核电厂仪控系统安全和网络安全协调

1引言

随着现代工业技术的发展，工业化与信息化正在不断融合，工业控制系统越来越多采用通用的通信协议和软硬件系统，并且以各种方式接入网络，从而打破了这些系统原有的封闭性和专用性，造成病毒、木马等安全威胁向工控领域迅速扩散。工业控制系统所面临的信息安全问题日益严重，而且呈现出诸多与传统IT系统不同的特点。核电厂作为国家关键基础设施，是关注的核心，重中之重。仪控系统作为核电厂的神经中枢、关键数字资产，是重点保护对象。而仪控系统从功能安全角度已有完整的法规标准和技术。如何在不降低安全的情况下考虑加强信息安全，有必要提出协调功能安全和信息安全的整体框架。

2安全和网络安全协调要求

2.1基本原则

数字式仪控系统整体结构层面应考虑以下原则：（1）网络安全措施不能影响核电厂安全目标。网络安全措施不应损害仪控系统架构实施的多样性和纵深防御的有效性。（2）首先按照IEC61513的要求，进行仪控系统功能初次分配，并进行仪控系统架构总体设计，然后考虑可能影响整体系统架构的网络安全要求。通过迭代设计过程，将可能影响系统架构的网络安全要求整合到一起。（3）网络安全功能不得对安全重要功能所要求的性能、有效性、可靠性和可操作性产生不利影响。（4）安全重要系统增加的网络安全特征应进行失效模式和后果分析，并考虑预防、控制或缓解措施.（5）当两种架构设计有相同等级的安全性时，优先考虑具备网络安全防范特性的设计。但应避免不必要的复杂设计，因为复杂设计既不利于功能安全也不利于网络安全。

2.2网络安全区域划分原则

为了更切实地实施分级方法，需要将仪控系统中的基于计算机的和基于数字逻辑的系统划分为若干安全区域，分级保护原则适用于各个安全区域。区域允许将在安全和设备功能方面有着相似重要性的系统分为一组，以管理并应用保护措施。定义安全区域的标准可能包括组织问题、本地化、架构或技术方面。划分网络安全区域应考虑如下原则：（1）网络安全区域的划定应考虑和利用为加强安全目的而引入的独立性和物理隔离要求；（2）划定网络安全区域应同时考虑数据通信、地理/物理隔离以及独立性等方面；（3）除非能够从网络安全防范角度有效的过滤和监测分隔之间的通信，否则由多个子列组成的仪控系统应划分到同一个网络安全区域中。

2.3共因故障处理原则

在某些情况下，共因故障的措施，有利于网络安全防范。具体情况需由负责网络安全人员基于特定场景可能的恶意攻击和潜在威胁进行评估。多样性手段在网络安全防范中使用，利弊需要具体分析。以串联方式可以增加网络安全效果，但是会引入复杂性；以并联方式则可能增加系统接入路径和漏洞。对于集成到系统中的网络安全防范措施，应分析其可能在多样性系统间引入共因故障的潜在风险。存在风险时，应考虑替代措施，在保证充分的网络安

全的同时，降低共因故障风险。

2.4隔离原则

隔离设计在某些情况下也可用于网络安全防范。应由负责网络安全的人员按照场景进行分析，利用隔离措施促进安全防范。功能安全相关标准所提出的用于支持A类功能的控制系统的独立性要求，对网络安全是有益的，应针对具体场景进行评估和验证，以便在网络安全防范中纳入这些措施。这些控制系统的独立性要求包括：（1）对于那些仅用于检测或保护目的的A类信号，对同时用于控制系统（无论其类别）的A类系统信号需要予以特别关注。这是由于传感器故障可导致控制系统的测量值超出需求容许值，并产生不安全的控制动作，同时还会方案保护系统对不安全工况的探测。（2）保护系统和控制系统应设计成如下的形似和：对两个系统之间所传递的信号，假设单一故障包括了后继故障，不能引发事故或要求安全动作的瞬态，同时，也不能引发A类系统不可接受的降级。（3）当A类系统内的一个单一随机故障及其后任何后续故障可引发一个控制系统动作，从而成为导致一个要求安全动作的工况时，即使此时有第二个随机故障使得A类系统降级，A类系统仍应有提供安全动作的能力。应采取措施，无论任何原因，包括测试或维修目的，使得部件或组建旁通或退出运行，系统都应满足这一要求。（4）即使有效的旁通、传感器和设备有测试证据证明的高可靠性，对提供控制信号的二取一表决的保护系统将要求比较论证和证明。如果在维护期间使用了合适的旁通措施，则采用故障安全的设备和自动探测故障传感器的三取二系统能够满足要求。

3结语

在核电厂仪控系统设计时，考虑功能安全和信息安全的协调要求，使仪控系统在保证安全性的同时也具备适当的信息安全特性，为确保电站安全稳定运行、免受网络攻击提供了有力保障。

参考文献

[1]王小山,杨安,石志强,孙利民.工业控制系统信息安全新趋势[J].信息网络安全,2015(01).

[2]卿斯汉.关键基础设施安全防护[J].信息网络安全,2015(02).

[3]章坚青,王根生.核电厂安全重要仪表和控制系统标准体系概述[J].自动化仪表,2010(09).

HAF003核电厂质量保证安全规定

核安全法规 HAF003（91）核电厂质量保证安全法规（1991年7月27日国家核安全局令第1号发布 1991年修改）本规定是中华人民国核电厂安全法规的第四部分本规定自一九九一年七月二十七日起实施本规定由国家核安全局负责解释

目录第一章引言 (3) 1．1 概述 (3) 1．2 围 (3) 1．3 责任 (4) 第二章质量保证大纲 (4) 2．1 概述 (4) 2．2 程序、细则及图纸 (5) 2．3 管理部门审查 (5) 第三章组织 (6) 3．1责任、权限和联络 (6) 3．2 单位间的工作接口 (6) 3．3 人员配备与培训 (7) 第四章文件控制 (7) 4．1 文件的编制、审核和批准 (7) 4．2 文件的发布和分布 (7) 4．3文件变更的控制 (7) 第五章设计控制 (8) 5．1 概述 (8) 5．2 设计接口的控制 (8) 5．3 设计控制 (8) 5．4 设计的变更 (8) 第六章采购控制 (9) 6．1 概述 (9) 6．2 对供方的评价和选择 (10) 6．3 对所购物项和服务的控制 (10) 第七章物项控制 (10) 7．1 材料、零件和部件的标识和控制 (10) 7．2 装卸、贮存和运输 (11) 7．3维护 (11) 第八章工艺过程 (11) 第九章检查和试验控制 (11) 9．1 检查大纲 (11) 9．2 试验大纲 (12) 9．3 测量和试验设备的标定和控制 (12) 9．4 检查、试验和运行状态的显示 (13) 第十章对不符合项的控制 (13) 10．1概述 (13) 10．2 对不符合项的审查和处理 (13) 第十一章纠正措施 (14) 第十二章记录 (14) 12．1质量保证记录的编写 (14) 12．2 质量保证记录的收集、贮存和保管 (14) 第十三章监查 (15) 13．1 概述 (15) 13．2 监查的计划安排② (15)

核电站数字化仪控系统简介

https://www.360docs.net/doc/872627663.html,2010年05月28日13:25:04 查看数：162 摘要在总结不同时期核电站仪表控制系统应用特点和发展趋势的基础上，以两座典型的核电站全数字化仪控系统为例，结合核电站仪控系统的特点及设计准则，进行详细的系统结构和功能分析，并提出我国新世纪核电站数字化仪控系统的改造与设计思路。关键词过程控制DCS 智能化以太网现场总线核电站的仪表和控制系统是核电站的重要组成部分，机组的安全可靠、经济运行已经在很大程度上取决于仪表控制系统的性能水平。从我国已经建成的和在建的核电工程来看，核电站的仪控系统经历了三个阶段。第一阶段是以模拟量组合单元仪表为主的控制系统，如正在运行的我国300 MW秦山核电站主控制系统应用的FOXBORO公司的SPEC200组装仪表，大亚湾2×980 MW核电站主控制系统采用的Baily 9020系统也属于这一类。其模拟量仪表采用小规模集成电路运算放大器为基础的元件来控制，逻辑量仪表采用继电器等硬逻辑电路来控制。因而系统所需要的仪表控制器件数量多，运行操作管理和维护工作任务重，大部分采用手动操作，主控室布局也显得较大。第二阶段是以模拟量和数字量混合运用的主控制系统，这一类实际是核岛系统仍采用小规模集成电路运算放大器为基础的模拟量元件来控制。而部分常规岛和辅助系统采用PLC自动控制系统，结合软件自诊断技术、冗余技术和网络通信技术，减少很多硬接线和就地控制柜，提高了系统运行可靠性。刚刚建成的广东岭澳核电站（2×980 MW）仪表控制系统就属于这一类。第三阶段称为全数字化仪表控制系统，它将应用成熟的常规电站分布式控制系统（DCS）加以改进并移植过来，全面应用在常规岛、BOP、核岛部分，构成核电站全新数字化仪表控制系统。现阶段应用比较典型的全数字化仪控系统有：日本日立等公司开发的NUCAMM－90系统、法国法马通公司N4控制系统、ABB公司的NUPLEX80 系统、美国西屋公司的Eagle21 WDPFⅡ系统以及我国在建的田湾核电站所采用的德国西门子公司的TELEPERM XP XS系统等。 1 核电站仪控系统的特点及全数字化仪控系统的功能设计原则核电站仪控系统的特点是由其工艺过程的特点决定的，一般来讲典型的核电站仪控系统特点可以归纳为以下几点：（1）控制对象的工艺流程复杂，监测和控制的参数多而且各种过程参数联系密切，1000 MW典型的核电站仪控系统的参数信息量和指令大约是7000~9000个。（2）系统安全性、可靠性要求高，运行质量直接与仪控系统性能相关。（3）反应堆工作或停堆后一段时间内，大部分设备人员无法接近。（4）控制和监测核燃料裂变链式反应及堆芯状态监测的必要性。

核电厂安全分析

Regulatory Document RD–310 Safety Analysis for Nuclear Power Plants February 2008

CNSC REGULATORY DOCUMENTS The Canadian Nuclear Safety Commission (CNSC) develops regulatory documents under the authority of paragraphs 9(b) and 21(1)(e) of the Nuclear Safety and Control Act (NSCA). Regulatory documents provide clarifications and additional details to the requirements set out in the NSCA and the regulations made under the NSCA, and are an integral part of the regulatory framework for nuclear activities in Canada. Each regulatory document aims at disseminating objective regulatory information to stakeholders, including licensees, applicants, public interest groups and the public on a particular topic to promote consistency in the interpretation and implementation of regulatory requirements. A CNSC regulatory document, or any part thereof, becomes a legal requirement when it is referenced in a licence or any other legally enforceable instrument.

RG1.172 核电厂安全系统中使用的数字计算机软件的软件需求规格书 1997

September 1997 U.S. NUCLEAR REGULATORY COMMISSION REGULATORY GU OFFICE OF NUCLEAR REGULATORY RESEARCH REGULATORY GUIDE 1.172 (Draft was DG-1058) SOFTWARE REQUIREMENTS SPECIFICATIONS FOR DIGITAL COMPUTER SOFTWARE USED IN SAFETY SYSTEMS OF NUCLEAR POWER PLANTS A. INTRODUCTION In 10 CFR Part 50, "Domestic licensing of Pro duction and Utilization Facilities," paragraph 55a(a)(1) requires, in part,1 that systems and components be de signed, tested, and inspected to quality standards com mensurate with the safety function to be performed. Criterion 1, "Quality Standards and Records," of Ap pendix A, "General Design Criteria for Nuclear Power Plants," to 10 CFR Part 50 requires, in part,1 that appropriate records of the design and testing of systems // and components important to safety be maintained by or under control of the nuclear power unit licensee throughout the life of the unit. Appendix B, "Quality Assurance Criteria for Nuclear Power Plants and Fuel Reprocessing Plants," to 10 CFR Part 50 describes cri teria that a quality assurance program for systems and components that prevent or mitigate the consequences of postulated accidents must meet. In particular, besides the systems and components that directly pre vent or mitigate the consequences of postulated acci dents, the criteria of Appendix B also apply to all activi ties affecting the safety-related functions of such systems and components as designing, purchasing, t in this regulatory guide, many of t he regulations have been paraphrased; see 10 CFR Part 50 for the full text. IDE installing, testing, operating, maintaining, or modify ing. A specific requirement is contained in 10 CFR 50.55a(h), which requires that reactor protection sys tems satisfy the criteria of IEEE Std 279-1971, "Crite ria for Protection Systems for Nuclear Power Genera ting Stations."2 Paragraph 4.3 of IEEE Std 279-19713 states that quality of components is to be achieved through the specification of requirements known to promote high quality, such as requirements for design, inspection, and test. Several of the General Design Criteria (GDC) of Appendix A, including Criteria 12, 13, 19, 20, 22, 23, 24, 25, and 28, describe functions that are part of the de sign bases of nuclear power plants and that would be in cluded in the software requirements specification (SRS) of any digital computer software that is part of basic components that perform these functions. In addi tion to the criteria of Appendix A, Appendix B to 10 CFR Part 50 provides quality assurance criteria that 2 Revision I of R egulatory Guide 1.153, "Criteria for Safety Systems," en dorses IEEE Std 603-1991,"Criteria for Safety Systems for N uclear Pow er Generating Stations," as a method acceptable to the NRC staff for s atis fying the NRC's regulations with respect to the design, reliability, qualifi cation, and testability of the power, instrumentation, and control portions of the safety systems of nuclear power plants. 31EEE publications may be obtained from the IEEE Service Center, 445 Hoes Lane, Piscataway, NJ 08854. USNRC REGULATORY GUIDES The guides are lesued In t he following ton broad divisions: Regulatory Guides awe itsued to describe and make a"ailable to the public such i*rma lion as methods acceptable to the NRC stff or implementing specific partsof ftCom- 1. PooerReactors 6. Products In*on5s regulations, tscmques used bythestaff evaluating specific problems or ps- 2. Research aid Test Reactors 7. Transportation lulated accidents, end data needed by the NRC Iitafflis review of applitio for Per .Fuets and Materials Facilities 8. Occupational Health mits and licenses. Regulatory guides n stus lor egiitori, n compilan. e 4. FJMrontentald. anarFcini Review with them Is n ot raqtird. MeZthods ando beons differe 5o. hosa OUtheg 5 Matedals and Plant Protection 10 General wi be acceptable If t hey provide a basis for the findings requisite to the issuance or con Inuence of a permit or license by the Commission. Single copies of regulatory guides may be obtained k of charge bywing the Printing, Ths guLide was Issued after consideration of comments receved from the publc. Com- Graphics ard Disaibuton Brnch, O1ce ofAdministrallon, U.S. Nular eguatory mentsandsuggestions forimproveme Intiheseguldes wemecouraged atall tlhs, ad mission, Washington, DC 20555-0001; or by fax at (301)415-5272. es will be revised. es appropriate, to accommodste comments and to reflect new in = on r oerlece.issued guides may also be purchased from the National Techiwical Information Service on Written comments may be aubmitted to t he Rues Review mid Directives Branch, DFIPS, a standing o rder basis. Detalls on this service may beIobtained by writingN? S , 5285 Port ADM, U.S. Nuclear Regulatory Comnmissicn, Washington, DC 20555-0001. Royal Road, Springfield. VA22161.

第二届中国(国际)核电仪控技术大会

附件一：征文内容明细专题一：核电仪控系统运行、维护和改造，子项包括： 1.核电厂仪控系统的预防性维修策略 2.核电厂仪控系统的老化管理 3.核电厂仪控系统变更管理 4.智能仪表在核电厂仪控系统的应用 5.核电厂仪控基于DCS系统维修策略 6.核电厂仪控系统的典型事件案例分析专题二：核电仪控设计及验证技术，子项包括： 1.数字化保护系统应用 2.先进控制系统应用 3.安全重要软件开发及V&V 4.多样化及纵深防御(D3) 5.数字化仪控可靠性 6.FPGA技术应用及V&V 7.先进测量技术 8.在线监测诊断系统 9.数字化仪控系统改造 10.先进反应堆仪控系统 11.福岛事故经验教训专题三：核电仪控系统及设备的安装调试，子项包括：

1.数字化控制系统安装与验收测试 2.核仪器与辐射探测安装与调试 3.调试工具研发与应用 4.反应堆控制与保护系统调试，包括多样化驱动系统和堆内核测系统 5.汽轮机控制与保护系统调试 6.数字化控制系统组态功能验证方法与技术 7.逻辑量/模拟量控制系统调试 8.仪控就地设备安装与调试 9.特殊监测系统，还包括流致振动，安全壳冷却水膜覆盖率等测量安装调试技术 10.其他专题四：仪控设备制造和鉴定，子项包括： 1.核电安全级仪表和控制系统设备在制造活动中的企业标准与质保体系； 2.核电仪表和控制系统设备制造技术要求的分析与研究； 3.核电数字化安全级仪表和控制系统设备制造中的软件V&V活动； 4.核电数字化安全级仪表和控制系统设备制造活动中软件及信息安全性的保障及其鉴定要求； 5.安全级DCS平台操作系统和基本功能模块库的开发与鉴定方法； 6.核电中用于某些特殊仪控设备的质量鉴定规则或试验方法的分析与研究； 7.商品级仪表和控制系统设备在核电领域应用中的适应性分析研究及其确认活动； 8.核电安全级仪表和控制系统设备鉴定过程、程序和方法及相关认证活动；

核电站全数字化仪控系统

上海交通大学核科学与系统工程系核电培训内部教材核电厂全数字仪控系统上海交通大学核科学与系统工程系 2006年11月

目录第1章概述 (3) 1.1．仪控系统的作用 (3) 1.2．核电站对仪控系统的基本要求 (4) 1.3．仪控系统在核电站安全中的角色 (4) 1.4．仪控系统的两大功能 (4) 1.4.1 信息功能： (5) 1.4.2 控制功能： (5) 1.4.3 控制功能的实施： (5) 1.5．核电厂安全设计的基本原则在仪控系统中的应用 (5) 第2章核电厂数字仪控系统的发展及构架 (6) 2.1．基础的逻辑要素 (6) 2.2．核电厂数字仪控系统的分类 (7) 2.3．核电厂数字仪控系统的发展 (7) 2.4．核电厂数字仪控系统的构架 (11) 第3章核电厂数字仪控系统中的DCS系统 (15) 3.1．系统设计 (15) 3.2．系统结构 (16) 3.3．信号流程 (18) 3.4．网关与网络服务器 (18) 3.5．DCS 的总线结构 (20) 3.6．系统事件响应时间 (21) 3.7．服务器任务 (22) 3.8．用户权限和登陆控制 (23) 3.9．I&C 系统的软件编制和V&V 认证 (24) 第4章DCS的硬件结构 (28) 4.1．标准的机柜 (29) 4.2．基本处理模块 (33) 4.3．基本通信模块 (34) 4.4．基本输入输出模块 (39) 4.4.1 数字信号输入模块。 (39) 4.4.2 数字信号输出模块。 (39) 4.4.3 模拟输入模块 (40) 4.4.4 模拟输出模块/计数模块 (41) 4.5．其他模块 (42) 第5章DCS的软件结构 (43) 5.1．系统纵览 (44) 5.2．计算机软件 (45) 5.3．软件结构 (46) 5.4．软件工程处理 (46) 5.5．工程软件下载 (50) 5.6．运行环境的操作模块 (54) 5.7．用户软件设计模块 (55)

用FPGA实现核电厂安全级I&C系统过程中的V&V

Computer Knowledge and Technology 电脑知识与技术计算机工程应用技术本栏目责任编辑：梁书第8卷第31期(2012年11月)用FPGA 实现核电厂安全级I&C 系统过程中的V&V 董治国1，姚光霖2 （1.中国核电工程有限公司，北京100840；2.北京中核东方控制系统工程有限公司，北京00176）摘要：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。关键词：FPGA ；V&V ；安全级；I&C 中图分类号：TP311文献标识码：A 文章编号：1009-3044(2012)31-7578-03 1基于传统计算机技术的V&V 实践从软件生命周期模型或者软件开发过程模型的角度说，核电厂安全级软件的开发采用的是W 模型。所谓W 模型，就是在V 模型基础上，增加软件开发各个阶段应同步进行的测试〔包括准备工作〕，测试的对象不仅仅是程序，需求、功能和设计同样需要测试。和V 模型相比，W 模型强调测试伴随着整个软件开发周期，需要“尽早地和不断地进行软件测试”。图1 图1所示的是一个完整的软件生命周期。但是，从工程的角度说，系统设计、软硬件供货，软件开发，现场的系统调试都是由不同的行业来分担。具体意义上核电厂安全级软件的软件供货方仅仅完成的是其中一部分的工作。参照AREVA 公司的工程实践，图2中，给出了一个典型的核电厂安全级软件的软件开发和V&V “验证和确认”〔虚线的下侧部分〕。 1.1起点软硬件分拆后所形成的软件部分，通过转化，形成软件开发放所认可的标准样式，这个样式主要包括模块的抽象定义方法，由此才开始了软件开发方的“软件寿命周期”。 1.2终点在软件下载到实际的硬件实体，启动起来，通过自动或者手动的方式，完成了软硬件的联合调试实验，软件开发方的“软件寿命周期”也已结束。 1.3独立的V&V 小组软件的开发是V 形，测试也是与此相并行的V 。IEEE 1012对软件的测试进一步补充、细化，并分成“确认”、“验证”两个层面收稿日期：2012-10-11 E-mail:kfyj@https://www.360docs.net/doc/872627663.html, https://www.360docs.net/doc/872627663.html, Tel:+86-551-56909635690964ISSN 1009-3044Computer Knowledge and Technology 电脑知识与技术Vol.8,No.31,November 2012.7578

核电仪控机柜的接地方式

核电仪控机柜的接地方式摘要：随着核电站仪控系统数字化应用的推广，仪控和电气用机柜数量在逐步增加，相应要求也越来越严格。关键词：核电仪控；机柜；接地方式引言作为机组系统、设备运行监测和控制的神经中枢，维持、提升仪控设备可靠性是核电厂仪控设备工程师的一项重要、长期工作。除设备本身，测量和控制信号须通过接线传送，接线的正确性、端子/接头的紧固性直接影响仪控信号传送的正确性和稳定性，即设备+接线组成的回路整体应是仪控专业管理对象，这点有别于其它专业。从已获信息看，重设备、轻接线是国内核电厂仪控专业管理的一种典型现状，因接线标识不清导致人员误操作、端子松动导致反应堆瞬态甚至停机停堆等运行事件呈多发趋势，接线已开始逐步被纳入核电厂仪控设备管理范畴。 1机柜基本接地方式当前从核电行业应用的DCS以及PLC等仪表控制系统看，接地方式主要由单点、多点以及浮地三种方式构成。三种接地方式中单点与多点接地方式主要是针对系统机柜本身连接至接地网所制定的，通过该方式来与独立接地与公用接地两者进行明确的区别。 1.1单点接地方式核电仪控系统机柜接地方式选择单点接地，需要正常工作频率在30kHz以下，而瞬时工作频率最高在300kHz的仪表控制系统，为了能够加大核电仪表系统工作人员的安全性保障，必须要附加机柜的就地接地。机柜间距的大小也要采用不同的核电仪控系统机柜单点接地方式。核电厂仪控系统盘台、机柜的安全保护区域与工作接地是分别直接接入全场接地网的，在其入地之前并没有将其合二为一。此种方式降低了工作接地来自直流与交流供电系统杂散的基波以及谐波电流的影响，上述电流可能会带来0~5kHz的共模噪声，而且可能会对工作接地的接地基准产生一定的影响；另外其电子线路板的工作接地和电源等设备进行隔离，形成了单独的安全区域，降低了电子线路与电源等设备产生故障时破坏整个系统的风险性；对两个接地基准唯一的接地回路能够顺利接入接地网提供保障，避免了由于对地短路或是由于静电放电等因素在两者之间产生其他噪声。 1.2多点接地连接方式多点接地连接方式主要是针对核电仪控系统工作频率达到30kHz以上，而瞬时工作频率则是达到300kHz以上的工作条件，通过多点接地连接方式能够将风险降到最低。多点连接方式是将仪控系统机柜内的各种设备的安全保护接地与工作接地汇总统一连接到一个公地，每个机柜则又通过一根单独的多股引出线入地。多点接地连接方式的电缆铺设简单，从最大程度上降低了高频对于接地效果的干扰。弊端是可能会形成多个低频的接地回路，而且由于多个低频接地回路相距不是很远，极有可能产生共模噪声。所以通过对低频工作的仪控系统机柜的接地方式选择应采用单点接地方式，更利于仪控系统电子板卡的稳定性，但对于高频工作的仪控系统机柜推荐选择多点接地方式。 1.3浮地接地方式浮地接地方式应用在核电站中很少采用。浮地是将仪控系统机柜电路的地与大地无导体进行连接。目的是为了能够将交流电源与直流电源有效分开，通常交流电源的零线是直接接地的，但是因为存在接地电阻以及上流电流，致使零线电

保证核电厂安全有哪些管理措施(最新版)

( 安全管理 ) 单位：_________________________ 姓名：_________________________ 日期：_________________________ 精品文档 / Word文档 / 文字可改保证核电厂安全有哪些管理措施(最新版) Safety management is an important part of production management. Safety and production are in the implementation process

保证核电厂安全有哪些管理措施(最新版) 管理措施之一——健全的国家监管机构国家监管机构对核电厂实行全寿期监督管理，即从选址、设计、建造、调试、运行、直到退役和废物处理处置的各个环节。我国民用核设施的核安全监督管理主要由国家核安全局负责。管理措施之二——制定和完善核安全防护法规体系国家有关部门发布实施核电厂厂址选择、设计、运行、质量保证、辐射防护和废物管理等安全规定以及辐射防护基本标准等，形成一整套比较完整的核安全、辐射防护法规标准体系。管理措施之三——实行核设施安全许可证制度核电厂在不同阶段，其营运单位要向国家核安全主管部门提交相应的报告。经审评，在条件完全符合国家有关规定后才颁发许可证。营运单位只有获得这些许可证后才能开展相应的工作。管理措施之四——严密的质量保证体系

核电厂有严密的质量保证体系。对选址、设计、建造、调试、运行直至退役等各个阶段的每一项具体活动都有单项的质量保证大纲，并严格执行。另外，还实行内部和外部监查制度，监督检查质量保证大纲的实施情况，确认起到应有的作用。例如，在建造阶段，要对设备进行监造，对施工进行监理。在运行阶段，要进行预防性检修、在役检查和定期试验，以保证机组的系统和设备的状态符合技术规范。管理措施之五——对参与单位和人员严格要求国家对参与核电厂建设的单位，甚至小到零部件制造单位，都要经审查合格后，方可开展相应的活动。国家对参加核电厂工作的人员的选择、培训、考核和任命有严格的规定。以操纵员为例，要求选择基本素质好、有一定学历和工作经验的人员，经过课堂、核电厂模拟机和核电厂实际运行培训，再通过国家级的考试，领到操纵员执照后，才能上岗。上岗工作以后，还要定期考查和再培训，保证在工作岗位上的人员都合格。管理措施之六——极其严密的安全保卫系统

核电厂安全知识点参考文本

核电厂安全知识点参考文本 In The Actual Work Production Management, In Order To Ensure The Smooth Progress Of The Process, And Consider The Relationship Between Each Link, The Specific Requirements Of Each Link To Achieve Risk Control And Planning 某某管理中心 XX年XX月

核电厂安全知识点参考文本使用指引：此安全管理资料应用在实际工作生产管理中为了保障过程顺利推进，同时考虑各个环节之间的关系，每个环节实现的具体要求而进行的风险控制与规划，并将危害降低到最小，文档经过下载可进行自定义修改，请根据实际需求进行调整与使用。核电厂潜在的危险性：1）核电厂存在大量的放射性物质2 反应堆停闭后会长时间释放衰变热3)反应堆存在大量的高温高压水4）反应堆功率可能迅速升高。核安全文化的定义：安全文化是在于单位和个人中的种种特性和态度的总和，他建立在一种超出一切之上的观念，即核电厂的安全问题由于他的重要性得到应有的重视。特性：安全文化的有形导出、安全文化主动精神。实质：在电厂内建立一整套科学严密的规章制度和组织体系，在核电厂内营造人人自觉关注安全的氛围，通过培训，提高员工的知识技能，培养员工尊章守纪的自觉性和良好的工作习惯，从而提高人员绩效和核电厂的安全性

能。人品特性：质疑的工作态度、严谨的工作方法、相互交流的工作习惯。自我检查是一种极高人员绩效的工具，常用方法:STAR”stop停止、think思考、act行动、review检查。监护：指两名操作人员同时检查将要进行的操作的正确性。安全文化评价的方法：人员访谈、行为观察、文件查阅。我国核安全法规体系分为：国家法律、国务院行政法规、部门规章、指导性文件、参考性文件。核电安全许可证：核电厂厂址安全审查安全批准书、核电厂建造许可证、核电厂首次装料批准书、核电厂运行许可证、核电厂退役批准书、操作员执照、高级操作员执

核电厂安全知识点

核电厂潜在的危险性：1）核电厂存在大量的放射性物质2 反应堆停闭后会长时间释放衰变热3)反应堆存在大量的高温高压水4）反应堆功率可能迅速升高。核安全文化的定义：安全文化是在于单位和个人中的种种特性和态度的总和，他建立在一种超出一切之上的观念，即核电厂的安全问题由于他的重要性得到应有的重视。特性：安全文化的有形导出、安全文化主动精神。实质：在电厂内建立一整套科学严密的规章制度和组织体系，在核电厂内营造人人自觉关注安全的氛围，通过培训，提高员工的知识技能，培养员工尊章守纪的自觉性和良好的工作习惯，从而提高人员绩效和核电厂的安全性能。人品特性：质疑的工作态度、严谨的工作方法、相互交流的工作习惯。自我检查是一种极高人员绩效的工具，常用方法:STAR”stop停止、think思考、act行动、review 检查。监护：指两名操作人员同时检查将要进行的操作的正确性。安全文化评价的方法：人员访谈、行为观察、文件查阅。我国核安全法规体系分为：国家法律、国务院行政法规、部门规章、指导性文件、参考性文件。核电安全许可证：核电厂厂址安全审查安全批准书、核电厂建造许可证、核电厂首次装料批准书、核电厂运行许可证、核电厂退役批准书、操作员执照、高级操作员执照。核电厂环境影响报告书指许可证申请者向环境保护部提交的环境影响评价文件。核安全报告分为定期报告、不定期报告、和事故报告。核事故应急管理的方针：常备不懈、积极兼容、统一指挥、大力协同、保护公众保护环境。应急计划是针对应急响应行动制定的文件，是其他应急文件的基础。应急计划区：为了在核事故发生时能够及时、有效的采取保护公众的防护行动，事先在核电厂周围划出制定应急计划并做好适当准备的区域。应急状态分级：应急待命、厂房应急、厂区应急、场外应急。通用应急水平即又防护行动客避免的剂量。。。。隐蔽10 撤离50 典防护100 临时性避迁（第一个月30 第二个月10）（mSv）永久性在居住寿期内1Sv 核电安全的总目标是建立在核动力厂中建立并保持对放射性危害的有效防御，以保护人民和环境免受危害。用防护目标、核电技术安全目标、核电安全目标的目标的数量指标做补充。核动力厂设计的纵深防御的五个层次：1）高质量的设计、施工及运行，使偏离正常运行状态的情况很少发生、2）设置停堆保护系统和相应的支持系统，防止运行中出现的偏差发展成为事故3）设置专设安全设施，限制设计基准设计的后果，防止发生堆芯融化的严重事故4）利用特殊设计设施，进行事故管理5）场外应急设施和措施。轻水堆核电厂普遍采用的四道实体屏障：芯块、燃料元件包壳、反应堆冷却剂系统承压边界和安全壳及安全壳系统概率安全分析：把整个系统的失效概率通过结果的逻辑推理与他各个层次的子系统、部件及外界条件等的失效概率联系起来，从而找出各种事故发生的概率。概率论的分析方法：1)事件树分析：建立事件树即进行功能模化，继始发事件后，把各项与安全相关的功能按失效与否逐级开展，就能得到一系列后果不同的事件序列。2）故障树分析：把系统的失效作为分析的目标，由此反推，寻找直接导致这一失效的全部因素。直至毋需再研究其发生的因素为止。电厂的概率安全分析通常是在三个级别上进行的。一级概率安全分析确定可导致堆芯损坏的事件序列及这些序列的估算频率，可对上述弱点及防止堆芯损坏的的方法提供重要见解。二

核电仪控机柜的接地方式

核电仪控机柜的接地方式发表时间：2018-08-13T16:23:52.153Z 来源：《电力设备》2018年第8期作者：徐智勇涂海涛苏俊平 [导读] 摘要：随着核电站仪控系统数字化应用的推广，仪控和电气用机柜数量在逐步增加，相应要求也越来越严格。（中广核工程有限公司广东省 518124）摘要：随着核电站仪控系统数字化应用的推广，仪控和电气用机柜数量在逐步增加，相应要求也越来越严格。关键词：核电仪控；机柜；接地方式引言作为机组系统、设备运行监测和控制的神经中枢，维持、提升仪控设备可靠性是核电厂仪控设备工程师的一项重要、长期工作。除设备本身，测量和控制信号须通过接线传送，接线的正确性、端子/接头的紧固性直接影响仪控信号传送的正确性和稳定性，即设备+接线组成的回路整体应是仪控专业管理对象，这点有别于其它专业。从已获信息看，重设备、轻接线是国内核电厂仪控专业管理的一种典型现状，因接线标识不清导致人员误操作、端子松动导致反应堆瞬态甚至停机停堆等运行事件呈多发趋势，接线已开始逐步被纳入核电厂仪控设备管理范畴。 1机柜基本接地方式当前从核电行业应用的DCS以及PLC等仪表控制系统看，接地方式主要由单点、多点以及浮地三种方式构成。三种接地方式中单点与多点接地方式主要是针对系统机柜本身连接至接地网所制定的，通过该方式来与独立接地与公用接地两者进行明确的区别。 1.1单点接地方式核电仪控系统机柜接地方式选择单点接地，需要正常工作频率在30kHz以下，而瞬时工作频率最高在300kHz的仪表控制系统，为了能够加大核电仪表系统工作人员的安全性保障，必须要附加机柜的就地接地。机柜间距的大小也要采用不同的核电仪控系统机柜单点接地方式。核电厂仪控系统盘台、机柜的安全保护区域与工作接地是分别直接接入全场接地网的，在其入地之前并没有将其合二为一。此种方式降低了工作接地来自直流与交流供电系统杂散的基波以及谐波电流的影响，上述电流可能会带来0~5kHz的共模噪声，而且可能会对工作接地的接地基准产生一定的影响；另外其电子线路板的工作接地和电源等设备进行隔离，形成了单独的安全区域，降低了电子线路与电源等设备产生故障时破坏整个系统的风险性；对两个接地基准唯一的接地回路能够顺利接入接地网提供保障，避免了由于对地短路或是由于静电放电等因素在两者之间产生其他噪声。 1.2多点接地连接方式多点接地连接方式主要是针对核电仪控系统工作频率达到30kHz以上，而瞬时工作频率则是达到300kHz以上的工作条件，通过多点接地连接方式能够将风险降到最低。多点连接方式是将仪控系统机柜内的各种设备的安全保护接地与工作接地汇总统一连接到一个公地，每个机柜则又通过一根单独的多股引出线入地。多点接地连接方式的电缆铺设简单，从最大程度上降低了高频对于接地效果的干扰。弊端是可能会形成多个低频的接地回路，而且由于多个低频接地回路相距不是很远，极有可能产生共模噪声。所以通过对低频工作的仪控系统机柜的接地方式选择应采用单点接地方式，更利于仪控系统电子板卡的稳定性，但对于高频工作的仪控系统机柜推荐选择多点接地方式。 1.3浮地接地方式浮地接地方式应用在核电站中很少采用。浮地是将仪控系统机柜电路的地与大地无导体进行连接。目的是为了能够将交流电源与直流电源有效分开，通常交流电源的零线是直接接地的，但是因为存在接地电阻以及上流电流，致使零线电位并不是大地的零电位。交流电源的零线上通常会存在许多的干扰，倘若直流与交流电源没有适当的进行分开，就会对直流电源及其后续的直流电路的正常工作产生影响。而浮地技术就能够很好的解决相关问题。其次通过浮地接地方式能够促进放大器的优化，尤其是微小输入信号以及高增益的放大器，当输入端的任何微小的干扰信号都有可能致使工作异常，所以通过放大器的浮地接地技术，不仅能够阻断干扰信号的进入，同时也能够有效提升放大器的电磁兼容能力。但其缺点也是十分明显的，就是该电路容易受到寄生电容的干扰，从而使得电路的点位产生变动等等。 2核电厂仪控系统防雷接地、抗干扰设计仪控系统机柜的防雷接地主要是考虑外部防雷以及内部防雷。外部防雷是对直击雷进行防范，其最常用的方式就是构筑法拉第笼，。机柜通过构筑法拉第笼能够阻断外部直击雷的电磁场传播，对整个内部仪控系统以及设备起到保护作用，而且整个法拉第笼通过接地装置与大地进行相连，对直击雷时的强大电流能够起到分流的作用。而内部防雷主要就是针对防雷电波侵入和防生命危险，通过等电位连接实现。 2.1设计的标准和依据核电厂防雷接地、抗干扰工程设计有着严格的要求和标准，进行设计时，要严格执行国际标准和国家标准两个依据。全面综合的考虑到防雷接地范围，使外部防雷和内部防雷相互作用，协调统一。外部防雷主要是避免出现雷电的直击，一般多是使用法拉第笼的方式；内部防雷主要是应对雷电感应，避免出现雷电波侵入的风险，在设计的时候，主要是用等电位连接的方式充分做好防雷准备。针对电磁兼容标准，消除和抑制干扰主要进行接地、屏蔽干扰源及受扰敏感设备的方式。核电厂防雷系统设计要充分满足安全需要，确保核岛、常规岛及BOP防雷保护高标准，通常按Ⅰ级进行安全设防，电气、电子设备、建构筑物则按Ⅱ级安全标准进行设防。 2.2防直击雷的法拉第笼建筑物在自然条件下，很容易出现遭受外部雷电直击的可能，导致建筑物出现局部损害，为了有效避免出现损坏，则需要在建筑物周边进行屏蔽处理，避免出现强电磁场，可以沿核电厂周围的厂房进行设计，使外周建筑物、外墙、屋顶及地下各个基础建筑，形成有效的屏蔽。用热镀锌10圆钢在建构筑物周围不同部位以5m×5m间距结成互联互通的网状格栅，使所有的建筑得到充分保护，这种方法就是法拉第笼，通过有效果的措施全面对建筑物及内部物实施有效的保护。笼区内部电位是零，而笼体内则不存在干扰性的电场，使电磁场得不到传播，实现阻断的作用，全面保护仪控系统和设备，笼体接地装置又能起到分流、泄流的作用，使雷电不能直接作用到设备仪器上。 2.3共用接地装置为了保证厂房安全，需要从全方位进行防雷接地设计，因为不同的厂房地下均设置有接地装置，这些单独接地装置只能对各自厨房起到防护作用，但是在强雷电的情况下，却很容易出现问题，为了保证发挥设置的综合作用，则需要通过对地下所有的设置进行互联统一，使核电厂整个厂区地下形成公共接地网，设计时，需要保证共用接地网接地电阻满足DCS系统接地需要，严格等级与标准设计。

核电厂安全知识点(通用版)

核电厂安全知识点(通用版) Safety management refers to ensuring the smooth and effective progress of social and economic activities and production on the premise of ensuring social and personal safety. ( 安全管理) 单位：_______________________ 部门：_______________________ 日期：_______________________ 本文档文字可以自由修改

核电厂安全知识点(通用版) 核电厂潜在的危险性：1）核电厂存在大量的放射性物质2反应堆停闭后会长时间释放衰变热3)反应堆存在大量的高温高压水4）反应堆功率可能迅速升高。核安全文化的定义：安全文化是在于单位和个人中的种种特性和态度的总和，他建立在一种超出一切之上的观念，即核电厂的安全问题由于他的重要性得到应有的重视。特性：安全文化的有形导出、安全文化主动精神。实质：在电厂内建立一整套科学严密的规章制度和组织体系，在核电厂内营造人人自觉关注安全的氛围，通过培训，提高员工的知识技能，培养员工尊章守纪的自觉性和良好的工作习

惯，从而提高人员绩效和核电厂的安全性能。人品特性：质疑的工作态度、严谨的工作方法、相互交流的工作习惯。自我检查是一种极高人员绩效的工具，常用方法:STAR”stop停止、think思考、act行动、review检查。监护：指两名操作人员同时检查将要进行的操作的正确性。安全文化评价的方法：人员访谈、行为观察、文件查阅。我国核安全法规体系分为：国家法律、国务院行政法规、部门规章、指导性文件、参考性文件。核电安全许可证：核电厂厂址安全审查安全批准书、核电厂建造许可证、核电厂首次装料批准书、核电厂运行许可证、核电厂退役批准书、操作员执照、高级操作员执照。核电厂环境影响报告书指许可证申请者向环境保护部提交的环境影响评价文件。核安全报告分为定期报告、不定期报告、和事故报告。核事故应急管理的方针：常备不懈、积极兼容、统一指挥、