核电厂非安全级数字化控制系统-出厂、现场测试规范 征求意见稿编制
核电厂非安全级DCS平台测试方法
核电厂非安全级DCS平台测试方法摘要：核电厂非安全级（NC）DCS平台验证的总体技术方案以实践百万千瓦压水堆核电厂全厂DCS体系规划为依托，经过“模仿”核电厂操控体系实践工程施行流程，树立核电厂全规模DCS平台验证体系，可完成DCS平台功能目标、核岛和常规岛等重要体系施行单步或相关运转功能、逻辑预演以及定性分析等功能。
本文提出了一种关于上述DCS平台的整体测试方法，经过优化的测试架构和全面的测试内容，在保证测试成果的严谨性、科学性和有效性的基础上，显著地减小了平台的测试周期，并提升了该项目管理上的高效性和简洁性。
关键词：核电厂；非安全级；DCS平台验证；测试方法1测试结构平台的测试结构包含测试方案、测试纲要、测试用例和测试程序。
测试方案描述了测试流程的规模、施行途径、进展节点；测试纲要依据测试方案，以规划输入文档、项目相关文档作为输入文件，依据相关规范，具体阐明核电厂非安全级DCS平台测试中各项测试执行时所需的过程和判断规范，指导测试工程师进行实践的测试活动。
测试用例则是针对测试程序进行逐步的逻辑验证，并将逻辑验证成果与期望结果进行比对，随时记录，并将发现的异常进行提交。
2测试内容依据不同的测试目的，测试分为功能测试、功能测试、单体测试和设备操控逻辑测试。
在一般项目中我们仅做单体测试及设备操控逻辑测试，而对于新型的专为核电站研制的全厂非安全级DCS平台而言，是全厂核电运转操控体系专用渠道，故在测试作业中参加功能测试及功能测试，以验证平台的各项指标，为往后平台在核电厂牢靠、安稳的运转提供保证，以下为对功能测试和功能测试进行要点介绍。
2.1功能测试故障诊断测试。
故障诊断测试包含操控器故障诊断测试、操控器网络故障诊断测试和模块故障诊断测试。
实践操作，将操控器A拔掉，在操作员站查看报警日志和设备故障列表，并翻开体系状况图，找到对应操控站状况图，查看相应操控器的改变。
重新插上操控器A，在操作员站查看报警日志和设备故障列表，查看状况图中操控器A的改变。
精细化管理在某核电项目主控室部分可用专项的实践
精细化管理在某核电项目主控室部分可用专项的实践摘要：DCS是集散控制系统，作为核电厂的神经中枢，用于实现对核电厂重要系统与设备的控制与监视功能，直接影响整个机组的安全稳定运行。
主控室部分可用节点的实现，标志着核电厂主系统的系统调试工作已具备开展条件，是后期NCC、冷试等重大节点的必要前提。
主控室部分可用作为关键节点之一，需要从全局层面对项目关键路径进行系统性分析和优化。
关键词：精细化管理；进度控制；DCS；一、实施背景世界三代核电技术竞争激烈，需要不断提升华龙一号工程建设质量、优化建设工期、提高机组经济性，助推华龙工程批量化建设。
DCS是集散控制系统，作为核电厂的神经中枢，用于实现对核电厂重要系统与设备的控制与监视功能，直接影响整个机组的安全稳定运行。
主控室部分可用节点的实现，标志着核电厂主系统的系统调试工作已具备开展条件，是后期NCC、冷试等重大节点的必要前提。
该项目1、2号机组DCS涉及6个平台，且其中5个平台为三新设备，在供货、安装和调试阶段可能存在不少制约进度和质量的潜在风险；同时，受新冠疫情等一系列因素影响，需要从全局层面对项目关键路径进行系统性分析和优化。
主控室部分可用作为关键节点之一，需项目团队牵头组织各方，发挥“大团队”优势，统一各方思想和步调，提升项目推进效率。
二、内涵和主要做法项目团队为保证主控室部分可用节点顺利实现，按照设备全周期设备可靠性管理的要求，深度参与主控室部分可用节点相关设备的设计输入、设备供货、厂房准备、上电调试等重要环节工作。
同时，相关通风、通讯、消防等支持系统投用，备件/材料的到货也需按节点按期完成。
项目团队细化落实“目标导向、精准发力、价值创造、创新驱动”的管理原则，合理运用精细化管理方法和管理工具，与各部门及协作单位融核联建，精准发力，协作共赢，偏差监督，严控节点过程质量。
（一）质量提升，以解决DCS重大技术问题为突破，保证设备可靠稳定运行1、解决非安全级DCS控制柜I/O卡件供电与通讯设计问题项目团队人员在跟踪非安全级DCS平台LOT1部分的机柜测试中，发现非安全级DCS平台控制柜的I/O卡件供电设计和通讯设计不满足单一故障准则，单块I/O卡件背板故障将导致对应列下游的其他卡件同时故障，存在导致机组非停或者大瞬态的风险。
国家核安全局关于公开征求《核动力厂厂址评价安全规定（征求意见稿）》意见的通知
国家核安全局关于公开征求《核动力厂厂址评价安全规定（征求意见稿）》意见的通知
文章属性
•【公布机关】国家核安全局,国家核安全局,国家核安全局
•【公布日期】2022.10.21
•【分类】征求意见稿
正文
关于公开征求《核动力厂厂址评价安全规定（征求意见
稿）》意见的通知
国核安函〔2022〕71号为贯彻落实《中华人民共和国核安全法》，进一步优化核动力厂厂址评价阶段的安全要求，国家核安全局组织修订了《核电厂厂址选择安全规定》，编制形成《核动力厂厂址评价安全规定（征求意见稿）》。
现公开征求意见（征求意见稿及编制说明可登录生态环境部网站/“意见征集”栏目检索查阅）。
各机关团体、行业协会、企事业单位和个人均可提出意见和建议。
有关意见请书面反馈国家核安全局，电子版材料请同时发至联系人邮箱。
征求意见截止时间为2022年11月7日。
联系人：国家核安全局焦殿辉
电话：（010）65646089
邮箱：*******************.cn
地址：北京市东城区东安门大街82号
邮编：100006
附件：1.《核动力厂厂址评价安全规定（征求意见稿）》
2.《核动力厂厂址评价安全规定（征求意见稿）》修订说明
国家核安全局
2022年10月21日。
核电非安全级DCS系统项目管理研究
核电非安全级DCS系统项目管理研究作者：刘亮王疆宋雪军程海利来源：《智富时代》2019年第06期【摘要】在核电非安全级DCS项目实施过程中，项目管理工作是完成非安全级DCS供货的重要保障。
核电非安全级DCS项目耗时长、接口多、管理难、要求高，一直以来是核电项目管理中的重点和难点。
本文以完成核电非安全级DCS供货为最终目标，从项目目标、项目进度和项目风险3个方面展开，进行项目管理分析。
本文对提高核电数字化仪控管理水平，具有重要的实践意义。
同时也可为后续核电工程数字化仪控项目管理工作提供参考。
【关键词】非安全级DCS、项目管理、进度、实施1.引言核电站数字化仪控系统（Digital Control System，简称DCS）是核电站的信息神经中枢，在核电站安全可靠、稳定运行方面起着至关重要的作用。
核电站工程项目的建设从选址、土建施工，到设备采购、调试直至最后投入商业运行，历史时间长、耗资巨大。
核电站建设投资平均在百亿元人民币，DCS系统的供货进度直接影响到为核电站建设的周期。
从国内外核电DCS项目进度情况看，不论是国外的法国N4[1]、芬兰EPR[2]，还是国内的田湾核电站[3]、福清一期工程[4]、方家山一期工程[5]，均存在DCS系统供货延误的情况。
数字化仪控系统项目管理涵盖从设计提资、初步设计、详细设计、工厂测试和现场安装、调试等多个阶段，项目管理涉及进度、成本、质量控制等各个项目管理要素。
有着耗时长、接口多、管理难、要求高等显著特点，一直以来是核电项目管理中的重点和难点。
为解决该问题，应充分考虑既定目标、行动时序和资源分配之间的关系，采用标准化的工作流程、深入理解工艺控制要求完成过程繁杂的核电DCS供货。
2.核电非安全级DCS项目目标核电非安全级DCS项目需要根据设计院编写的DCS技术规格书进行设计，在供货合同中除了明确技术要求和巧货进度外，还明确了仪控提资的内容和进度，这是核电工程数字化仪控区别于其它工业领域DCS系统的一个显著特点。
AP1000核电厂关于重要非安全相关系统的监督管理
AP1000核电厂关于重要非安全相关系统的监督管理从上世纪90年代起，为排除美国三哩岛、苏联切尔诺贝利核电厂严重事故的负面影响，全球核电业界集中力量对核电安全性进行了研究，美国和欧洲先后开发出以“先进轻水堆”（ALWR）为主要特点的第三代核电技术。
第三代核电技术存在更安全、更经济、核废料少等优点，目前在世界上也是刚起步。
经过多方面的评审论证，中国引进被称为最选进的第三代核电技术的美国西层公司的AP1000设计，并将在浙江三门建设世界首座AP1000核电厂。
AP1000设计包含了许多现有核电厂不同的设计特点，其中最重要的是全面采用了非能动安系统。
了解AP1000核电技术与国内已较好常握的第二代或二代加压水堆核电技术的差异，将有助于更好地控制AP1000技术，以建设和运行好这种新型核电厂。
1、AP1000的非能动安全设计在现有核电厂和改进型轻水堆中，许多安全相关系统设计为能动系统。
与这些核电厂设计不同，AP1000压水堆的设计全面采用非能动安全系统来缓解事故。
非能动安全系统执行安注、余热导出以及安全壳冷却功能，其驱动全部依靠自然循环，包括重力、对流以及贮存的能量。
这些系统中无泵类设备，阀门是仅需电池供电的气动阀或使用压差的止回阀，并且除有限的供安全相关隔离功能（如安全壳隔离）的系统外，一切能动安全设计均为非安全相关。
此外，AP1000的设计也包括了一些用于供给电厂安全纵深防御的反应堆冷却剂补充和热导出的非安全相关的能动系统。
这些系统在电厂发生瞬态和严重事故时作为第一道防线，避免非能动安全系统不必要的频繁动作，减轻对非能动系统的压力。
美国电力研究院（EPRI）编制的ALWR用户要求文件（URD）的设计准则之一就是，要求不需要操纵员的动作或场外支持，由所有非能动系统在设计基准事情后72h后执行其非安全系统（能动系统）给安全系统补充或直接承担堆芯和安全壳热量导出的功能。
遵守URD的要求，可能用来供纵深防御能力的能动系统包括：化容控制系统、反应堆停堆冷却系统和备用给水系统、燃料水池冷却系统，以及支持这些系统运行的有关系统和结构，包括非安全级的备用柴油发电机、设备冷却水系统。
核电厂数字化I&C系统关键技术研究[论文]
![核电厂数字化I&C系统关键技术研究[论文]](https://img.taocdn.com/s3/m/b2793db6960590c69ec37665.png)
核电厂数字化I&C系统关键技术研究【摘要】仪表和控制(i&c)系统是核电厂的重要组成部分,数字化对核电厂i&c系统提出了新的要求。
本文对核电厂数字化i&c系统进行介绍,并重点研究了数字化i&c系统的关键技术。
【关键词】核电厂数字化i&c系统关键技术仪表和控制系统(简称仪控系统,i&c系统)具有对核电厂进行监测、显示、控制和保护的功能,是核电厂安全可靠运行的重要组成。
随着计算机技术和控制技术的迅猛发展,核电厂i&c系统已经在逐步实现数字化。
核电厂数字化i&c系统较之前的模拟i&c系统、部分数字化i&c系统的安全性和可靠性具有显著提高。
由于核电厂具有其特殊的安全保障需求,因此对于数字化i&c系统的研究具有重要意义。
2 数字化i&c系统概述数字化i&c系统一般设计为分层结构,根据i&c系统的不同,分层方式有所差异,比较具有代表性的分层方法为:自底层到高层可以分为工艺系统接口层、自动控制和保护层、操作和管理信息层、全厂技术管理层。
采用分层结构可以将功能分散,减少信息在传输、控制过程中丢失的风险,提高i&c系统可靠性。
分层结构中的工艺系统接口层以及自动控制和保护层相对比较重要,因为对工艺系统实际控制工作都完成于这两层,而i&c系统的更新升级也多集中于这两层。
一对一功能分散和并行性是数字化i&c系统建设的两大基本原则。
数字化i&c的分层结构保证了一对一功能分散;数字化i&c系统的技术基础是二进制数码的串行传输,为了保证数字化i&c系统的并行性以及传输效率,一般采用多cpu技术,依靠分时运行技术的应用以及cpu处理速度的大幅提高,使得时间分片串行运算像是并行动作,从而保证了信息集中监控的并行性实现。
从数字化i&c系统的网络结构分析,其主要经历了集散控制系统(dcs)和现场总线控制系统(fcs)两个阶段。
“华龙一号”非安全级DCS系统控制柜设计标准化研究
“华龙一号”非安全级 DCS系统控制柜设计标准化研究摘要：“华龙一号”是目前核电项目中使用的主力堆形，为了提高项目设计中的硬件设计质量及项目执行效率，对非安全级DCS系统的现场控制站，进行了标准化研究。
从功能需求、设备编码、设备布局、图纸图块等方面，进行了探讨，初步建立了控制柜的硬件设计标准化方法，用于提升项目硬件设计环节的质量，保证项目节点及工期。
关键字：华龙一号；控制柜；标准化。
1引言“华龙一号”是我国自主研发的具有完整自主知识产权的百万千瓦级第三代压水堆核电技术，是在ACP1000和ACP1000+的基础上，由中核和中广核联合开发，并已在福清5，6号机组上首次采用。
在传统的四层 I&C 结构中，DCS 处于 1 层和 2 层之中，并包括与 0 层，3 层，第三方 I&C 系统的接口设备。
1.0 层（LEVEL 0）：工艺系统接口层，包括测量设备（如传感器、变送器、限位开关等）和执行器接口设备（先导阀及附属接口继电器、电动-气动转换器，执行装置，开关柜等）；2.1 层（LEVEL 1）：自动控制和保护层，包括信号采集，调制和处理设备，负责不同电厂系统的监控；3.2 层（LEVEL 2）：操纵和信息管理层。
包括可以使人员能够操纵电厂（手动控制和信息手段），监督电厂状态，并对 I&C 实施运行服务的常规设备和计算机设备；4.3 层（LEVEL 3）：全厂技术管理层，包括支持现场管理应用以及场外设施通讯的计算机设备。
现场控制站是实现数据采集与控制功能的基本单位，处于一层，现场测点根据功能隔离、实体分隔、功能分区和工艺系统的分配要求分布在不同的控制站。
现场控制站由控制机柜组成，控制机柜含：机笼、现场控制器、I/O 模块卡件、开关电源、机柜及其附件等。
每一个控制站均可以独立完成数据采集、闭环控制、逻辑控制、控制输出和网络通讯等功能。
2控制柜1.1.功能需求标准化控制柜负责IO信号传输、处理，柜内布置开关电源，负责将220VAC电源转换成所需的直流供电，布置IO模块、端子接线板，用于IO信号处理。
核电厂非安全级DCS集成的质量管理
《装备维修技术》2021年第15期核电厂非安全级DCS集成的质量管理王 唯 王占斌（中国核电工程有限公司，北京市 100840）摘 要：随着我国经济和社会的高速发展，对电力的需求量持续增加，为了满足清洁供电的需求，各种核电工程越来越多。
非安全级分散控制系统由于其独特的优势，在核电工程中的应用不断增加，但由于其系统比较复杂，在开展集成的过程中，难以保证集成质量，需要认真施工质量管理工作。
为此，笔者将要在本文中对核电厂非安全级DCS集成的质量管理进行探讨，希望对促进我国核电工程事业的发展，可以起到有利的作用。
关键词：核电厂；非安全级DCS；质量管理1 前言当前，我国新建的核电机组已经转向数字化分散控制系统。
其中安全级DCS在电力生产过程中的应用不断增加，其具有功能复杂、内部接口数量较多的特点。
在开展项目建设的过程中，工作参与方多、资料接口交换相对比较频繁。
一旦应用了新设计、采用了新设备、参与了新厂家，就容易导致设计频繁、设备研发与制造进度滞后、项目管理方式不适用等诸多问题。
2 系统安全生命周期系统需求规范阶段。
在这个阶段，DCS集成供应商主要负责系统功能、性能和独立性要求的审查，并根据设计院的输入来确定电厂工艺系统与DCS的边界，明确电厂环境限制，及时获取电厂运行和维护的相关原则。
系统设计规范阶段。
在这个阶段主要根据供应商的需求来确定DCS平台。
设计DCS架构、分配配置站功能。
仪控总包方来审查DCS系统的设计规范，并指出其中存在的不足，要求设计方来来对设计方案进行修改【1】。
DCS集成供应商完成系统施工文件，其主要包括系统清单、柜内设备布置、电气原理和内部接线、外部端接、备品备件清单等。
系统集成阶段。
DCS集成供应商主要完成设备的采购与制造、机柜装配和接线。
仪控总承包商负责建造，并根据实际情况，及时介入其中。
系统确认阶段。
在这个阶段，集成供应商主要负责工厂测试规程和用例的开发、系统测试环境的搭建。
在出场验收的过程中，仪控总包方、核电业主参与设计，应该认真做好测试大纲和测试规程，并积极参加到FAT验收当中。
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NB/T XXXX—XXXX
核电厂非安全级数字化控制系统－出厂验收测试（FAT）、现场验收测试（SAT）、现场综合测试（SIT）规范
编制说明
（征求意见稿）
2012年2月10日
核电厂非安全级数字化控制系统－出厂验收测试（FAT）、现场验收测试（SAT）、现场综合测试（SIT）规范
一、任务来源及计划要求
本标准制订任务源自能源局2011年下达的标准制修订计划（国能科技[2011]48号文），项目编号能源2011H082。
计划要求制定《核电厂非安全级数字化控制系统（硬件）——出厂验收测试（FAT）、现场验收测试（SAT）、现场综合测试（SIT）规范》，制定后的标准名称为：核电厂非安全级数字化控制系统——出厂验收测试（FAT）、现场验收测试（SAT）、现场综合测试（SIT）规范。
注：
考虑到数字化控制系统在验收测试时需要综合使用硬件和软件，根据方案评审会和初稿评审会两次会议的讨论结果，报主管部门批准后，删除原标准中“硬件”二字。
二、编制过程
（1）概述
本标准参考GB/T 25928-2010《过程工业自动化系统出厂验收测试（FAT ）、现场验收测试（SAT ）、现场综合测试（SIT）规范》，结合我国核电工程的实际情况，对GB/T 25928-2010中的不适用以及遗漏内容进行了修订和补充。
本标准由深圳中广核工程设计有限公司主编，苏州热工研究院有限公司、北京广利核系统工程公司、上海核工程研究设计院参加起草。
（2）大纲评审稿
2011年6月3日召开了本标准的大纲评审稿专家讨论会，包括来自中国电力顾问集团公司、华东电力设计院、西北电力设计院、广东电力设计院、江苏核电有限公司、宁德核电有限公司以及本标准的主编和参编单位的专家共15人参加本次讨论会。
本次会议中对本标准的编制方向以及编制过程中遇到的主要问题进行了讨论，为本标准的制定指明了方向。
（3）初稿
2011年10月20日召开了本标准的初稿讨论会，包括来自中国电力企业联合会、中国电力顾问集团公司、华东电力设计院、广东电力设计院、东方电气自
控公司、浙大中控技术有限公司以及本标准的主编和参编单位的专家共16人参加本次讨论会。
本次会议针对初稿中的内容进行了逐条核对，并对有异议的内容进行了详细的讨论，并形成了统一的认识，为征求意见稿的发布典型了坚实的基础。
（4）征求意见稿
历经两次大规模的专家评审讨论以及多次内部讨论后，于2012年1月完成征求意见稿，提交中国电力企业联合会标准化中心。
三．主要技术内容的说明
本次制定主要参考GB/T 25928-2010版，主要修订内容如下：
——为满足我国标准编制的要求，增加了第2章“规范性引用文件”；
——增加了“核安全等级”、“数字化控制系统”等术语及其定义（见2.1和2.2）；删除了“自动化系统”、“过程工业”、“工程项目设计规
范”和“工程项目功能规范”等术语及其定义（GB/T 25928—2010的
2.1，2.10，2.11和2.12）；修改了“位号”、“买家”、“业主”、
“总承包商”和“供应商”等术语及其定义（见 2.3，2.7，2.8，2.9
和2.10；GB/T 25928—2010的2.2，2.6，2.7，2.8和2.9）；
——根据核电项目的工程特点，删除了“C&E”、“DCS”、“ESD”、“PDS”、“PFS”缩略语（GB/T 25928—2010的3），增加了“ETS”缩略语（见
3）；
——根据核电项目的特点，删除了“因果图”、“控制说明”、“联锁清单”
（GB/T 25928—2010的4.1，5.3.2.3），增加了“流程图”、“操作
规程及其相关文本”和“FAT测试说明”（见5.2，6.3.2.4）；
——将“工程项目相关的供货范围”修改为“本项目供货范围内的设备”
（见6.1，6.3；GB/T 25928—2010的5.1，5.3）；
——根据核电项目的工程特点，将“FAT复查”修改为“FAT回归测试”（6.2，
6.4；GB/T 25928—2010的5.2，5.4）；
——根据翻译法规则，“should”翻译为“宜”，因此将“应”修改为“宜”
（6.3.1.3，6.4，8.1；GB/T 25928—2010中5.3.1.3，5.4，7.1）；
——增加了对资料性附录E、F的引用说明（见8.1）；
——为保持前后叙述统一，将附录A2的标题修改为软硬件清单检查；（见附录A2；GB/T 25928—2010的附录A2）
——根据核电项目的特点，删除参考文件中的“工程项目规范书”；（见附录A3，A4）
——根据IEC62381－2006中的内容，将“折叠、转换、子画面”修改为“跳转、连接和子画面”（见附录A8；GB/T 25928—2010的附录A8）；
——修改了“参考文件”清单；（附录A9；GB/T 25928—2010的附录A9）四、与国外同类标准水平的对比分析
新编标准《核电厂非安全级数字化控制系统－出厂验收测试（FAT）、现场验收测试（SAT）、现场综合测试（SIT）规范》技术内容参考GB/T 25928—2010，对存在与GB/T 25928—2010不一致的技术内容，对照IEC62381－2006‘Automation system in the process industry- Factory acceptance test(FAT), Site acceptance test(SAT), Site integration test(SIT)’，本标准水平与GB25928以及IEC62381标准相当。
五、与现行法规、标准的关系
本标准与核安全法规和核电厂仪控系统方面的标准协调一致。
六、实施标准的要求和措施的建议
建议本标准以推荐性能源行业标准发布，发布实施后应尽快在核电厂工
程建设单位、设计院以及控制系统的供货商宣贯实施。
七、参考资料清单
[1] GB/T 25928-2010 过程工业自动化系统出厂验收测试（FAT）、现场验收测
试（SAT）、现场综合测试（SIT）规范
[2] IEC 62381-2006 Automation system in the process industry- Factory acceptance test(FAT), Site acceptance test(SAT), Site integration test(SIT)。