核电厂数字化仪表控制系统仿真测试平台开发
CPR1000核电厂安全级DCS研究
2012年8月第24期科技视界
SCIENCE&TECHNOLOGYVISION科技视界Science&TechnologyVision
0引言
随着分散控制系统渊DCS冤的快速发展袁DCS所具有的开
放性尧高可靠性尧快速性和可操作性逐步被认可袁常规火电厂
普遍采用DCS作为综合控制系统遥DCS是分散控制系统渊DistributedControlSystem冤的简称袁它是一个由过程控制级
和过程监控级组成的袁以通信网络为纽带的多级计算机系
统袁其基本思想是分散控制尧集中操作尧分级管理尧配置灵活尧
组态方便,大大增加了电厂控制的可靠性[1原3]遥数字化控制系统
可以通过通信网络将分散在现场执行数据采集和控制功能
的远程控制站与控制中心的各种操作站联接起来,共同实现
分散控制尧集中监控与管理[4]遥
1核电站控制系统设计
DCS一般采用现场总线技术,大量信号通过网络
传输,总线为虚拟环网结构,有较高的通信可靠性[5原7]遥
核电站控制系统由安全级DCS尧非安全级DCS尧专用
控制系统等3部分构成遥核电站控制系统设计应遵
循如下原则院单一故障尧多样性尧独立性尧冗余性等遥考
虑安全性袁核岛控制系统设置了部分硬接线的控制
按钮和显示仪表袁安全保护系统采用A尧B2个系列袁4个保护通道袁执行野4取2冶逻辑遥
2CPR1000核电站安全级DCS控制系统设计
目前新建的CPR1000核电仪控系统采用日本三菱电机和
北京广利核联队提供的数字化仪控系统DCS袁其中安全级DCS
采用日本三菱电机的MLETAC系统袁非安全级DCS采用和利时
的HOLLIAS-N系统遥本文将对安全级DCS系统进行研究遥
安全级DCS主要是由RPC袁ESFAC袁SLC袁ARC袁CCMS以
及SRC等系统组成遥RPC系统主要完成停堆保护功能袁ES鄄FAC和SLC系统主要完成安全专设功能袁CCMS主要完成堆
芯状态监视功能袁而SRC主要执行模拟量部分的SR功能和
部分手操功能遥2.1RPC系统设计CPR1000核电厂安全级DCS研究
AP1000数字化仪控系统
数字化仪控系统对比模拟化仪控系统的优点
1.具有很好高的控制精确性和很强大的逻辑运算处理、计算能力，能显著提高了仪控系统的综合性能，完成以往模拟仪控系统所无法实现的复杂逻辑运算处理和计算功能；
2.以通信网络连接各系统设备，大大减少了连接电缆的数量，提高了数据传输的可靠性；
3.能方便有效的实现具有多重冗余、故障安全和容错等功能，提高了系统可用性和可靠性；
4.能方便、有效的实现具有系统在线检查和自诊断功能，有助于故障分析和判断；
5.系统扩展灵活性好、可组态性强，便于维护；
6.具有强大的数据处理、数据和存储能力，改善了人机接口。
核电厂数字化仪控系统功能设计原则
故障安全原则；
单一故障原则；
多样性原则；
独立性原则；
冗余性原则；
共模故障最小原则；
节能降耗原则；
经济性原则。
(1) 单一故障准则
满足单一故障准则的设备，在其任何部位发生单一随机故障时，仍能保持所赋
予的功能。保护系统可采用模块化的模件技术及冗余技术，增强系统的可靠性及减少 共模故障出现的几率，还应符合可试验性和可维修性原则。对于构成核电厂设计的每 个安全组，都必须运用单一故障准则。安全组是用以完成各项为抑制特定假设始发时 间的后果使之不超过设计基准所规定限值所需要的动作的设备组合[7]。
(2) 冗余性
为完成一向特定安全功能而采用多于最少套数的设备，即冗余性，它是提高安全重要系统的可靠性并借以满足单一故障准则的重要设计原则[8]。为了满足冗余性的 要求，可采用相同的或不同的部件。
(3) 多样性
采用多样性原则能减少某些共模故障的可能，从而提高某些系统的可靠性[9]。设计应研究安全重要系统潜在的共模故障原因，以确定能有效应用多样性原则的场合。 同时给出安全重要系统的多样性分组。
共模故障是这样一些故障，即当它们发生时，某单一事件能阻止多重的和类似 的部件按照设计的那样工作。
基于设计分析器的CAP1400核电厂非安全级仪控系统控制逻辑设计验证
基于设计分析器的CAP1400核电厂非安全级仪控系统控制逻辑设计验证
张光新;林智勇
【摘 要】The key points , methods and procedures of the control logic
design verification for the nuclear pow-er plant were presented .Taking the
control logic design verification of CAP 1400 project as an example , the
verification work based on engineering design analyzer was described .%从设计院的角度给出核电厂控制逻辑设计验证的要点、方法和流程，并以CAP1400项目具体的控制逻辑验证为例，介绍在设计过程中如何基于设计分析器开展控制逻辑图的验证工作。
【期刊名称】《化工自动化及仪表》
【年(卷),期】2016(043)011
【总页数】5页(P1192-1195,1210)
【关键词】控制逻辑;设计验证;非安全级仪控系统;设计分析器
【作 者】张光新;林智勇
【作者单位】上海核工程研究设计院电气仪控所，上海200233;上海核工程研究设计院电气仪控所，上海200233
【正文语种】中 文
【中图分类】TH862 核电厂数字化仪控系统主要分为安全级仪控系统和非安全级仪控系统，它们共同起到了防止电厂偏离正常运行和系统失效的作用，是核电厂纵深防御措施的第1层关键技术[1]。而核电厂数字化仪控系统的验证与确认(Verification and
Validation，V&V)工作又是确保仪控系统正确、可靠运行的关键。
过去，无论法规标准[2，3]还是学术研究[4～6]，核电厂数字化仪控系统的V&V工作都仅针对安全级仪控系统。随着数字化仿真技术的发展和对核电厂可靠性要求的提高，非安全级仪控系统的V&V工作也受到越来越多的重视。很多DCS厂家在非安全级仪控系统的开发、集成过程中也引入了V&V的概念，对组态逻辑进行了相关的测试与验证[4，7，8]。
核电厂控制模式的工程设计研究
核电厂控制模式的工程设计研究
发表时间：2020-03-10T11:28:53.513Z 来源：《中国电业》2019年21期 作者： 徐鹏栋
[导读] 近年来，我国对电能的需求不段增加
摘要：近年来，我国对电能的需求不段增加，核电厂建设越来越多。核电厂主控室是对核电站进行监督、控制和操纵的主要场所，几乎所有运行工况下，通过操作员站或后备盘能使核电厂安全地运行;当主控室失效时，就需要在远程停堆站继续对核电厂进行控制，确保核
电厂的稳定、安全运行。遵照核电厂相关法规标准，运用人因工程理论，结合数字化仪控平台特点，对主控室操作员站、后备盘及远程停
堆站之间操作权限切换进行工程设计与研究，将是本文重点探讨的内容。
关键词：主控室;远程停堆站;后备盘;控制权限切换
引言
数字化仪控系统是指以微处理芯片构成的，以数字处理技术为特点的智能化电子设备和计算机系统，它除了具有常规测量仪表的测量和控制功能外，还具有极强的数据处理和通讯能力，并且数字化仪控系统采用统一的人机界面，为电厂的运行和维护提供了便利。
1控制网点的设计
次级平面控制网宜布设成三角形网或GPS网等形式。其网形设计应充分顾及精度、可靠性和灵敏度等指标。控制网点应根据核电厂总平面布置图和施工总布置图，并结合施工场区内、外的地形条件布设，并满足厂区内主要建筑施工测设的需要。控制网点标石应采用有强
制对中装置的钢筋混凝土观测墩，其基础宜建立在基岩上。某核电厂在首级控制网的基础上建立了厂区的次级控制网。随着现场施工工作
的开展，控制点A02因与其他在建工程冲突被拆除，控制点A03因循环水管廊爆破开挖被拆除重新布置，控制点A06因离核岛区域太远使用
频率不高不再进行复测。通过对变更前后控制网点的分析得知，此次级网的布设还存在很大缺陷：首先，次级网控制墩的布设距离厂房太
近，在厂房负挖过程中，次级网损失1/2；其次，次级网点的点位不太理想，没有能互相通视的次级网点。因此，控制网点优先布置施工区
核电厂多样化驱动系统（DAS）功能架构
核电厂多样化驱动系统（DAS）功能架构
一、DAS系统简介
多样化驱动系统（DAS）是非安全有关仪表控制系统，为保护和安全监测系统（PMS）提供多样化的后备，当PMS发生共因故障而导致失效时，DAS系统驱动，关闭反应堆和汽轮机，并驱动专设安全设施，
DAS与PMS在设备上隔离。其与PMS的隔离特性体现在如下几个方面：
（1）DAS每个通道均使用与PMS相独立的传感器信号
（2）DAS使用与PMS相独立的驱动装置来驱动选定的专设安全设施
（3）DAS和PMS设备位置相互分隔，使得同时对两个系统和位置相关影响的可能性降至最小。
DAS机柜位于和PMS机柜不同的防火区。不同的防火区确保火灾不会同时影响PMS和DAS安全停堆和手动驱动爆破阀的能力。
二、DAS功能概述
多样化驱动系统是非安全系统，不执行安全有关功能。
多样化驱动系统的主要目的是降低假定瞬态和PMS以及电厂控制系统（PLS）中假想共因故障（CCF）同时发生而引起的严重事故的概率以及缓解未能紧急停堆引起的预期瞬态事故的后果。
DAS系统主要实现了如下的三个功能，
（1）自动驱动功能。当传感器测量值超过整定值是，经过适当的符合/延时逻辑，提供独立于保护系统的多样化自动驱动信号，实现停堆和汽轮机停机，并驱动重要的专设安全设施 （2）手动驱动功能。手动驱动以硬接线的方式，连接到执行机构，用于停堆和汽轮机停机，还可以驱动选定的专设安全设施。
（3）显示功能。对部分重要的电厂参数提供独立于保护系统的专用显示，其参数显示在主控室的DAS盘和现场的DAS处理器机柜背面。
（一）自动驱动
DAS通道会监测来自现场传感器的信号，进行定值比较，当测得的信号数值大于预设的整定值，DAS通道输出驱动信号。两个单独的DAS通道的输出采取2取2逻辑处理，当两个通道同时发出驱动信号并延迟一段预设时间后，触发反应堆停堆或专设安全设施驱动。该时间延迟是为了确保在DAS功能被驱动前，PMS有足够时间执行安全有关功能。DAS的自动驱动功能包含下面四种，
核电厂仪表和控制系统法规标准体系概述
第30卷 第11期2023年11月仪器仪表用户INSTRUMENTATIONVol.302023 No.11
核电厂仪表和控制系统法规标准体系概述
孙 娜，吴 茜，宿俊海（华龙国际核电技术有限公司，北京 100036）摘 要：国内核电厂仪控设计遵循的法规标准基本从IEC及IEEE、IAEA等标准转化而来，经过多年的完善及技术积累，标准体系基本完善，内容基本完整，但仍存在部分标准版本较早，某些设计要点无参考标准、技术水平滞后的情况。本文对国内外现有的核电厂仪控系统设计依据的法规标准进行分析，总结出国内当前核电厂仪控系统设计的法规标准体系，用于指导华龙一号电厂初步设计工作。关键词：核电厂；仪控系统；标准体系
中图分类号：TL48 文献标志码：AOverview of the Regulatory Standard Architecture of Instrumentation and Control System for Nuclear Power Plant
Sun Na，Wu Qian，Su Junhai（Hualong Nuclear Power Technology Co., Ltd., Beijing, 100036, China）Abstract：The regulatory standards for instrumentation and control system design and implementation of nuclear power plants in China are basically transformed from IEC, IEEE, IAEA and other standards. After years of combing and technical accumulation, the standard architectural is basically perfect and the content is basically complete, but there are still some earlier versions of standards, some design points have no reference standards, and the technical level is lagging behind. In this paper, the existing domestic and foreign nuclear power plant instrument control system design based on the regulations and standards are analyzed, summed up the regulations and standards of the current unclear power plant instrument and control system design, which can be used to guide the preliminary design work of HPR1000 nuclear power plant.Key words：nuclear power plant；instrumentation and control system；regulatory standards architecture
核电厂电仪系统发展趋势及数字化改造论文
探讨核电厂电仪系统的发展趋势及数字化改造
摘要：本文首先介绍了核电厂仪控数字化改造发展趋势，然后阐述了核电厂电气系统，最后探讨了核电厂仪控数字化系统方案和改造研究。
关键词：核电厂；仪控系统；发展趋势；数字化改造。
中图分类号：tm6 文献标识码：a 文章编号：
1 核电厂仪控数字化改造发展趋势
目前,我国核电行业仪控数字化系统还处于起步阶段,但随着全球信息化和数字化技术的迅猛发展,核电仪表控制系统的数字化是当前核电技术发展的必然趋势。日木福岛发生核事故之后,客观上对核电安全的要求提高,这也给仪控设备行业带来了新的发展机遇,确保核电厂核能发电的安全可靠性成为核电厂仪控制数字化改造的驱动力。作为仪控数字化系统在国内首次应用的江苏田湾核电站,其出色的运行业绩为核电站仪控领域的发展提供了良好实践。仪控数字化系统降低了人为误操作引起的非计划停堆停机的概率,井从软件和硬件上确保了电站安全系统的}高可靠性;仪控数字化系统自田湾核电站投人临时运行至今一直稳定运行,从米发生由于系统软件或硬件原因造成的非计划停堆;与传统的模拟仪控系统相比,数字化仪控系统大大提高了核电厂运行的效率、安全性和可靠性。田湾核电站的投运,标志着国内核电市场全数字化仪控时代已到来,目前在建的核电站均采用了全数字化的仪控技术。
2 核电厂电气系统 一般核电厂电气系统不意图如图1所示。
输配电系统的设计与机组容量、电网系统环境等密切相关,各核电厂设计会有较大差异。将核电厂电气系统纳人dcs监控具有非常重要的意义。其主要特点有:
1)可减少使用控制开关、仪表、光字牌等,降低了事故发生的机率,同时减少控制器占用的面积。
2)dcs监控系统是采用标准化模块集成,降低了设备的维护与维修费用和工作量,井且操作简单,图形化显不更直观。
3)dcs系统具有自检功能,大大的加强了核电仪控的安全性,采用数字化运行规程能够降低人为操作失误带来的安全隐患,并且具有连锁保护功能,可以通过计算机对其控制。
核电站安全级DCS系统及软件安全分析
核电站安全级 DCS系统及软件安全分析
摘要：对于核电站安全级DCS系统来说，除了要监视并控制保护系统工艺参数符合运行要求之外，还要避免安全级DCS系统自身故障导致的保护系统降级或者跳堆。在核电站的运行水平方面，在保证安全性要求的前提下，系统修复所用的时间越少，则运行经济性越好。核电站的日常运行维护主要由预防性维护和纠正性维修组成，对于保护系统而言，预防性维护主要包括：机柜报警巡检、保护系统周期试验和数据备份；纠正性维修主要包括硬件故障的应急处理和软件组态修改，将危害和风险消除或控制在可接受范围内，确保核电站安全稳定运行。
关键词：核电站；安全级DCS系统；安全级应用软件；危害分析
核电站数字化控制系统是保障核电厂安全运行的核心，尤其是安全级DCS。结合目前核电站安全级DCS的工程实践，为了提高安全级DCS软件的安全性，根据IEEE1012等相关标准的要求，对安全级DCS应用软件的开发过程进行验证和确认（V&V）活动，对应用软件开发过程中的危险进行分析。
1DCS系统故障
1.1故障类型分析
根据HAF-102中有关假设始发事件的描述，在核电站运行中需要考虑的故障类型取决于所涉及的系统和部件的类型。对于DCS系统来说，其故障一般有如下形式：卡件输入/输出异常、信号测量误差大于允许范围、设备装置故障、通讯故障或上述形式的组合。在数字化反应堆保护系统中，主要的故障类型有：①信号故障：它是故障表征的最小单元（如测量的输入信号或逻辑运算后的输出信号等）；②高级故障：包括硬件模块、计算机设备或数据信息的故障。这类故障可能会产生多个信号故障。在进行故障分析时，需要将信号故障和高级故障区分开。对上述DCS系统故障进行分析，除了考虑故障的产生原因、表现形式之外，还考虑相应的检测方法和标识方式等。 1.2故障级别定义
对于同种硬件设备来说，不同情况的故障会给控制系统造成不同影响程度的后果；相反，对于使控制系统无法正常运行的原因，又可能是由不同的设备故障触发的。据此，可以根据事故后果的严重程度来反推故障的级别。根据上述故障类型及报警标识需求的分析，结合现有核电站DCS系统的运行经验，按照故障产生给控制系统运行带来的危害，是否会影响控制功能的正常执行，将安全级DCS系统故障定义为3种级别：系统级严重故障（简称故障）、设备级一般故障（简称报警）和卡件级一般故障（简称I/O警告）。①当发生的故障导致DCS系统无法正常运行时，将触发系统级严重故障报警。其中包括CPU卡的系统级严重故障、通讯卡的系统级严重故障以及电源故障等。②当DCS系统出现异常，但控制功能仍然能够正常执行时，将触发设备级一般故障报警。其中包括CPU卡的设备级一般故障、网络通讯卡的设备级一般故障、电源和风扇故障，柜内超温以及系统切换到维护模式。③当DCS系统进行数据处理过程中出现异常，但控制功能仍然能正常执行，将触发卡件级一般故障报警。其中包括机笼管理卡响应超时以及CRC校验故障、网络通讯卡通信数据故障、I/O模块故障、数据处理停止以及切换到模拟模式。
核电站数字化仪控系统验证平台网络架构设计
《工业控制计算机｝２０１４年第２７卷第５期
核电站数字化仪控系统验证平台网络架构设计
Ｎｅｔｗｏｒｋ Ａｒｃｈｉｔｅｃｔｕｒｅ Ｄｅｓｉｇｎ ｆｏｒ Ｎｕｃｌｅａｒ Ｐｏｗｅｒ Ｐｌａｎｔ Ｄｉｇｉｔａ
Ｉ＆Ｃ Ｓｙｓｔｅｍ Ｖ＆Ｖ Ｓｉｍｕｌａｔｉｏｎ ＰＩａｔｆ０ｒｍ
严 敏 吴炫钢 林 桦（国核自仪系统工程有限公司，上海２００２３３）
摘 要 针对第三代核电站数字化仪控系统运行需求，提出了基于ＫＶＭ和光纤技术的核电站数字化仪控系统验证平台（简称
“验证平台”）网络架构，形成一个“闭环”的验证网络，介绍了验证平台的构成和功能。该验证平台基于实时仿真环境下，输
出和实际电站 致的工艺参数数据到被验证的仪控系统，被验证的仪控系统基于控制逻辑作出控制或者保护反应，输出调 节指令，工艺系统对调节指令做出与实际电站一致的动态响应，这些指令和数据信息通过验证平台实时数据网和Ｉ／Ｏ硬件
通道实现交换。实践表明，设计的网络架构是可行的，完全满足了验证平台的设计要求。
关键词：验证平台，人机接口，ＫＶＭ Ａｂｓｔｒａｃｔ Ｆｏｒ ｔｈｅ ｄｅｍａｎｄ ｏｆ ｎｕｃｌｅａｒ ｐｏｗｅｒ ｐｌａｎｔ（ＮＰＰ）ｄｉｇｉｔａｌ Ｉ＆Ｃ ｓｙｓｔｅｍ ｏｐｅｒ ｏｎ，ａ ｎｅｔｗｏｒｋ ａｒｃｈｉｔｅｃｔｕｒｅ ｆｏｒ ＮＰＰ ｄｉｇｉｔａｌ Ｉ＆Ｃ ｓｙｓｔｅｍ Ｖ＆Ｖ ｓｉｍｕｌａｔｉｏｎ ｐｌａｔｆｏｒｍ ｂａｓｅｄ ｏｎ ＫＶＭ ａｎｄ ｏｐｔｉｃａｌ ｆｉｂｅｒ ｔｅｃｈｎｏｌｏｇｙ ｉｓ ｐｒｏｐｏｓｅｄ．Ａ ｃｌｏｓｅｄ ｌｏｏｐ ｎｅｔｗｏｒｋ ｉｓ ｍａｄｅ． Ｔｈｅ ｓｔｒｕｃｔｕｒａｌ ａｎｄ ｆｕｎｃｔｉｏｎａｌ ｄｅｓｉｇｎ ｏｆ Ｖ＆Ｖ ｓｉｍｕｌａｔｉｏｎ ｐｌａｔｆｏｒｍ ｉｓ ｅｌａｂｏｒａｔｅｄ ｉｎ ｔｈｉｓ ｐａｐｅｒ Ｂａｓｅｄ ｏｎ ｒｅａｌ～ｔｉｍｅ ｓｉｍｕｌａｔｉｏｎ ｅｎｖｉｒｏｎｍｅｎｔ．ｔｈｅ ｐｒｏｃｅｓｓ ｐａｒａｍｅｔｅｒｓ ｆｒ０ｍ ｔｈｅ Ｖ＆Ｖ ｓｉｍｕｌａｔｉｏｎ ｐｌａ￣ｏｒｍ ａｒｅ ｔｒａｎｓｆｅｒｒｅｄ ｔｏ ａｃｔｕａｌ ｐｌａｎｔ Ｉ＆Ｃ ｓｙｓｔｅｍ．Ｃｏｎｔｒｏｌ ａｎｄ ｐｒｏｔｅｃｔｉｖｅ ｓｉｇｎａｌｓ ｗｉｔｈ ａｄｊｕｓｔｍｅｎｔ ｃｏｍｍａｎｄ ａｒｅ ｇｅｎｅ￣ｔｅｄ ｔｏ ｒｅｓｐｏｎｓｅ ｔｈｅ ａｃｔｉｏｎ ａｃｃｏｒｄｉｎｇ ｔｏ ｔｈｅ ｃｏｎｔｒｏｌ ｌｏｇｉｃｓ．Ｐｒｏｃｅｓｓ ｓｙｓｔｅｍ ｍａｋｅｓ ｄｙｎａｍｉｃ ｒｅｓｐｏｎｓｅｓ ｃｏｎｓｉｓｔｅｎｔ ｗｉｔｈ ｔｈｅ ａｃｔｕａｌ ｐｌａｎｔ，Ｔｈｅｓｅ ｉｎｓｔｒｕｃｔｉｏｎｓ ａｎｄ ｄａｔａ ｉｎｆｏｒｍａｔｉｏｎ ｍａｋｅ ｅｘｃｈａｎｇｅ ｔｈｒｏｕｇｈ ｔｈｅ Ｖ＆Ｖ ｓｉｍｕｌａｔｉｏｎ ｐｌａｔｆｏｒｍ ｒｅａｌ－ｔｉｍｅ ｎｅｔｗｏｒｋ ａｎｄ Ｉ／Ｏ ｈａｒｄｗａｒｅ ｃｈａｎｎｅｌｓ Ｋｅｙｗｏｒｄｓ：Ｖ＆Ｖ Ｓｉｍｕｌａｔｉｏｎ Ｐｌａｔｆｏｒｍ，ＨＭＩ，ＫＶＭ
亥电站数字化仪控系统开发过程及其验证与确认
核电站数字化仪控系统开发过程及其验证与确认 王翠芳
核电站数字化仪控系统开发过程及其验证与确认
Ｄｅｖｅｌｏｐｍｅｎｔ Ｐｒｏｃｅｓｓ．Ｖｅｒｉｆｉｃａｔｉｏｎ＆Ｖａｌｉｄａｔｉｏｎ
ｏｆ ｔｈｅ Ｄｉｇｉｔｉｚｅｄ Ｊｎｓｔｒｕｍｅｎｔ＆Ｃｏｎｔｒｏｌ Ｓｙｓｔｅｍ ｆｏｒ Ｎｕｃｌｅａｒ Ｐｏｗｅｒ Ｐｌａｎｔ
互翠芳
（上海核工程研究设计院，上海２００２３３）
摘要：分析了三代非能动型压水堆核电站ＡＰＩＯ００的数字化仪控系统的开发过程模型，研究了与其开发过程紧密结合的验证与确 认技术（Ｖ＆Ｖ），特别是其审查、分析以及测试方法的使用，并提出了设计、测试及Ｖ＆Ｖ过程的文档要求。该开发过程模型和Ｖ＆Ｖ技 术具有广泛的工业规范和标准认可度，对于我国自主化的核安全级数字化仪控系统的开发和取证具有重要的借鉴和指导意义。 关键词：ＡＰ１０００核电站数字化仪控系统验证与确认（Ｖ＆Ｖ） Ｖ模型 中图分类号：ＴＰ２７３＋．５ 文献标志码：Ａ Ａｂｓｔｒａｃｔ：Ｔｈｅ ｍｏｄｅｌｓ ｏｆ ｄｅｖｅｌｏｐｍｅｎｔ ｐｒｏｃｅｓｓ ｏｆ ｄｉｇｉｔｉｚｅｄ ｉｎｓｔｒｕｍｅｎｔ ａｎｄ ｃｏｎｔｒｏｌ ｓｙｓｔｅｍｓ ｆｏｒ ｔｈｒｅｅ ｇｅｎｅｒａｔｉｏｎｓ ｏｆ ＡＰＩＯ００ ｐａｓｓｉｖｅ ｐｒｅｓｓｕｒｉｚｅｄ ｗａｔｅｒ ｒｅａｃｔｏｒ ｎｕｃｌｅａｒ ｐｏｗｅｒ ｐｌａｎｔｓ ａｒｅ ａｎａｌｙｚｅｄ，ａｎｄ ｔｈｅｉｒ ｃｌｏｓｅｌｙ ｒｅｌａｔｅｄ ｖｅｒｉｆｉｃａｔｉｏｎ ａｎｄ ｖａｌｉｄａｔｉｏｎ（Ｖ＆Ｖ）ｔｅｃｈｎｏｌｏｇｙ。ｅｓｐｅｃｉａｌｌｙ ｔｈｅ ｍｅｔｈｏｄｓ ｏｆ ｒｅｖｉｅｗ，ａｎａｌｙｓｉｓ ａｎｄ ｔｅｓｔ ａｒｅ ｒｅｓｅａｒｃｈｅｄ．Ｉｎ ａｄｄｉｔｉｏｎ，ｔｈｅ ｒｅｑｕｉｒｅｍｅｎｔｓ ｏｆ ｔｈｅ ｄｏｃｕｍｅｎｔａｔｉｏｎｓ ｉｎ ｄｅｓｉｇｎ。ｔｅｓｔ ａｎｄ Ｖ＆Ｖ ｐｒｏｃｅｓｓｅｓ ａｒｅ ｐｒｏｐｏｓｅｄ．Ｔｈｅ ｄｅｖｅｌｏｐｍｅｎｔ ｐｒｏｃｅｓｓｉｎｇ ｍｏｄｅｌ ａｎｄ Ｖ＆Ｖ ｔｅｃｈｎｏｌｏｇｙ ａｒｅ ｗｉｄｅｌｙ ａｃｃｅｐｔａｂｌｅ ｔｏ ｉｎｄｕｓｔｒｉａｌ ｓｐｅｃｉｆｉｃａｔｉｏｎｓ ａｎｄ ｓｔａｎｄａｒｄｓ，ｔｈｅｙ ｐｒｏｖｉｄｅ ｓｉｇｎｉｆｉｃａｎｔ ｒｅｆｅｒｅｎｃｅ ａｎｄ ｇｕｉｄａｎｃｅ ｆｏｒ ｄｅｖｅｌｏｐｉｎｇ ａｎｄ ｃｅｒｔｉｆｉｃａｔｉｎｇ ｏｆ ｄｏｍｅｓｔｉｃ ｄｉｇｉｔｉｚｅｄ ｉｎｓｔｒｕｍｅｎｔ ａｎｄ ｃｏｎｔｒｏｌ ｓｙｓｔｅｍｓ ｃｏｎｆｏｒｍｉｎｇ ｎｕｃｌｅａｒ ｓａｆｅｔｙ ｇｒａｄｅ． Ｋｅｙｗｏｒｄｓ：ＡＰＩ￣Ｏ Ｎｕｃｌｅａｒ ｐｏｗｅｒ ｐｌａｎｔ Ｄｉｇｉｔｉｚｅｄ ｉｎｓｔｒｕｍｅｎｔ ａｎｄ ｃｏｎｔｒｏｌ ｓｙｓｔｅｍ Ｖｅｒｉｆｉｃａｔｉｏｎ ａｎｄ ｖａｌｉｄａｔｉｏｎ（Ｖ＆Ｖ） Ｖ ｍｏｄｅｌ