仪控系统自主化与核电可持续发展
仪控系统自主化与核电可持续发展
关键词：仪控系统 自主化 核电 可持续发展
摘要：法国核电发展是我们借鉴的例子，核电规模发展可以促进核电仪控系统自主化，大力提高核电仪
表控制系统自主化程度可以促进核电可持续发展，二者互为促进。
2007年10月，国务院正式批准了《核电中长期发展规划（2005-2020年）》，这标志着
中国核电发展进入了一个新的快速发展的历史时期。核电作为新一代清洁能源，在我国能
源结构调整中将显现出越来越重要的作用，核电的快速发展也必将给我国的工业、科技等
各个领域带来更多的发展机遇。
1 核电可持续发展的基础在于自主化
我国的核电工业始于上世纪八十年代，到现在已建成六座核电站共11台核电机组，装
机容量906.8万千瓦。其间我国还向巴基斯坦出口了一台30万千瓦的核电机组。在已建成的
核电站中，有我国自行设计建造的堆型，也有从法国、加拿大、俄罗斯等国引进的不同堆
型。很显然，要满足核电中长期发展规划的要求，就必须尽量减少堆型种类，达到规模化
生产。在这方面，法国的核电发展过程值得我们借鉴。法国的核电工业起步并不算早，从
上世纪七十年代决定采用西屋压水堆技术，仅比我国早了十几年。但在其后的三十几年中，
法国围绕西屋技术，建造了大批的核电站，到现在已拥有58台核电机组，发电量达到了法
国全国总发电量的80%。而且，所有法国建设的核电站都采用了统一的堆型，充分显示了
规模效益的优势。作为向法国输出压水堆技术的美国，其核管会原主席塞林就曾感叹道：
“法国有200多种奶酪，但只有一种核电机组”。这话讲得十分深刻，正是这种发展战略，
使法国在短短的十几年里从引进技术到输出技术，其反应堆技术到现在已成功地发展到了
第三代，在某些方面已经超过了老师。目前法国已站在了国际核电工业的前列，成为名副
其实的核电工业大国与核电技术强国。
从法国核电工业的成功发展经验我们不难看出，规模建设是其最成功的策略。而更重
要的，是法国通过规模建设，逐步形成了自己的核电工业标准，也逐步形成了自己的核电
工业体系，更重要的是形成了一整套自主的核电技术。法国自引进西屋压水堆技术后，已
经从CPO开始，发展了CP1、CP2、P4、P’4等改进型号，此后又推出了N4，直到三代核
电机组EPR。这就形成了一个完整的可持续发展体系，成为世界上少数几个能够自主发展
核电的国家之一。
2 工业发展需求决定技术方向
法国核电工业发展的历史还告诉我们，工业发展的需求是主导，而技术的发展应该以
满足工业发展需求为目标，或者说，应该由工业发展的需求决定科技资源投向。
在上世纪七十年代以前，法国研究发展的是气冷堆技术，到引进西屋压水堆技术之前，
已经有很多研究成果，也建成了几个核电机组。但法国政府看到，这种气冷堆技术要形成
大规模的工业应用有相当大的困难，因此毅然决定放弃，转而引进西屋的压水堆技术。可
以想象，这样的转向是多么艰难，但也正是这个关键性的决策，成就了法国强大的核电工
业体系。
如果反过来，由科学技术的研究决定工业发展的方向，那么法国的核电可能不会走到
今天这个地位。虽然科学技术的研究非常重要，但在实际应用中，这些研究实际上是一些
技术资源的积累。一旦工业的发展有需求，技术积累可以立即投入应用，成为促进产业快
速发展的自主技术。技术研究的特点是百花齐放，而工业的发展必须形成规模，因此在决
定产业的发展方向时，一般不会，也很难由技术的研究成果来决定取舍，因为没有绝对好
或绝对不好的技术。由科技成果催生一个产业的情况，一般发生在基础研究方面，是在多
种技术的竞争中淘汰筛选，使其中的一种脱颖而出，形成产业。而这种情况在应用技术上
是很少出现的。
3 技术发展的关键在于能力的提升
具体看一下我国在核电站仪控系统方面的情况。首先，我国在核电站仪控系统方面是
有一定基础的，或者说，是有一些科技资源积累的。在上世纪90年代，在我国第一座30万
千瓦核电机组的出口项目中就使用了由我国自主研制的计算机监测系统。在此基础上，秦
山二期的2台60万千瓦核电机组也成功地使用了我国自主研制的计算机监测系统，同时，
在常规岛的控制方面，使用了国产DCS（分布式控制系统），取得了有益的经验。在我国
建造的其它核电站中，都不同程序地使用了国内自主研制的控制系统。除此之外，在常规
电厂、在其它各个工业领域，都大量使用了国产DCS或PLC（可编程序控制器），所有这
些，都为在百万千瓦核电机组中采用国产全数字化仪控系统准备了良好的条件。我们所需
要的是在一个统一的标准下，以规模建设和应用的模式，不断强化和完善自主化的仪控系
统，形成自己的体系，这样才能使我国核电建设走上高速路。
第二，我国在百万千瓦核电站全数字化仪控系统方面毕竟还是空白，我们没有完全自
主地承担过整个系统的建造，国产化的系统也没有在百万千瓦核电站上全面应用过。如何
实现零的突破，这是问题的关键，也是我国仪控系统自主化近期必须完成的目标。
根据目前我国核电工业的需求和我们已有的基础，比较现实可行的路线是通过与国际
上先进的核工业国家合作承担建设项目，在合作过程中不断增长各方面的能力，包括研发、
生产、工程、设计、质量保障等各方面的综合能力，从而实现自主化。也就是说，在仪控
系统方面，技术引进的着重点应该在于自主能力的提升，而不是某些具体的技术，如生产
图纸、源程序等。
应该承认，在核电站全数字化仪控系统的技术方面，我们与国外是有差距的，但更大
的差距是在能力方面，在技术方面我们毕竟还有一些基础。而能力提升的唯一途径是实际
的工程实践，没有几个实际工程实施的磨练，自主化能力是不可能成长起来的。而有了自
主的能力，才能够有效地推动自主技术的发展，进而达到完全自主化的目标。在我们所接
触的由国外供货、国外承包工程的建设项目中，就技术层面而言，国外系统也是存在问题
的，在工程实施过程当中也在不断地修改设计，甚至修改软件。由于每个核电站的情况各
不相同，再成熟的系统也需要进行一些针对性的设计变更。但不容置疑的，是国外厂家完
全有能力控制这些技术上的变更和完善，他们能够及时发现问题，并找出最为稳妥的解决
方案，化解各方面的风险，并且通过一整套严格的保障措施确保系统实现预定的功能和性
能。这些就是国外厂家的看家本领，也是我们必须通过工程实践的磨练逐步具备的自主核
心能力。
4 注重仪控系统平台的技术研发
在核电站全数字化仪控方面，我们最大的差距是在能力方面，这其中包括了技术研发
的能力，特别是控制系统平台的研发能力。就仪控系统本身而言，上游是电子元器件，如
芯片和微处理器、标准电子信息产品如计算机、外部设备、网络通信设备和系统软件、操
作系统等；下游则是具体的应用系统和工程项目，包括应用设计和应用软件的开发；而中
间就是仪控系统的平台。在一般工业控制系统如常规火电厂中，仪控系统平台大多数采用
DCS以及PLC。而在核电领域，虽然也越来越多地采用了通用控制平台如DCS、PLC等，
但由于被控对象的复杂性和特殊性，因此对仪控系统平台有着更高的要求。由于近年来电
子信息技术的高速发展，基础产品日益成熟并开放，因此上游产品都是采取市场采购的方
式来供货。目前极少有系统供货厂家自己开发、生产芯片、自己生产计算机或编写操作系
统。而在系统平台和应用系统方面，二者还是有着十分紧密的藕合关系。虽然很多国外先
进的核电机组都采用了专业DCS厂家的系统作为仪控系统平台，但这些平台级的产品与其
用在其它工业领域的定型DCS仍有很大的不同。各个厂家均针对核电的应用进行了很多底
层的开发，这些DCS可以说是针对核电站的专用版本。正因为如此，国际上核电强国的系
统总承包商均有相当固定的仪控系统供货厂家，这样的伙伴关系是不会轻易改变的。另外，
这种伙伴关系的形成还有一个重要的原因，就是核电机组本身的核心技术已越来越多地通
过仪控系统体现出来，或者说，仪控系统已日益成为核电机组核心技术的一个组成部分。
在进入数字化时代以后，仪控系统已不再是核电主设备的附属或辅助设备，而是核电主设
备中不可或缺的有机体。这个发展趋势表明，仪控系统平台的自主化在整个核电机组自主
化进程中是一个相当重要的关键环节。如果我们很好地抓住并解决了仪控系统平台的自主
化，将对整个核电机组的自主化产生巨大的推进作用。
从应用的角度看，核电站仪控系统最核心的技术是控制方法以及实现控制方法的步骤、
算法、参数以及相关的设计，而仪控系统平台则是实现整个控制方法的工具。围绕控制方
法如何实现的平台技术，或工具技术，同样也是核电站仪控系统的核心技术。从工业发展
的历史中可以看出，工业的发展需要工具的支持，而工具技术的进步反过来又推动了工业
的发展。比如汽车工业，大家都认为一部汽车的优劣全在设计，同时也应该看到，汽车生
产线的优劣也直接关系到最终产品的质量和性能，而且在汽车生产线中体现的高科技比汽
车本身的高科技含量一点也不少。
因此，我们在谈核电持续发展时，就不能不谈自主化，在谈自主化时，就不能不谈自
主技术、自主能力、自主的控制技术和自主的平台技术。只有我们扎扎实实地打好了自主
化的基础，才能够出色地完成国家核电中长期发展规划制定的目标。
核电站仪控设计管理标准和规范学习
IAEA安全标准
三个层次安全基础（Safety Fundamentals）安全要求（Safety Requirements）安全导则（Safety Guides）五个领域基本安全 General Safety (GS) - All committees核安全 Nuclear Safety (NS) - NUSSC辐射安全 Radiation Safety (RS) - RASSC运输安全 Transport Safety (TS) - TRANSSC放废安全 Waste Safety (WS) - WASSC
国家核安全法规和导则
HAF 602-2007 民用核安全设备无损检验人员资格管理规定HAF 603-2007 民用核安全设备焊工焊接操作工资格管理规定HAF 604-2007 进口民用核安全设备监督管理规定导则（HAD）HAD 002/01-1989 核动力营运单位的应急准备HAD 003/01-10 核电厂质量保证系列导则HAD 101/01-12 核电厂厂址选择系列导则HAD 102/01-17 核电厂设计系列导则HAD 103/01-11 核电厂运行系列导则HAD 301/02-1998 乏燃料贮存设施的设计HAD 401/01-06 核电厂放射性废物系列导则HAD 501/02-1998 核动力厂实物保护导则技术文件（HAF J）HAF.J0053-1995 核设备抗震鉴定试验指南
IAEA安全标准
安全导则（Safety Guides）IAEA-NS-G-1.1-1.12 核动力厂设计IAEA-NS-G-2.1-2.15 核动力厂运行IAEA-NS-G-3.1-3.6 核装置的厂址评价IAEA-GS- G- 3.1 设施和活动的管理体系应用(QA)安全报告系列（Safety Reports）IAEA技术报告N.384：Verification and Validation of Software Related to Nuclear Power Plant Instrumentation and ControlIAEA技术报告N.387： Modern Instrumentation and Control for Nuclear Power Planter Plants
核电厂仪控系统信息安全研究
2021年第20卷第2期核电厂仪控系统信息安全研究□徐博雅【内容摘要】随着数字化仪控系统的大规模应用，核电厂信息安全问题日益凸显，本文主要从法规和技术两个角度对信息安全的要求出发，分析了当今核电厂仪控系统设计过程中的信息安全要求并提出建议。
【关键词】核电厂；仪控系统；信息安全【作者简介】徐博雅（1985．12 ），男，河北人，中国原子能科学研究院工程师；研究方向：反应堆工程与技术随着核电仪控系统数字化的进程随之而来的是信息安全问题日益突出，《中华人民共和国网络安全法》的颁发，将网络、信息安全从规章制度上升到法律的高度。
本文将从信息安全技术和信息安全管理两个方面对核电厂仪控系统信息安全进行分析，提出安全要求。
一、工业控制系统信息安全简述在信息安全领域，工业控制系统信息安全一直处于被忽视的地位；技术和管理手段落后，信息安全意识不足。
人们的主要精力集中于互联网安全、个人隐私安全、资金安全等方面；造成这种局面的原因主要是因为工业控制系统一般是独立而封闭的局域网，对外开放的端口较少导致主观意识上认为系统是安全的，信息安全宣传教育不到位导致的安全意识不足。
从以往的经验看，工业控制系统信息安全存在的隐患是最大的，信息安全事件造成的后果最为严重。
国内工业控制系统的信息安全问题主要集中在以下方面：一是研发、设计、制造水平限制导致的信息安全技术手段落后；二是信息安全管理体系不完善导致的风险；三是信息安全教育不足导致的人为信息安全风险。
而工业系统信息安全造成的后果却非常严重，例如：2015年12月23日乌克兰发生持续三个小时的电网系统事故，影响140万居民用电，经分析确定为网络攻击导致的供电中断事故；2019年3月7日委内瑞拉发生全国性的大范围停电，全国18个州电力供应中断。
从公开资料分析，这两次事件都是有组织、有计划、多渠道、持续性的网络攻击事件，是网络战的经典案例。
二、核电厂仪控系统信息安全需求核电厂的安全性一直是核电厂设计工作的重点，信息安全已经成为核电厂整体安全性的重要组成部分，信息安全设计应贯彻在核电厂仪控系统的设计、制造、调试和运行的整个生命周期中。
第三代核电技术及发展
第三代核电技术及发展屈伟平【摘要】@@ 我国第三代核电发展历史rn在CPR1000体系的形成和运用过程中,共经历了中国核电工业制度变迁的三个阶段,如表1.1977年到1986年,是中国对核电行业深入探索的阶段.中国政府并没有因为先前苏南核电的失败放弃发展核电的信心,促成了中国与法国的第一次技术和商业合作,我国引入了法国的核电技术路线M310,并与法国核电公司充分合作,建立了在中国核电历史上占据重要位的大亚湾核电站.【期刊名称】《电器工业》【年(卷),期】2010(000)006【总页数】4页(P49-52)【作者】屈伟平【作者单位】【正文语种】中文我国第三代核电发展历史在CPR1000体系的形成和运用过程中，共经历了中国核电工业制度变迁的三个阶段，如表1。
1977年到1986年，是中国对核电行业深入探索的阶段。
中国政府并没有因为先前苏南核电的失败放弃发展核电的信心，促成了中国与法国的第一次技术和商业合作，我国引入了法国的核电技术路线M310，并与法国核电公司充分合作，建成了在中国核电历史上占据重要地位的大亚湾核电站。
1979年，中广核集团引进了法国核电技术路线M310型压水堆。
1987年开工的大亚湾核电站是中国与法国核电的首次接轨，由此也加深了中法两国的核电项目合作，使中国核电工作者有机会从近距离了解核电的管理、建设及运做等流程。
进入中国核电工业整体低迷的阶段以后，中国广东核电集团仍然果断大胆地继续研究M310技术，从而使岭澳项目一举成为整个中国核电低迷阶段唯一的亮点，更开拓了关于整个CPR1000系列的前进方向，同时赢得了国际核电组织的认可，为集团在国际上的声望打下了坚实的基础。
1997年，中广核集团以大亚湾核电站为参考建成了岭澳核电站一期。
该电站对M3l0技术路线进行了52项重要技术改进。
按照国际标准，实现了项目管理自主化、建筑安装施工自主化、调试和生产准备自主化，实现了部分设计自主化和部分设备制造国产化，形成了拥有自主知识产权的核电技术路线CPR1000。
CPR1000技术简介[1].doc
![CPR1000技术简介[1].doc](https://360docs-1393072327.cos.ap-beijing.myqcloud.com/cd6e4b6b8e9951e79b89273f.webp)
CPR1000技术简介从上世纪八十年代初首次引进国外技术建设大亚湾核电站，到今天采用自己的技术批量建设核电站，不到三十年的时间，中国核电完成了从引进技术到创建品牌的历史跨越，打破了核电技术长期被西方国家垄断的局面，国际核电俱乐部里终于有了“中国品牌”。
ＣＰＲ１０００：“三十年磨一剑”１９７８年，我国决定高起点起步，向国外购买先进核电技术，推进我国核电事业发展。
承担这一历史任务的中国广东核电，通过引进、消化、吸收、创新，到１９９４年大亚湾核电站１号机组建成投产时，已初步形成了自己的工程管理和运行管理队伍，为我国百万千瓦级商用核电站自主化和国产化积累了经验。
如果说，大亚湾核电站只是“入门”的话，到１９９７年５月开工建设的岭澳核电站一期时，中国核电已开始了初步的自主创新。
岭澳核电站一期以大亚湾核电站为参考，采用“翻版加改进”的技术方案，实施了５２项重大技术改进。
到２００５年１２月开工建设岭澳核电站二期时，国家已将它列为国家核电自主化依托项目，提出了工程建设中实现自主设计、自主制造、自主建设、自主运营，设备国产化率１号机组不低于５０％，２号机组不低于７０％的目标。
而日前开工的红沿河核电站四台百万千瓦级核电机组，则要求设备国产化比例在岭澳核电站二期的基础上进一步提高，其中关键设备国产化比例不低于８５％。
从大亚湾、岭澳一期，到岭澳二期、红沿河，不到３０年的时间，经过循序渐进、持续改进、自主创新，我国已经形成了具有自主品牌的中国改进型百万千瓦级压水堆核电技术——ＣＰＲ１０００，总体性能达到国际同类型在役核电站先进水平。
ＣＰＲ１０００“四要素”：成熟、安全、经济、先进这张经过引进、消化、吸收、创新之后而具有中国自主品牌的“通行证”，到底有些什么特征呢？据辽宁红沿河核电有限总经理胡文泉介绍，ＣＰＲ１０００是中广核集团以大亚湾核电站、岭澳核电站一期为基础，通过渐进式改进形成的我国百万千瓦级核电站技术。
它具有四大特征。
浅谈AP1000核电厂安全级仪控系统
浅谈AP1000核电厂安全级仪控系统1 概述AP1000核电厂采用了全数字化仪控系统，其中保护和安全监测系统（PMS）属于安全级，其余均为非核安全级。
PMS系统为电厂提供反应堆停堆、专设安全设施、核级数据处理三大主要功能。
PMS系统直接关系到核电站的安全运行，是AP1000机组中最为重要的仪控系统，因此该系统现场安装的全过程需要高度关注。
2 PMS安装工程分类及施工要点PMS系统安装的实体工作可分解成三大类：处理机柜、电缆与光缆、中子探测器。
2.1 处理机柜PMS总共包含39个DCS（集散控制系统）标准机柜，尺寸约为700*750*2300（宽*深*高），按照功能分为NIC（核仪表子系统柜）、BCC（双稳态逻辑处理器柜）、ILC（符合逻辑处理器柜）、MTP（检修试验柜）、QDP（核级数据处理子系统柜）、SVC（爆破阀控制子系统）、SOE（顺序事件记录柜）。
PMS机柜按照不同的安全序列分别布置在辅助厂房内的6个房间内，成排布置。
PMS属于精密电子设备，对安装环境的要求高，温度必须控制在10℃～25℃、相对湿度控制在20%～75%、空气中无粉尘和腐蚀性气體。
AP1000首堆工程中，现场参照ASME NQA-1的标准，在PMS房间建立了增强的Ⅲ级清洁区，不仅对进入人员、进入材料、区域内的焊接、切割、打磨等动火作业加以控制，还专门设置了临时空调、除湿机、吸尘器等设施改善安装环境。
PMS机柜的安装过程大体包括五个步骤：（1）卸车。
按照核电厂物项分类原则，有抗震要求的PMS机柜属于B类物项，卸车时应十分注意机柜顶部吊耳的受力均衡性，以防止机柜结构变形。
为此，首堆工程中采用了一种方形平衡梁，并与其他辅助吊具一起进行了150%静载试验；（2）引入房间。
PMS机柜要求竖直搬运，但受限于厂房内门洞高度，通过时需要倾斜。
此时应注意倾斜时必须确保柜门在两侧而不至于受压变形。
首堆工程中专门设计了一种翻转运输小车，为提高厂房内搬运效率；（3）调平。
亥电厂数字化仪控系统供电电源方案的改进
查东健
（ 中国核 电工程有 限公 司， 北京 １０ ４ ） ０ ８ ０
摘要 ：核 电厂 中的数 字化 仪控 系统（Ｃ ） 别 强调 其 可 靠性 ， Ｄ Ｓ特 因此对供 电 电源 系统有 特殊
的要 求 。本 文分析 了核 电厂 引入 数 字化仪控 系统后 ， 为保 证供 电可靠性 ， 考虑 核安 全和 单一 在
Ｄ Ｓ Ｃ 对供 电电源 的特殊要 求 。
０ ： 层 过程接 口层 ， 包括传 感器 、 执行 器等 。
１ ： 自动 控制 和保 护层 ，进行 信 号采 集调 层
２ Ｃ８ Ｄ 系统对 电源的要 求
供 电 电源是 Ｄ Ｓ的关 键 部分 ，通 常包 括 主 Ｃ
制、 逻辑处 理 、 制算 法 、 信等 。 控 通 ２ ： 层 操作 和信 息管理 层 ， 包括 计算 机化 和常 规人 机 接 口设备 。
１ 引言
核 电厂 使用 的数字 化仪 控 系统 （ｉｉ ｌ ｏ ． Ｄｇｔ ｎ ａＣ
ｔ ｌ ｙｔｍ Ｄ Ｓ ， 能在 恶劣 环 境 下完 成 数据 采 ｒ ｓ ， Ｃ ）要 ｏＳ ｅ
核 级Ｄ Ｓ 统 的供 电 电源也 为核 级 ， 须满 Ｃ系 必 足 单一 故障准 则 。要 满 足单一 故 障准则 的要 求 ，
岛监 视 和控 制系 统 、 废控 制 系统 、 验 系统 、 三 试 电 纵 员 工 作 站—— 非 安 全 级 工 作站 和安 全 级工 作
站 （Ｖ Ｕ 、 屏 幕 、 备 盘 （Ｕ ）紧 急操 作 装 置 Ｓ Ｄ ）大 后 Ｂ Ｐ，
（Ｃ ） Ｅ Ｐ ，远 程停 堆站 ，技 术 支持 中心 、 Ｈ 务 视 和 控 制 系 统 ：属 于 Ｎ Ｃ级 有 特 殊 要 求 （Ｃ Ｎ ＋：有 抗 震 等 级要 求 ） 的多 样 化 保 护 系 统 、 Ａ ＷＴ Ｔ 系统 以及 火 灾 探测 、 防 、 分 Ｈ Ａ 系 统 消 部 Ｖ Ｃ 的监 控 系统 等 。 层 人机 接 口包括 ： ２ 主控室 内的操
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【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。
阐述核电站220KV倒送电监视方案
阐述核电站220KV倒送电监视方案引言220KV倒送电是核电厂建设过程中的一个重要里程碑节点，所谓的倒送电就是通过厂区辅助变压器，把电网的高压电变成厂内可用的中压电，从而满足核电厂建设施工和调试用电的需要。
三门核电1号机组采用美国西屋电气公司AP1000型压水堆，是国家三代核电自主化依托项目，机组控制系统采用数字化仪控系统Ovation平台。
三门核电1号机组作为世界首堆，设备商普遍缺乏新设备的制造经验，相关部件到厂时间出现了延误。
而控制系统在设计、仪控机柜供货方面也出现了滞后，为了保证220KV倒送电节点的顺利完成，于是采用了永临结合（移动测试站MTS+永久仪控机柜）的方案，搭建了一套临时DCS监视系统，用来监视220KV倒送电期间辅助变压器以及电气系统受电过程。
1、220KV倒送电简介1.1倒送电步骤三门核电一期项目ATP时间节点为2007-12-31，FCD时间节点为2009-03-31，倒送电里程碑时间为ATP+48，倒送电仅涉及220KV系统倒送电，不考虑500KV倒送电情况，受电过程主要分为两个阶段，第一阶段：220KV开关站送电和1号机组辅助变4A/4B及低压侧共箱母线送电。
第二阶段：CI厂房内的四段中压母线及以下各段低压母线受电和NI厂房内的两端中压母线及以下各段低压母线受电。
1.2倒送电涉及系统说明倒送电开始前，倒送电范围内的电气一次、二次设备安装调试结束，并经验收合格，具备倒送电条件，倒送电涉及的系统如下：1）ZBS系统：电网至220KV开关站以及220KV开关站的操作送电；2）ZAS 系统：架空小母线、两台辅助变（RAT-4A、RAT-4B）及共箱母线的监视；3）ECS 系统：CI和NI厂房内的6段10.5kV母线（ES-01、ES-02、ES-03、ES-04、ES-05、ES-06）及以下低压母线受电电的监视；4）EDS系统：为PLS系统以及开关柜所需的直流电源、交流电源，以及调试仪器、设备所需的工作电源。
国内外研究堆仪控系统调研
第26卷 第3期2019年3月仪器仪表用户INSTRUMENTATIONVol.262019 No.3国内外研究堆仪控系统调研马 权，罗 琦，宋小明，刘艳阳（中国核动力研究设计院 核反应堆系统设计技术重点实验室，成都 610213）摘 要：研究堆代表了当前核反应堆的最新发展水平，而仪控系统是核反应堆的信息神经和控制中枢，在整个反应堆系统中具有举足轻重的作用。
本文梳理了截至目前国内外研究堆仪控系统的发展现状，总结了国外发达核大国和国内典型的研究堆仪控系统的技术特点，重点关注了其保护和控制功能，回顾了研究堆仪控系统的发展历史和趋势，并指出了目前国内与国外发达国家的差距。
关键词：研究堆；仪控系统；保护；控制中图分类号：TL362 文献标志码：AResearch on Domestic and International Research Reactor Control SystemMa Quan ，Luo Qi ，Song Xiaoming ，Liu Yanyang（Science and Technology on Reactor System Design Technology Laboratory, Nuclear Power Institute of China,Cheng-du,610213,China）Abstract：The research reactor represents the latest development level of the current nuclear reactor, and the instrument control system is the information nerve and control center of the nuclear reactor, and plays a decisive role in the entire reactor system. This paper combs the development status of the research and control instrument system at home and abroad, summarizes the technical characteristics of the developed nuclear powers and domestic research reactor control systems, focuses on its protection and control functions, and reviews the research reactor control. The development history and trends of the system, and pointed out the gap between domestic and foreign developed countries.Key words：research reactor；instrument and control system；protection；control收稿日期：2019-01-04作者简介：马权（1981-），男，四川南充人，博士，核动力仪控工程中心副主任,主要从事核电厂数字化仪控系统研制和供货工作。
核电厂仪控系统安全和网络安全协调要求
信息安全• Information Security196 •电子技术与软件工程 Electronic Technology & Software Engineering【关键词】核电厂 仪控系统 功能安全 网络安全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。
核电厂仪控系统安全和网络安全协调要求文/孙永胜 夏丹阳（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。