Integration system research and development for three-dimensional laser scanning information visualization in goaf

An integration processing system of three-dimensional laser scanning information visualization in goaf was developed. It is provided with multiple functions, such as laser scanning information management for goaf, cloud data de-noising optimization, construction, display and operation of three-dimensional model, model editing, profile generation, calculation of goaf volume and roof area, Boolean calculation among models and interaction with the third party soft ware. Concerning this system with a concise interface, plentiful data input/output interfaces, it is featured with high integration, simple and convenient operations of applications. According to practice, in addition to being well-adapted, this system is favorably reliable and stable.

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。

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。

“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。

基于“白盒”模型的数字化仪控系统失效率方法研究

在核电厂概率安全分析中,数字化仪控系统和设备的建模以及失效率的评估在核电行业尚无统一的标准或业界普遍认可的方法,尤其是软件失效和共因失效参数的准确量化。文章介绍了一种基于数字化仪控系统可靠性模型的评估方法:基于安全级数字化仪控系统的设计特征,通过分析故障模式有关的失效机制,系统性识别防御措施并将其与系统可靠性模型中相应元素相关联来评估对故障模式和失效机制有效性,确定残余主要失效机制和故障模式,并结合现行实践方法,来估计失效率。最后,通过与现行方法进行比较,分析了该方法的实施难点,并提出了相应的注意事项和完善建议。

反应堆数字化仪控系统安全级硬件平台设计及应用

开展了反应堆仪控安全级硬件平台的设计和研制。该平台采用X86系列主控制器、智能输入输出(IO)、高速总线的技术框架,按相关标准的要求进行设计和研制,并通过多项型式试验验证,满足指标要求。

Ⅰ型铁路信号安全协议的消息时效性防护机制

借鉴Ⅱ型铁路信号安全协议中EC周期计数时间戳的时效防护原理,在保持Ⅰ型铁路信号安全协议(RSSP-Ⅰ)的帧格式、时序和安全校验措施的基础上改进接收端处理过程,建立RSSP-Ⅰ的消息时效性防护机制。该机制采用对周期计数时间戳进行时效性检查的方法,通过周期计数对准、周期计数检查和定时启动传输延时检测3个环节,实现消息时效性的防护。在分析消息时效性防护机制的安全性和安全处理原则的基础上,确定消息时效性防护机制中可容忍最大时序偏差、启动传输延时检测周期、发出时序校正请求(SSE)之后等待时序校正答复(SSR)的时限、测得的传输延时状态持续正值的最大保持周期数和传输延时检测最大失败次数这5个关键参数的取值方法。经实验室仿真结果表明,该防护机制能够有效地针对传输延时的风险对消息时效性进行安全防护,可进一步提高RSSP-Ⅰ的安全性。

从安全审评角度看核电站数字化仪控设计

从核安全审评的角度对核电站数字化仪表和控制(仪控)设计进行了综合考虑和研究。在结合美国核管会审评要求以及国内核电厂审评实践的基础上,总结出数字化引进核电站仪表和控制系统应首先考虑多样性和纵深防御;其次才是结合数字化特征进行各个系统功能的设计;同时,也要考虑仪表和控制系统的性能设计要求、全系统的安全要求以及监视反应堆状态的最终手段。只有通过多样化系统的设计,才能在满足多样性和纵深防御的要求基础上,使核电站仪控设计的安全水平不会由于数字化的引入而导致安全水平的降低。

核电数字化仪控系统外协制造产品的质量管理与实践

通过分析核电数字化仪控系统的功能分级、设备质保分级,识别出组成核级数字化仪控制系统(DCS)关键设备的外协制造产品的采购质保分级要求。结合供应商的ISO9001质量管理体系要求以及应用于核安全级数字化仪控系统的外协制造产品的质量管理要求,给出非持证单位供货核电厂安全级数字化仪控系统设备的质量管控要求,包括文件控制和工艺控制、制造过程控制和质保监查等内容。实现以上总结的质量管理要求的外协制造产品,已在广利核公司项目上成功实践。该研究可为核电领域相关单位的外协产品质量控制提供借鉴和示范。

先进压水堆核电站关键技术研究开发综述

“九五”期间,我国开展了对先进压水堆核电站关键技术的研究和攻关。研究的领域涉及到核电站的安全性、经济性、建造和运行等方面的内容,开设了工程设计技术、先进反应堆设计技术、数字化仪表与控制系统、非能动安全系统和核电站工程及信息管理技术等5个研究课题。在此期间,许多研究成果已经用于工程,收到很好效果。“九五”先进压水堆核电站关键技术研究对我国新一代压水堆核电机组的开发和科研打下了坚实基础。

基于FPGA的核电仪控系统发展与自主研发探索

现场可编程门阵列(FPGA)技术在全球核电站仪表和控制系统领域的应用,特别是在安全级控制系统的应用正不断地引起关注。与基于微处理器的控制系统相比,基于FPGA技术的安全级控制系统解决方案具有低复杂度、较高的可测试性、不依赖复杂运行软件以及更易于鉴定等特点。基于FPGA的控制系统为核电站提供了一种满足多样性设计需求、具有成本优势、长周期支持的安全级控制系统解决方案。通过研究对比FPGA技术和CPU技术本身的性能和特点,提出基于FPGA技术开展核电安全级数字化仪控系统平台的技术路线。研判认为,FPGA技术在安全级仪控系统中将迎来新的发展机遇,也将是发展核电的一个突破口。根据我国核电发展的现状和趋势,提出了以满足我国三代或四代核电机组为目标的、基于FPGA的核电仪控系统的自主研发技术路线。

安全级DCS“龙鳞系统”研制综述及展望

龙鳞系统是中核集团中国核动力研究设计院历时五年研发的具有完全自主知识产权的核安全级数字化控制系统(DCS)平台。该平台拥有高安全性、高可靠性、高技术成熟性等特点,通过了最高等级的功能安全认证,部分关键指标达到国际领先水平,是我国首套多用途核安全级DCS平台,可满足三代核电及其他核设施的要求。未来,为了不断完善和优化龙鳞系统,以及应对复杂多变的国际形势,“龙鳞系统”正在朝着实现国产化芯片自主可控以及核电站仪控系统智能化等方向拓展。

商用数字化设备在核安全级仪控系统中适用性确认研究及实践

随着核电的发展,核电站数字化设备所承担的功能越来越多,但由于核安全数字化设备供不应求和技术发展的限制,导致核电厂所需的数字化设备需要采购.由于外购的数字化设备中软件复杂性,如何验证商用数字化设备达到核安全级标准要求是当前的难题.通过分析国内外标准对商用数字化设备的标准要求,提出适合中国国情的、满足核电质量要求的适用性确认过程和方法,用于指导商用数字化设备适用性分析工作具体执行,确保商用数字化设备达到核安全要求.

核电安全分析

文章首先对三哩岛事故和切尔诺贝利事故进行了简要分析,然后对目前先进的核电安全技术和中国的核电安全管理进行了阐述和分析。实践和分析证明,中国核电站的建设和运营安全可靠,中国核电能安全稳定地为经济建设和节能减排做出贡献。

自主核级DCS首台套的质量保证管理与实践

和睦系统是我国首个具有完全自主知识产权的核级数字化仪控系统(DCS)平台。阳江5号机组是我国首台真正实现DCS设备100%自主化、国产化的百万千瓦级核电机组。如何做好自主核级DCS首台套的质量保证,国内尚缺乏质保工作经验的支撑。核级DCS设计制造需要遵循核安全法律法规要求。结合以往DCS设计制造的实践经验,广利核提出了核级DCS全生命周期质量保证过程,尤其标准化了复杂DCS系统的测试过程以及核级软件的验证与确认(V&V)活动。全生命周期的质量保证过程应用在阳江5号机组工程应用过程中的良好实践,为核电领域相关单位后续开展核级DCS设计制造质量保证提供借鉴。

核安全级仪控软件可靠性评估模型构建

为了对核安全级仪控系统软件可靠性进行定量评估,研究依照贝叶斯网络建模步骤进行模型建设的方法。对国际上几种主要核安全级仪控系统标准体系进行对比分析,构建核安全级系统软件可靠性评估综合模型和子模型,使用贝叶斯公式对模型可靠性进行量化计算和评估,提出通过衡量模型各节点的敏感度验证模型建立的合理性。实现运用贝叶斯网络方法,通过对系统因素关系分析,结合专家定性判断,对复杂系统进行模型构建,同时提供对系统内不确定因素进行定性与定量相结合的预测和验证的方法。

核电站数字化仪控系统缺省值分析研究

岭澳二期核电站采用数字化仪控系统。为了充分利用数字化技术的优势,开展了DCS缺省值分析工作。在简要介绍了岭澳二期核电站DCS结构和DCS缺省值问题背景的基础上,对DCS缺省值分析方法、分析范围、实现方式和工程应用等方面进行了总结。这对提高仪控系统本身的可靠性和核电站的安全水平具有重要意义。

核电厂安全级DCS安全审评重要关注点探讨

根据核安全法及相关法规,核电厂安全系统使用的安全级数字化仪表控制系统(DCS)纳入核安全监管,其设计和制造必须取得核安全监督管理部门的许可.国产安全级DCS研发、设计和制造取得突破后,陆续在核电厂中得到应用,但缺乏运行经验反馈;与国外相比,国产安全级DCS设计和制造的安全监管经验十分欠缺,安全监管工作面临较大挑战.根据核电厂安全级DCS和安全监管工作的特点,以及相关核安全法规、标准的规定,探讨了安全级DCS设计和制造许可安全审评中关于申请单位资格条件、质量保证体系、模拟件制作要求和选取原则、设备质量鉴定、软件验证与确认、设备可靠性等重要关注点,对安全级DCS设计和制造许可取证具有一定指导作用.

核级调节控制在出口核电项目中的实现

核电站控制室系统需要提供安全级(1E级)控制手段以维持电厂的安全运行。在ACP1000等国产化三代核电的出口项目中,由于受到出口禁运的限制,无法使用国外供货商的设备来实现相关设计。因此,需要以国内现有供货商的产品为基础,开发对应的核级控制功能实现方案。本文基于ACP1000机组的调节控制功能需求,以及国内核级仪控产品的规格和性能,给出了核级调节控制功能的国产化实现方案。该方案将数字化控制手段与常规后备控制手段结合在一起,并实现了各种控制手段和模式之间的无扰切换。对于该方案,本文以ACP1000机组的汽机旁路系统大气排放阀的控制为例,实现了该设备在主控制室和远程停堆站的控制功能,并结合设备规格分析了该方案的性能。通过实例及其性能分析可以看出,本文提出的设计方案满足控制室系统的功能需求,并针对工艺系统的特殊控制要求具有良好的适用性,为国产化三代核电技术的出口提供了技术保障。