核电站全数字化仪控系统
核电站安全分级对DCS系统设计影响分析
审的基本出发点。系统或设备从技术规范书开始， 到设计、制造、安装、调试、质量控制以及运行 维护的整个过程，都需按照不同的安全级别应用 相应的标准规范。
对核电站仪控系统和设备的分级，依据的主 要标准 RCCE-C5000 以及 IEC61226。在升版的 RCC-E（2002）标准（主要在 C5000 章节）中[1]， 将安全分级定为安全级与非安全级；安全级又分 为 1E 及非 1E，有关硬件均要求满足抗震及相关 环境鉴定要求（K3：安全壳外正常工况下的鉴 定）；用于 1E 级系统及设备的软件应满足《数字 化系统安全功能的软件要求规范》（IEC60880） 的鉴定要求，非 1E 应满足《数字化系统安全相 关功能的软件要求规范》（IEC62138）“B 类”的 鉴定要求。（“B 类”为安全重要性分类，主要有 “A”、“B”、“C”及 NC 类，由 IEC61226 定义）。
关键词：核电站；安全分级；数字化仪控系统；总体方案设计 中图分类号：TL364 文献标志码：A
1前言
尽管数字化仪控系统（DCS）技术产品已在 非核电领域得到广泛应用，但由于核安全设计纵 深防御理念带来的系统与设备安全分级问题，使 得 DCS 在核电站工程总体方案的实施中滞后于 非核电 领域。
当前，三代核电站技术基本上在整个工艺设 计时就充分考虑了数字化仪控平台的特点，但对 于 CPR1000 以及其他早期（20 世纪）设计的核 电站，由于在其设计定型时没有成熟、定型的核 电站数字化产品，实施数字化过程中，可能因工 艺系统安全等级、电气设备安全等级和产品等级 的限制而不完全适应。这种不适应给核电站的数 字化仪控方案设计带来一系列安全分析和审评的 问题。
收稿日期：2009-12-23；修回日期：2011-06-12
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从安全审评角度看核电站数字化仪控设计
自动化 专 业 ， 学士 学位 ， 获 高级 工程 师 ； 主要 从 事核 电厂 仪 表 和 控 制 、 民
用核 安全 设备 以及 人 因工 程方 面的研 究。
核 电站仪控设计首先必须进行多样性 和纵深 防御
的 分 析 ， 目的 是 确 定 纵 深 防 御 的 基 本 要求 ， 分 析 数 其 并
中图分 类号 ：Ｔ ２ Ｐ９
文献 标志 码 ：Ａ
Ａ ｓ ａ ｔ ｈ ｏ ｐｅｅ ｓ ｅｃｎｉ ｒ ｉ ｒ ｅｉ ｉ ｇ ｉ ｄ ｎｔ ｍ ｎ ｔ ｎａｄｃｎ ｏ （ Ｃ） ｒ ｕ ｌ ｒ ｏ ｅ ａｔ Ｎ Ｐ ｉ ｓ ｄ ｄ ｂｔ ｃ ：Ｔ ｅ ｍ ｒ ｎｉ ｏ ｓ ｅａ ｏ ｆ ｓ ｎ ｇ ｉ ｔ ｅ ｓ ｕ ｅ ｔ ｉ ｏｔ ｌ Ｉ ｒ ｃ ｈ ｖ ｄ ｔ ｎ ｏ ｄ ｇ ｎ ｄ ｉｚ ｉ ｒ ａｏ ｎ ｒ ＆ ｆ ｃ ａｐｗ ｒ ｌ （ Ｐ ）ｓｔ ｉ ｏ ｎ ｅ ｐｎ ｕ ｅ
大 减 少设 计 变更 的 可 能 性 以及 由于设 计 上 的安 全 问题
方面的应用越来 越普遍 。新 技术 的应 用带来 了性 能 的 改善 ， 如较高的可靠 性 ， 易修改 ， 便利 的操作 、 维修 和管
理简单等一 系列 的好 处 ， 同样也 带来 了一 系列 的问 但
而导致的工程延 期。 按 照核安全 审评 的 内容 ， 于多样性 和纵深 防御 基
离 以及安全壳完整性 。这些附加的手 动能力是先进反
应堆所必须 的， 因为所有 保护 和控制 系统都 是基 于数 字计算机 的 ， 从而容 易受到 共 因失 效 的攻击 。这些 手
动能力应 当 由硬接 线 、 系统 级控 制 器和 指示 器 组成 。 这些控制器 为电厂操纵员 提供 了不会遭受 到由电厂 自 动数 字仪控 中的软件错误 引起 的共 因失效 的信 息和控 制能力。手 动控制 到安全设备 的连接点应 当在 电厂数 字仪控输 出的下游 ， 但是不应破坏系统的完整性 。 ２ １２ 多样性 和纵深 防御方法 ．． 针对多样性和纵深防御要求 ， 对共 因失效要 进行类 似核 电站纵深防御的方法 ， 以下 ４个层 次进行防御 。 从
浅析海阳核电厂汽轮机保护系统
浅析海阳核电厂汽轮机保护系统【摘要】针对AP1000核电厂采用全数字化仪控系统，海阳核电厂汽轮机保0 前言海阳核电厂采用美国西屋AP1000技术，汽轮机采用日本三菱技术，采用全数字化电液调节系统（DEH）。
蒸汽采用饱和蒸汽，与传统火电机组相比，具有蒸汽参数低、湿度大的特点。
汽轮机组共有1个高压缸（HP）和3个低压缸（LP），共有4个主汽门（MSV）、4个调门（GV）、6个再热主汽门（RSV）、6个再热调门（ICV）。
汽轮机保护系统采用美国西屋数字化仪控OV ATION控制系统，与汽轮机保护相关的有4个汽轮机保护机柜和1个与汽轮机保护在线试验有关的COMMON机柜。
1 汽轮机保护功能海阳核电厂汽轮机保护系统具有跳闸保护功能，用以机组运行在异常工况下跳闸，保护机组设备安全。
海阳核电站主汽轮机保护系统的跳闸保护功能包括以下几种：1）真空低跳闸真空低压力开关连接到对应机柜的继电器，相应继电器的触点分别连接到每个DPU。
每个继电器由OV ATION机柜内部供电，带四个触点。
2）轴承润滑油压低跳闸轴承润滑油压低测点分别选取1#轴承和11#轴承。
3）推力轴承磨损跳闸推力轴承磨损跳闸磨损也叫轴向位移大跳闸，海阳核电厂采用液压式，通过测量压力信号来判断汽轮机轴向位移大；同时电厂也配置电子式探头，作为操作员监视用，不参与跳闸。
4）电超速跳闸电超速作为汽轮机超速（107.5%）和机械超速保护跳闸（111%）的后备，当汽轮机转速超过113%时动作。
其采用专门的硬件配置，采用12个转速探测模块组成4个3取2电路，对应四个AST电磁阀，当转速超过113%时，机组跳闸。
电超速从探头检测到超速信号，到发出跳机信号不超过60ms。
5）紧急跳闸油压机跳闸6）轴振高跳闸1#至11#轴，X方向和Y方向共22个探头用于测量轴振。
每个轴振信号首先经过TSI系统和其继电器柜（1分4继电器）后，通过硬接线分别送到汽轮机保护系统的4个机柜。
当其中任何两个轴振高，则汽轮机跳闸。
福建福清核电厂华龙一号机组数字化仪控技术HRA分析
福建福清核电厂华龙一号机组数字化仪控技术HRA分析摘要：福建福清核电厂华龙一号机组采用国际先进的数字化仪控系统，计算机化的操纵员工作站带来了便捷操作方式，但庞大且集中的信息量也带来了操作任务可靠性的风险。
因此，在核电站的设备可靠性大幅度提高的前提下，人因可靠性也需要不断提高，以保证核电站运行具有更好的安全性和经济性。
人因可靠性分析（HRA）是概率安全分析（PSA）的重要组成部分，福清核电华龙一号HRA 分析，始发事件后人员可靠性分析采用先进的SPAR-H方法。
关键词：数字化仪控系统；人因可靠性分析；概率安全分析1概述在核电厂系统中，随着设备（硬件和软件）可靠性的不断提高，由人的因素而诱发的事故已成为最主要的事故源之一。
人与系统的交互作用被认为是核电厂安全运行的重要贡献因素，对于人的作用的研究已放在十分重要的地位。
人与系统的交互作用影响着事故序列的进程，人因失误对于电厂的安全风险具有显著影响。
人因可靠性分析（Human Reliability Analysis，HRA）是对系统正常运行和事故状态下可能存在的人的失误进行定性定量评价并与概率安全评价（Probaility Safety Assessment，PSA）的整体框架相结合。
HRA已被广泛接受并成为核电厂PSA不可或缺的重要组成部分。
福建福清核电有限公司（以下简称福清核电）华龙一号机组仪表和控制系统采用了国际上先进成熟的数字化分布式控制系统（以下简称DCS），主控制室也采用了有效的数字化人机界面。
在核电站数字化控制室设计过程中，对人因可靠性的分析可以转向人为差错的分析，具体过程可以分为差错辨识、差错频率确定和差错规避措施设计3 个阶段。
人为差错的主要诱因可以分为5 类，分别为训练水平、任务本质、人机交互界面质量、环境因素和任务执行时间[1]。
2人因可靠性分析HRA方法确定2.1人员动作分类1)类型A：始发事件前人员动作，是指按照日常运行或维修、调试计划而进行的工作过程中，产生、造成系统或设备不可用的人员动作。
AP1000先进性及主回路介绍
一回路压力边界作为反应堆内产生的放射 性释放的屏障，并用来在整个电厂运行期 间提供高度的整体性。
系统参数
参数 反应堆功率 NSSS功率 电功率 净电功率 运行压力 堆出口温度 堆入口温度 环路流量 总蒸汽流量 蒸汽发生器出口蒸汽压力 蒸汽发生器出口蒸汽温度 主泵电机功率
针对安全壳旁路事故:AP1000通过改进安全壳隔离系统设 计、减少安全壳外LOCA发生等措施来减少事故的发生。
5、 采用成熟的数字化控制技术
AP1000仪控系统采用成熟的数字化技术设计，通过多样 化的安全级、非安全级仪控系统和信息提供、操作避免 发生共模失效。仪表和控制系统采用数字化的分布式控 制系统（DCS）。采用成熟的、先进的技术（如远程I／O 技术、网络通讯技术、智能诊断技术等），满足电厂各 种运行模式及事故工况下的监视和控制要求。
6、 模块化建造提高施工效率和降低建
设周期
AP1000在建造中大量采用模块化建造技术。模块 建造是电站详细设计的一部分，整个电站共分4种 模块类型，其中结构模块122个，管道模块154个， 机械设备模块55个，电气设备模块11个。模块化 建造技术使建造活动处于容易控制的环境中，在 制作车间即可进行检查，经验反馈和吸取教训更 加容易，保证建造质量。平行进行的各个模块建 造大量减少了现场的人员和施工活动。
AP1000一回路示意图
图 反应堆冷却剂系统
反应堆简介
反应堆用于实现可控的链式裂变反应并且将 反应产生的能量通过燃料棒包壳传递给一 回路冷却剂。
反应堆主要包括： 反应堆压力容器； 一体化顶盖； 堆芯； 堆内构件。
AP1000核电厂核测仪表系统介绍
钒自给能探测器信号和热电偶信号。第二段电缆分成两段独立的电缆和连接器，分别用于钒
自给能探测器信号和热电偶信号的传输。其中 294（42×7）个钒自给能探测器信号均分成 2
个路径传送到 2 个自给能探测器信号处理系统机柜（Signal Processing Electronics, SPE），SPE
将电流信号转换为电压信号，并使用 16 位模数转换器完成模数转换，这些数字信号穿过安
BEACON
三维功率分布
主控室
保护和安全监测 系 统 （P M S ）
电厂控制系统 （P L S ）
核
堆内
堆外
测
核测
核测
仪
仪表
仪表
表
系统
系统
系
（I I S ）
（N IS ）
统
图 1 AP1000 核测仪表系统总体结构
系统除监测功率，给出堆芯上部和下部的功率外，还与保护和安全监测系统 PMS 相连，具 有紧急停堆功能。此外，堆外核测仪表系统的测量值经补偿后也作为电厂控制系统中功率控 制系统的输入之一，将反应堆功率控制在预期的范围内。
( ) n cm2 • s %Pn
1011
1010
109 测 量 108 位 107 置 的 106 中 105 子 注 104 量 103 率
102
101
1
10−1
10−2
102
101
1
中功
10−1
间率
10−2
量量
10−3
程程
10−4
10−5 源 量
10−6 程
10−7
10−8
10−9
10−10
图 6 三个测量量程的中子探测器的测量范围
核电DCS系统方案
核电DCS系统方案1. 引言核电站的运行对系统的稳定性和安全性有着极高的要求。
核电DCS （Distributed Control System）系统作为核电站的控制中枢，起着重要的作用。
本文将介绍核电DCS系统的概念、架构和关键设计要点。
2. 核电DCS系统概述DCS系统是一种分布式的控制系统，通常由多个控制单元（控制节点）组成。
核电DCS系统主要用于监测和控制核电站的各个子系统，包括发电机组、输电系统、安全保护系统等。
核电DCS系统需要具备以下特点：•高可靠性：核电站是高风险的工业场所，系统故障可能导致严重的后果。
DCS系统需要具备高度可靠性，能够及时发现故障并进行故障隔离。
•实时性：核电站的运行需要实时监测和控制，DCS系统需要具备快速响应的能力。
•安全性：核电站的安全是首要考虑的因素，DCS系统需要具备强大的安全保护机制，保护系统免受恶意攻击和非授权访问。
3. 核电DCS系统架构核电DCS系统通常采用三层架构，包括采集层、控制层和操作层。
3.1 采集层采集层负责采集核电站各个子系统的数据，并将数据传输到控制层。
采集层通常包括传感器、仪表和数据采集模块等设备。
3.2 控制层控制层是核电DCS系统的核心部分，负责对采集的数据进行处理和控制。
控制层通常由多个控制节点组成，每个控制节点负责监测和控制特定的子系统。
控制层还包括数据存储和通信模块。
3.3 操作层操作层负责人机交互，提供给操作员进行监控和控制的界面。
操作层通常包括显示屏、操作台和控制软件等设备。
4. 核电DCS系统设计要点4.1 可靠性设计为保证核电DCS系统的可靠性，可以采取如下措施：•引入冗余系统：通过将系统划分为多个模块，采用冗余设计以提高系统的可用性。
当某个模块发生故障时，其他模块可以继续工作。
•完善故障检测与隔离机制：系统需要具备自动故障检测和隔离能力，能够及时发现故障并进行相应的措施。
4.2 实时性设计核电DCS系统需要具备快速响应的能力，可以采取以下策略来实现：•优化数据传输和处理：合理设计数据传输和处理的算法，减小数据传输和处理的时间延迟。
核电厂数字仪控系统动态可靠性分析方法综述
第41卷第12期2020年12月自动化仪表PROCESS AUT0M\TI0N INSTRl MKNTATIONVol.41 No. 12Dec.2020核电厂数字仪控系统动态可靠性分析方法综述黄晓津，朱云龙，周树桥，郭超(淸屮大学核能与新能源技术研究院，先进反应堆丨:程与安全教部重点实验室，北京丨()()〇84)摘要：仪表~拧制（I&C)系统是核电厂的屮枢神经，对确保核电厂的安全、稳定和经济运行起矜至关®要的作It丨早期使用基于模拟技术的仪控系统对核电厂的状态进行监测和控制，®部件易老化.U维护成本高昂：W此，0前核电厂使用数卞化仪控系统（DCS) 代替模拟仪控系统对于数字化仪控系统软件、硬件耦合以及人因复杂交互等特点，传统的静态可靠性分析方法无法完全适用动态可靠性分析方法可以发现设计中的薄弱环节，改善或增强数字化仪控系统的可靠性总结了动态可靠性分析方法:①当前典型的动态可靠性分折7/法，包括动态失效模式与影响分析（FMEA)、动态故障/事件树（D FT/ET)、动态流图方法（DFM ))、马尔科夫区间映 射方法（Markm/CCMT);②堪于仿K的方法，包括动态决策事忭树（〇[)KT)和连续事件树（CET)方法;③}1；他动态分析方法.包括GO- FLOW、扩展事件序列罔，P etri网该分析为该领域的进一步研究提供参％，关键词：核电厂；数字化仪控系统；动态分析：可靠性；模拟仪控系统；静态可靠性分析中图分类号：TH-86 文献标志码：A D0I： 10. 16086/j. cnki. issn 1000-0380. 2020080019Review of Dynamic Reliability Analysis Methodsfor NPP Digital Instrument and Control SystemHUANG X iao jin,Z H U Y u n lo n g,Z H O U S h u q iao,G U O Chao(Key I^ihoraton of Advanced Reactor Engineering and Safety of Ministn of Education,Institute of Nuclear and N t»w Energy Technology of Tsinghua University, Beijing 100084, China)Abstract ：Instrument and control ( l&C) system is the central nerve of nuclear power plants and plays a vital role in ensuring the safety,stability and economic operation of nuclear power plants. In the past,analog I&C system were used to monitor and control the state of nuclear power plants,but the components were prone to aging and high maintenance costs. Therefore,cunently nuclear power plants have used digital I&C systems ( DCS) to substitute analog I&C systems. Traditional static reliahililv analysis methods are not fully qualified,as DCS is rendered by the complex interactions of the software,hardware and human components. Using the dynamic reliability analysis methods, designers can find weaknesses in the DCS design, improve or strengtlien the reliability of these stages. This article summarizes dynamic reliability analysis methods：1the current typical dynamic reliability analysis methods including dynamic failure modes and effect analysis (FM KA) ,dynamic fault/event tree (D F T/E T) ,dynamic flowgraph methodology ( D F M)，Markov cell-to-cell mapping technology ( M arkov/CCM T);②simulation-based methods including dynamic decision-event tree ( DDET) and continuous event tree ( C E T) ；(3) other dynamic analysis methods including GO-FLOW, extended event sequence diagram (E SD) ,and Petri net and provide reference for further research in this field.Keywords：Nuclear power plant；Digital instrument and control system；Dynaniic analysis；Reliability；Analog instRiment control system；Static reliability analysis〇引言核电厂具有结构复杂、放射性强的特点，其典型结 构具有两个冋路,运行着许多关键设备（如堆芯、蒸汽 发生器、冷却杲等），一旦设备发生事故，将会对公共 安全、周边环境以及核能产业发展造成巨大的负面影响~。
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- - 1 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 - - 2
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