非能动安全型核电站运行预警系统设计
核电站安全监测与报警系统的研究与设计
核电站安全监测与报警系统的研究与设计随着核能在能源领域的应用不断扩大，核电站的安全监测与报警系统显得尤为重要。
本文将对核电站安全监测与报警系统进行研究与设计，并探讨其相关技术。
一、核电站安全监测系统的研究核电站安全监测系统是核电站安全运行的关键。
其主要功能是对核电站各个系统进行实时监测，及时发现异常情况并进行预警。
目前，核电站安全监测系统主要包括传感器、数据采集设备、控制单元和监控界面等组成部分。
在传感器方面，核电站安全监测系统需要使用高精度、高可靠性的传感器，用于监测核反应堆温度、压力、辐射等参数。
数据采集设备则负责将传感器采集到的数据传输给控制单元，以便后续的处理和分析。
控制单元是核电站安全监测系统的核心，它负责对采集到的数据进行处理，判断是否存在异常情况，并进行相应的报警处理。
监控界面则提供给操作人员实时监测核电站运行情况的可视化界面，方便他们及时做出响应。
二、核电站报警系统的研究核电站报警系统是核电站安全监测系统的重要补充。
它主要负责在发生异常情况时发出报警信号，通知相关人员及时处理。
目前，核电站报警系统通常包括声光报警器、遥控报警器和无线报警器等多种报警装置。
声光报警器是核电站报警系统的常见组成部分，其主要作用是在发生异常情况时发出声音和光线信号，吸引操作人员的注意。
遥控报警器则可以实现远程通知报警，方便相关人员及时响应异常情况。
无线报警器则具有信号传输快速、灵敏度高等特点，适用于一些特殊环境的核电站。
三、核电站安全监测与报警系统的设计在设计核电站安全监测与报警系统时，首先需要根据核电站的实际情况确定系统的整体架构。
其次，需要选择合适的传感器和报警装置，并确保其符合相关标准和规范。
同时，还需要设计可靠的数据采集和处理算法，确保系统能够及时准确地监测和报警。
最后，需要设计用户友好的监控界面，使操作人员能够直观地了解核电站的运行情况，并能够及时作出相应处理。
综上所述，核电站安全监测与报警系统是保障核电站安全运行的重要组成部分。
浅谈AP1000核电厂保护和安全系统PMS操作平台CommonQ_丛曦宇
6、Common Q电源
Common Q系统的电源是一个19英寸，带插入式模件的组件，不
同 输出电 压 的 模件 都 可 以使 用。电源系统 的 交流 输入 是10 0 ~14 0 V或
200~260V，频率47~63Hz。电源能满足交流220V、频率50Hz的应用要
求。
所有的电源组件都封装成插件式模件插在一个固定标准19英寸
在改动过程中的通道就由MTP旁路。可利用预先编程好的对话框来输
入和验证设定值、常量，对话框将输入和验证分离，以缓解可能的操作
错误。
修改组态:通过MTP，能够装载新的或者修改过的组态。
图形 功 能 : M T P显 示系统 的图形 功 能包 括 柱 状图、静态 文 本对
象、动态数据对象等。
趋势功能:MTP显示的趋势显示功能在任意轴向上（时间轴或数
社,2008. [2]Westinghouse AP1000 Design Control Document Rev.16Chapter 2. [3]刘子介.Common Q在AP1000PAMS中的应用.电气技术,2010年第3期. [4]ABB-CE,CENPD-396-P,mon qualified platform.
1)维护和测试面板（MTP）。一个Common Q安全系统通道有一个
MTP。通过MTP，能够执行监视、纠正性维修、修改设定值、旁路一个
通道，初始化自动测试以及显示详细的系统诊断信息。MTP也能够向
AC160处理器模件装载组态。MTP还具有图形和趋势功能。
修改设定值:MTP能在电厂运行时改变设定值和“可寻址”常量，
72小时内，不需要操作员采取任何手动干预动作，大大减少人因错误，
AP1000明显优于EPR，其功能实现的操作平台为Common Q。
核电站安全运行监测系统设计与应用
核电站安全运行监测系统设计与应用一、引言核电站是一种高风险的工业设施，因此必须建立完善的安全运行监测系统来确保安全。
核电站安全运行监测系统设计与应用是有关于核电站整体安全运行的实用性探讨，涉及到监测设备、报警装置、监测系统等多方面的问题。
本文将从以下几个方面进行介绍。
二、核电站安全运行监测系统基本结构核电站安全运行监测系统是由信息采集子系统、控制子系统、信息处理子系统和通信网络等部分组成的，具体涉及到以下几个方面。
1.信息采集子系统信息采集子系统是核电站安全运行监测系统最基本的组成部分，主要由各种传感器、仪表、控制器等设备组成，用来采集核电站运行时产生的各种数据信息。
这些信息包括温度、压力、流量、水位、放射性等等各种指标。
2.控制子系统控制子系统是核电站安全运行监测系统用来控制核电站运行的关键部分，用来保持核电站的安全、可靠和稳定的运作。
控制子系统主要由PLC（可编程逻辑控制器）和DCS（分布式控制系统）组成，可以将采集子系统采集到的各种参数信息进行实时处理和控制。
3.信息处理子系统信息处理子系统是核电站安全运行监测系统用来处理各种数据信息的组成部分。
这些数据信息包括采集子系统采集到的实时数据和控制子系统生成的各种控制信息等。
信息处理子系统主要由计算机、软件、数据库和数据分析系统等组成。
4.通信网络通信网络是核电站安全运行监测系统中连接各个子系统的重要控制部分。
现在，大多数核电站采用以太网通信方式，使各个子系统实现了方便、快速的信息交换。
三、核电站安全运行监测系统的应用核电站安全运行监测系统作为一个完整的控制系统，在核电站的安全运行中起着至关重要的作用。
下面将就核电站安全运行监测系统在实际应用中的一些情况进行介绍。
1.变形监测核电站运行期间，不同部位的变形情况会对其安全运行造成影响。
因此，安装变形监测系统可以及时监测变形的情况，即时发现变形，及时进行处理，减少事故发生的可能性。
2.沉降监测核电站建设过程中，由于周围的地质条件不同，建筑物的沉降情况也不同，这种问题也对核电站安全运行造成了很大的影响。
核电站辐射监测与预警系统的研究与设计
核电站辐射监测与预警系统的研究与设计核电站作为重要的能源供应设施，其辐射监测与预警系统的研究与设计显得尤为重要。
辐射监测与预警系统是核电站安全保障的重要组成部分，它能够实时监测辐射水平并提前发出预警，为核电站运行和人员安全提供有力支持。
本文将围绕核电站辐射监测与预警系统的研究与设计展开探讨。
首先，核电站辐射监测与预警系统的研究是基于核电站具有辐射污染的特点。
核电站作为放射性物质的储存和利用场所，一旦发生泄漏或事故，可能造成辐射的扩散和污染。
因此，建立一个可靠的辐射监测与预警系统对核电站的安全运行至关重要。
其次，核电站辐射监测与预警系统的设计需要考虑多方面因素。
首先是监测设备的选择，包括辐射监测仪器、传感器等设备的选型与布置。
其次是系统的建设和优化，需要考虑到监测数据的实时性、准确性以及系统的稳定性和可靠性。
最后是预警机制的建立，需要根据监测数据设置相应的预警规则和应急措施，以确保在出现辐射泄漏等突发情况时能够及时作出反应。
第三，核电站辐射监测与预警系统的研究与设计要注重系统的智能化和自动化。
随着信息技术的发展，人工智能和大数据技术已经逐渐应用于核电站辐射监测与预警系统中，可以实现对辐射监测数据的智能分析和处理，提高系统的反应速度和准确性，降低人为干预的风险。
综上所述，核电站辐射监测与预警系统的研究与设计是保障核电站安全运行的重要一环。
通过不断完善系统的监测能力和预警机制，可以有效预防和控制核电站辐射污染，保障核电站设施和人员的安全。
希望未来能够进一步深入研究和创新，为核电站安全提供更加可靠的保障。
非能动安全系统
非能动安全系统：
利用自然界的规律及工质的物理特性，如物质的重力、流体的对流、扩散等原理，设计不需要专设动力源驱动的系统（特别是安全系统），以适应在应急情况下冷却和带走堆芯余热的需要。
这样，既使系统简化，设备减少，又提高了安全度和经济性。
这是革新反应堆型的重大改进，代表了核安全发展方向。
在核电站中，任一系统的功能都靠相应的部件来实现。
在核电站中，一般将部件分为能动部件与非能动部件。
依靠触发，机械运动或动力源等外部输入而行使功能，因而能以主动态影响系统的工作过程，称能动部件。
如泵，风机，柴油发电机组等。
无需依赖外部输入而执行功能的部件称非能动部件。
非能动部件内一般没有活动部件。
如管道，孔板，换热器等。
如果某一非能动部件的设计、制造、检查和在役检查均能保证很高的质量水平，则可不必假设它会发生故障。
非能动安全性是建立在惯性原来,如泵的惰转,重力法则,如位差,热传递法则等基础上的非能动设备(无源设备)的安全性,即安全功能的实现不需要依赖外力!。
浅析AP1000 非能动安全系统技术特点
Science and Technology &Innovation ┃科技与创新2018年第14期·95·文章编号：2095－6835（2018）14－0095－02浅析AP1000非能动安全系统技术特点李国壮（华北水利水电大学，河南郑州450000）摘要：AP1000作为近年来发展迅速且技术较为成熟的先进三代堆型，其非能动安全系统的应用也是人们所密切关注的，同时我国已经引进4台AP1000堆型核电站，并在2018-04得到了装料批准。
由此可见，我国也在通过引进新技术来对原有堆型进行更新和发展。
首先简要介绍AP1000非能动安全系统的设计理念，其次浅析其针对不同的堆芯事故又有怎样的技术特点，从其经济性和安全性两方面解析非能动安全系统在现在第三代核电站的应用及将来可能的发展方向，最后提出“非能动安全系统必须与能动系统相结合”这一观点。
关键词：AP1000；非能动安全系统；技术特点；断电事故中图分类号：TM623.8文献标识码：A DOI ：10.15913/ki.kjycx.2018.14.0951绪论AP1000是西屋电气公司以AP600为基础，改进研发的非能动先进压水堆，经历了十余年的设计、制造、审核和评估，最终于2004-09正式发布“最终安全评估报告”。
非能动安全技术作为先进压水堆核电站的主要特点，受到了核电发达国家的重视，欧洲的EPP1000、日本的SPWR 、俄罗斯的WWER1000等都有非能动安全系统的应用。
除此以外，目前在现役核电站中也采用了非能动安全技术，比如中压安全注射箱（ACC ）等。
在我国，于2009年正式动工，分别在三门、海阳、台山、田湾和阳江5处建设了AP1000机组，已经在2018-04得到了装料批准，缘于这一次对AP1000堆型的使用，其非能动安全技术也在国内受到了广泛关注。
AP1000与常规压水堆堆型最大的不同在于其专设的非能动安全系统，系统主要包括应急堆芯冷却系统、非能动安全壳冷却系统和非能动余热排出系统等[1]，非能动安全系统依靠自然的物理规律，凭借如重力、自然循环流和对流等自然力来达到保证核电站安全的目的，这样就从根本上解决了动力来源不稳定或动力暂时无法提供等问题。
核电站非安全级DCS仪控故障报警设计
核电站非安全级DCS仪控故障报警设计摘要：DCS以其功能强大、系统组态灵活、人机界面友好、工作稳定、安全、稳定等优点而受到广大电力企业的广泛关注。
DCS是影响生产管理水平和设备安全的重要因素，仪表故障预警是DCS的总体工作状态，是反映DCS系统可靠性和可用性的重要指标。
因此，DCS必须具有仪表控制的故障诊断与处理能力，能够在故障出现时快速发现故障，找到故障的根源，并及时采取相应的措施，使整个系统恢复正常运行。
本文从仪表控制故障分类、仪表控制故障显示、仪表控制故障分析和处理四个方面进行了深入的研究，并对故障的处理方法进行了全面的阐述。
这种仪表控制系统的故障报警系统，对正在建设的电厂和其它工业中的仪表控制系统的故障报警和处理具有一定的借鉴意义。
关键词：分布式控制系统；仪控故障；报警；平台自诊断1引言DCS（Digital Controller System），即数字化仪表控制系统，是一种先进的控制计算机系统。
核电站是国民经济的基础性、战略性产业，是我国发展核电事业和保障国家能源安全的重要组成部分。
仪表控制系统是核电站的重要组成部分，为核电站各生产设备提供数据采集与监测及安全运行的功能，保证电厂各个生产设备正常运行及可靠运行。
对于核电站来讲，DCS就好比人的大脑，它能通过各种输入输出信号对各生产系统进行综合控制。
仪控系统故障报警和自动检测装置的设计与应用对核电站安全稳定运行起着重要作用，仪控报警和自动检测装置能够实时准确地检测出各种数据和参数变化以及各种异常情况，及时发现、消除故障，使机组保持良好的运行状态。
以下将对核电站非安全级DCS仪控故障报警设计展开探究。
2仪控故障诊断2.1 控制柜诊断2.1.1 控制柜平台自诊断在对核电站 DCS系统进行设计时，往往需要从总体上考虑其整体架构、系统组成、通讯方式等问题，而这一过程一般较复杂和耗时。
此外，仪表控制系统的结构相对比较复杂，需要进行大量的参数配置和逻辑测试，这使得故障报警系统的维护难度加大。
核电站事故应急预警与决策支持系统的设计与优化研究
核电站事故应急预警与决策支持系统的设计与优化研究随着核能在能源领域的广泛应用，核电站的安全问题备受关注。
在核电站可能发生事故的情况下，应急预警和决策支持系统被视为至关重要的工具，用以及时发现并应对潜在威胁。
本文将就核电站事故应急预警与决策支持系统的设计和优化进行探讨。
一、核电站事故应急预警系统的设计核电站事故应急预警系统是基于数据分析和模型预测的技术手段，旨在提前识别和预警可能发生的事故，以便及早采取措施应对。
该系统通常包括数据采集、数据处理、模型构建和预警发布等环节。
其中，数据采集阶段需要获取核电站各种传感器的数据，如温度、压力、辐射等，以实时监测核电站的运行状态；数据处理阶段则将采集到的数据进行清洗、整理和分析，提取潜在的异常信号；模型构建阶段是利用机器学习、神经网络等技术建立预警模型，根据历史数据和实时数据进行预测；预警发布阶段则根据预警模型的输出结果，进行及时的告警，通知相关人员采取相应行动，以防止事故的发生。
因此，在设计核电站事故应急预警系统时，需要充分考虑系统的数据采集、数据处理、模型构建和预警发布等环节，确保系统能够准确、及时地做出预警。
二、核电站事故决策支持系统的设计与优化核电站事故决策支持系统是为了帮助核电站管理人员在事故发生时做出科学、合理的决策而设计的系统。
该系统主要包括事故模拟、风险评估、决策分析和应急响应等功能。
在事故模拟方面，系统通过引入各种事故场景和关键参数，对可能发生的事故进行模拟和预测，为管理人员提供决策依据；风险评估则是对已发生事故的影响进行评估，确定事故的紧急程度和影响范围；决策分析则是基于模型和数据，结合预警系统的信息，为管理人员提供多种可行的决策方案，并评估每种方案的优劣势，帮助管理人员做出最佳的决策；应急响应则是根据决策方案，及时调动人员和物资资源，采取必要措施，以最大程度地减少事故带来的损失。
因此，优化核电站事故决策支持系统，需要充分考虑系统的事故模拟、风险评估、决策分析和应急响应等功能，确保系统能够为管理人员提供全面的支持和辅助，帮助他们做出明智的决策。
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非能动安全型核电站运行预警系统设计
摘要：本文针对核电站运行的安全问题，提出了核电站自动化运行的预警机制，分析了建立该机制的重要性，通过构建虚拟核电厂的仿真模型，设计出具备现实
意义的核电运行预警系统。
关键词：核电站；预警系统；验证平台；设计
引言：
伴随着计算机、网络技术的快速发展，预警实现方式已经从理论归结、数学
公式转换为了模拟程序化，采用性能较高的计算机进行运算，从而提前察觉危险，给出警示，其在各个方面得到了广泛应用和推广。
将计算机仿真技术和预警技术
相互结合到一起，系统的提出核电运行预警系统。
1 核电运行预警系统
1.1 建立预警系统的实质性原因
核电本身作为清洁能源，是国家发展的重要能源。
核电具备低污染和经济性
能高的特点，其风险性较高，发展核心已经从经济性转换为了安全稳定性。
仪控
系统是核电站运行的中枢神经，指挥和控制着每一个泵、阀门等设备，担任着保
护整个核电站安全的职责。
从概率角度来看，仪控系统存在一定的系统失效风险，比如因版本升级带来的问题、DCS系统通信协议的可靠性问题、系统模块之间的
不兼容阴极软件硬件接口不稳定等，这样一来，就要求设置一个完整的报警、预
警以及监控系统。
目前，实时报警技术以及监控系统已经被广泛应用于核电站中，而预警技术还没有得到明显应用。
根据报警以及监控系统特点，提出预警设计，
它能够在事故发生之前，提供给操纵人员准确的警示信息，以此判断存在的安全
风险、事故、电厂扰动以及设备故障等事件。
其中，预警系统的建立要包含以下
几点：
第一，提示操纵人员和仪器维护人员电厂处于异常状态，便于操纵人员及时
采取措施。
第二，通知操纵人员和仪器控制维护人员电厂发生故障情况，比如电厂系统
状态发生变化、非预期事件。
第三，引领操纵人员进一步获取和诊断发生的事件所需的信息，以此帮助制
定和修改措施。
第四，提供给操纵人员的报警信息要具有明确的响应动作。
1.2预警原理
预警是通过条件报出实现的，将实时监控得出的仪器系统综合运行数据、系
统自检数，和正常状态数据相比较，获取仪控系统动态运行的不正常数据，进而
得出特征条件，判断系统是处于正常运行状态还是偏离情况，触发预警系统动作。
在预警系统接收到触发命令以后，验证平台仿真模型开始进行模式计算，获取在
当前时间之前的结果，从而提前得知仪控系统故障可能影响的范围，以此警示操
纵人员或者维护人员，提前做好措施。
1.3特征
预警特征条件一般是在三个环节中实现，基于物理参数阈值的预警、基于响
应时间的预警以及基于控制约束的预警。
对于此种形式的特征，现有的报警系统
已经存在足够的条件数据库，预警系统要按照预警实际要求和重要性进行选择，
从而建立出预警条件库。
第一，基于物理参数阈值的预警。
根据提前设定好的物理阈值，监控动态变
化的核电站物理参数，包含过程变量、保护变量等。
当监控参数超过正常阈值的范围时，将触发预警。
此种预警是核电站最直接、最传统的监控模式。
第二，基于响应时间的预警。
按照审计原则定义的标准时间，通过仪控系统获取自检时间参数，将其和正常数据相互比较在一起。
当响应时间超出正常响应时间区域的是偶，便和报警条件相符合，仪控系统实施报警，比如，某机组反应堆停堆落系统的时间要求不超出0.5S，喷淋注水的时间延迟参数为40S，系统的自检时间参数和以上储存在预警数据库中的正常数据相比较而言，可以很快辨别DCS系统实际运行情况，根据特征发出预警。
第三，基于控制约束的预警；控制约束主要是指不同控制单位或者控制指令之间的关系，这些符合安全控制约束构成约束集合，在实际运行中，如果控制动作指令不符合控制约束集合，立刻预警，提前响应时间，达到预警效果，比如反应停堆必定会引起安全设施驱动系统动作等。
不管是特征还是预警条件库，都必须严格遵循分类设置，对于级别设置的不同性，预警报告和警示设计不同。
根据实时报警级别，将其分为4个类型，具体分类方式如下所示：
图一预警特征条件优先级定义表
2 仿真技术
2.1 仿真模型
现有的仿真技术是在数值计算学、微积分以及动力学和热力学等理论中，汇集计算机计算、网络通信技术以及显示技术为一体的综合学科。
仿真技术是建立在虚拟核电厂之上的，也就是建立一整套设备模型和电气模型。
仿真模型是多有仿真产品的中心点，只有满足极高的精度和时度要求，才可以达到培训以及验证要求，预警系统也是这样。
2.2 快时模式
快时模式经常应用于核电全范围模拟机中，为了减少培训时间，对电站过程中长时间不需要人工以及自动动作发生的缓慢过程，进行快速处理。
它和实时模式、慢速模式一起形成仿真支撑平台。
在验证期间，为了减少成本输出，快时模式作为基本需求得到完美实现。
快时模式通过将仿真模式加倍频率运算，在较短时间内完成实时模式时间长度的运行结果。
比如阀门关闭行程时间实际为60S，在4倍快时模式下，15S便可以关闭阀门。
从以上分析可以看出，快时模式对预警系统应用具有重要的意义。
当发生预警特征条件的时候，触发验证平台快时模式就算，检验出可能出现的危害性，给予维修人员提示，获取更为宽阔的处理时间。
3 预警设计
3.1 系统结构
系统结构由三部分组成。
第一，预警数据输入模块，它来自于仪控系统，包含两种数据；自检数据，负责传递给预警服务器作为预警服务器特征条件之一，触发预警系统快时模式；过程数据；提供非能动核电站当前状态过程值，作为验证平台的初始状态参数。
第二，预警处理。
包含三块。
验证平台，预警处理模块的重要组成部分是基于成熟应用于多个非能动核电站上，以此替换真实电站设备管道，将特征条件时间后未来可能产生的后果进行预现。
软控制器；又被称之为虚拟DPU，它和真实控制器功能相同，能够配置成仪器系统控制器，更新处理状态。
预警系统设计不采用验证平台本身已有的仪控模型，改为应用软控制器作为仪控模型，只有最真实状态才可以满足预警系统需求。
预警服务器，专门判断仪控系统自检数据，根
据当前状态满足特征条件，触发快时模式，和预警数据库相比较而言，能够得出
警示信号，通知操纵人员。
第三，预警通知系统；包含预警显示器、无线发射器以及接收端。
当发生快
时模式之后，预警服务器会根据计算之后的数值，将其和预警数据库参数值相互
比较，发出预警信号。
3.2 预警过程
第一，仪控实时网数据，仪控机柜获取信号和设备参数，将信息诊断和自检
数据传给实时网。
第二，特征数据；通过数据服务器单向传输数据到预警服务器，建立特征条件。
第三，初始条件数据；利用数据服务器数据建立验证平台状态参数。
第四，软控制器数据，传递数据参数，再现真实仪控环境；
第五，无线数据，发送至无线终端数据。
3.3 预警核心
第一，实现快时模式；通过构建快速的时候将未来发生的结果进行预显，给
予充足的维护时间。
第二，实现模型精度，是保证预警系统成功的关键。
第三，多个触发点的判断；满足特征条件，在系统内导入初始值。
4 结语：
预警系统存在着一定的困难性，建立完整并且可靠的预警系统还需要加大研
究力度，以此保证核电运行的安全。
参考文献：
[1]王黎泽，程俊杰，周智.非能动安全型核电站运行预警系统设计[J].发电设备，2015，01.
[2]王黎泽，林桦，李树成，王文忻，王云伟，吴炫钢，周轩.非能动安全型核
电站仪控系统验证仿真平台设计与开发[J].核电子学与探测技术，2012，02.。