统自身纵深防御的发展趋势,以及其可能存在的问题。核电厂安全仪控系统只有从消除、缓解和包络等方面全面构筑针对自身故障的纵深防御,才能在满足D3设计要求基础上更加有效地应对软件共因故障带来的潜在安全风险。

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。

核电厂基于FPGA的仪控系统网络安全研究

基于现场可编程门阵列(FPGA)技术的系统解决方案具有设计简单、并行处理能力高、系统可验证、许可成本低等特点,在核电厂仪控系统中得到了广泛应用。在当前核安全监管体系中,与FPGA技术相关的监管要求多聚焦于功能安全,对网络安全的监管要求相对较少,存在安全监管空白和弱项。通过研究、分析FPGA技术自身特点,从产品和系统生命周期的角度,全面梳理和介绍了FPGA技术存在的安全脆弱性、面临的安全威胁和当前主流的安全防御技术。结合当前监管实践,提出核电厂基于FPGA仪控系统的网络安全解决方案。对如何加强基于FPGA仪控系统的网络安全建设提出具体意见和建议,以期提高对基于FPGA技术网络安全工作的全面认识,为进一步提升核电厂网络安全水平奠定基础。

核电仪控系统安全软件需求的分析及研究

随着计算机技术的飞速发展,计算机软件在核电仪控系统领域起到了举足轻重的作用。因此,正确定义核电仪控系统安全软件需求是核电厂安全、可靠运行的保证。通过对软件需求的分析和研究,可以实现软件需求的正确定义。首先,从软件需求的来源入手。来源包括运行工况、产品性能、服务堆型等。然后,结合国内外标准法律法规中的相关要求和实际案例,分别从软件应用功能、软硬件约束、性能要求、自监督、软件失效五个方面,分析软件需求需要关注的重点及难点。最后,利用软件验证与确认(V&V)的方法进行软件需求确认,形成核电仪控系统安全软件需求的分析及研究的闭环。在分析和研究的过程中,不仅系统地明确了软件需求,也通过科学的方法验证了软件需求的正确、有效。该研究为后续的软件设计及软件实现奠定基础。

基于数字化技术的核电厂后备盘设计

核电厂后备盘(BUP)作为计算机化工作站失效的后备手段,通常采用常规设备形式。这存在电缆规模庞大,和实体隔离、主控制室孔洞密封以及维护等工作执行困难的问题。为此,提出了基于数字化技术的核电厂BUP设计方法。在保持BUP功能定位不变、满足标准法规要求的前提下,采用数字化技术对仪控系统结构进行优化。利用控制器的第二独立网络交换BUP相关数据,将主控制室内BUP监控终端与计算机化工作站监控终端合二为一,既保留BUP的监控功能,又减少主控制室内BUP的实体硬件设备。该方法不仅优化了仪控系统结构、减少了电缆数量,还缩减了主控制室的面积,提升了核电厂的经济性。同时,操纵员在退防时也更加便利,避免了操纵员对两套系统的认知差异,更加有利于机组的稳定运行。

安全级DCS响应时间分析及异常判断方法研究

为解决核电厂安全级数字化控制系统(DCS)响应时间验证方法在充分性、准确性方面的不足,对系统响应时间数学模型进行分析。根据分析结果以及DCS模块及器件的特征和参数,对系统响应时间进行理论计算。通过模型仿真及测试试验,对理论计算结果进行验证。验证结果证明了理论模型的正确性。基于此理论模型,提出了系统异常的判断方法。分析及测试结果表明,该方法能够应用于测试验证实践,并且能够更充分和准确地判断系统响应时间是否满足要求,以及被测DCS是否存在异常。

“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。