核电站数字化保护系统设计研究
变电站数字孪生技术应用探究
变电站数字孪生技术应用探究摘要：变电站作为电网构架中不可或缺的组成部分，对电网的安全稳定运行起着举足轻重的作用。
随着变电站技术的发展，智慧变电站是以原有的智慧型变电站设计经验为基础，进行全面的优化提升。
在进行此项工作落实的过程中，势必要以人工智能技术、大数据技术、云计算技术、移动互联网技术及物联网技术等技术的应用来实现全面整合，并通过搭配先进的传感技术来进行优化升级，进一步降低运检人员的工作压力，有效确保运行设备的安全稳定，对未来的发展而言具有十分重要的意义。
关键词：智慧变电站；数字孪生技术；应用引言当前社会经济可持续发展的需求下，以新能源为主体的新型电力系统“双高”“双峰”特征凸显，亟待运用数字化技术手段面对电力系统平衡和安全稳定的挑战。
数字孪生技术融合了物联网、大数据、建模仿真、人工智能和自动控制等技术，实现现实与虚拟空间的映射交互，正推动全社会进入数字化时代。
数字孪生变电站是数字孪生电网最基础、最重要的组成部分，通过构造与实体变电站对应的数字变电站，推进变电运检和管控智能化、数字化，奠定电网数字化转型基石。
数字孪生变电站能够深入挖掘电网数据资产价值，实现智能运维、精准作业和远程协作等，实现“数”与“智”的融合，通过推动数字电网建设，使新型电力系统更好地服务于“双碳”目标。
1数字孪生技术内涵近年来，得益于物联网、大数据、云计算和人工智能等新一代信息技术的发展，数字孪生的实施已逐渐成为可能。
现阶段，除了航空航天领域，数字孪生还被应用于电力、船舶、城市管理、农业、建筑、制造、石油天然气、健康医疗和环境保护等行业[1]。
数字孪生技术以数字化方式在虚拟空间建立物理实体的多维度、多时空尺度、多学科和多物理量的动态虚拟模型，实时反映物理实体在真实环境中的属性、行为和规则等，从而实现物理信息空间的映射、交互和融合。
将孪生技术应用到智慧变电站中，并以数字化优化为基础，实现对孪生技术的升级。
在系统构建的过程中，以智能机器人的应用实现搭载传感器，并通过监测手段的落实，实现对变电站内的所有电气设备进行数据资源的确认[2]。
核电厂安全级DCS系统可靠性参数测试方案的分析和计算
核电厂安全级DCS系统可靠性参数测试方案的分析和计算许标;刘明星;韩文兴;彭勇;张庆;吴礼银【摘要】拒动概率(PFD)和误动率(MTTFS)是核电厂安全级数字化控制系统(DCS)的关键参数,该可靠性参数测试是安全级DCS的关键测试项目.本文针对2004系统架构安全级DCS系统的拒动概率和误动率两个可靠性参数,依据相关的标准和原理,对2004系统的可靠性参数值进行分解和计算,得到系统单通道的拒动概率和误动率可靠性参数,为系统的可靠性参数测试提供了合理、可行的方案,同时也为安全级DCS复杂架构系统的可靠性参数测试方案的分析提供了可依据的参考方法.【期刊名称】《仪器仪表用户》【年(卷),期】2018(025)011【总页数】4页(P86-88,101)【关键词】拒动概率;误动率;2004;可靠性【作者】许标;刘明星;韩文兴;彭勇;张庆;吴礼银【作者单位】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;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;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;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;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;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【正文语种】中文【中图分类】TP2730 引言当前，核电厂安全级DCS迅速发展，评估核电厂安全级DCS可靠性相关方面的研究也引起了人们广泛地关注。
其中，系统拒动概率和误动率作为衡量核电厂安全级DCS系统可靠性及其性能的关键指标，系统的可靠性参数通过理论分析和计算满足指标要求后，如何通过实验的方式，有效、可行地验证核电厂安全级DCS系统的可靠性参数，无疑是一项具有重大意义的研究[1]。
至于如何来对系统的系统拒动概率和误动率实施可靠性验证测试，目前国际上尚未有统一的参考标准提供指导支持，以至于现阶段国内外的核电行业内对安全级DCS系统测试的设备设计厂家寥寥无几，跟据相关的调研文献表明：阳江5、6号核电站对系统的拒动概率实施的测试次数9.4×104次[2]；CPR1000核电项目未对系统拒动概率进行测试；高温堆核电项目系统的拒动概率实施测试次数，对每个保护变量执行105次[3]，至于系统的误动率可靠性参数，除了阳江5、6号核电站在拒动和可用性测试中观察、检测系统的误动现象，其余两个项目均无对系统的误动率进行分析和测试。
VVER机组堆外核测系统维护管理及优化
VVER机组堆外核测系统维护管理及优化摘要：本文介绍了VVER型机组堆外核测系统结构组成、系统特点、维护项目，与其他堆型机组的堆外核测系统维护项目的差异进行了简要比较，介绍了堆外核测系统近年来开展的系统优化和维护项目优化工作。
关键词：堆外核测系统；维护项目；系统优化中图分类号：TL375.4 文献标识码：A0引言VVER型压水堆由俄罗斯开发，是当前应用最广的压水反应堆堆型之一。
田湾核电站1-4号机组采用了VVER技术，使用了全数字化仪控系统，其中堆外核测系统（NFME）有着一些独特的设计，本文将介绍田湾核电站NFME系统的设计特点和维护项目，并介绍近几年对系统的优化改进情况。
1系统概述1.1系统结构NFME系统由俄罗斯SNIIP-SYSTEMATOM公司设计供货，其组成设备包括：中子探测器、转换单元、辅助单元、信息处理机柜、信息存储机柜、信息显示和控制设备等。
NFME系统量程范围为（1.0*10-8~120）%额定功率，由5个种类的中子探测器实现监测。
分别是物理启动量程、换料监测量程、源量程、启动与工作量程、工作量程[1]。
具体探测器分类见表1。
表1 中子探测器分类名称类型监测范围数量通量密度（n/(cm2*s))功率（%额定功率）物理启动量程氦计数管3.0*10-3~5.0*102首次启堆使用4换料监测量程裂变室1.0~1.0*106换料期间使用6源量程BF3计数管4.0*10-2~4.0*1031.0*10-8~1.0*10-43启动与工作量程裂变室1.0~1.0*106脉冲方式5.0*106~2.0*109电流方式1.0*10-6~1.0*10-11.0~120.16工作量程伽马补偿电离室1.0*104~2.0*1091.0*10-3~120.08NFME系统采用全数字化信息处理机柜，分为8个功能模块：功率周期监测与保护、局部参数保护（LPPE）、反应性监测、换料监测、轴向功率分布监测（PDME）、模拟器、工控机、冗余电源。
核电厂优选模块设计研究
Study on Priority Logic Manage Module of Nuclear Power Plants
Liu Bin, Liu Mingxing, Liang Jian, Xu Biao
(Nuclear Power Institute of China, Chengdu, 610000, China) Abstract：Priority logic manage module is an important component of Nuclear Advanced Safety Platform of Instrument and Control(DCS), which is the key of the Priority Actuate system. The main function is the priority logical processing of equipment actuating signals from different systems, and to drive equipment such as valves and pumps of Engineered Safety Features Actuation Cabinets and Engineered Safety Features Supporting system, as well as to send the state of field device by the network interface of the module to the ESFAS. The priority logic manage module is the key point to ensure the safe operation of nuclear power plants, and to realize the post-accident protection. In order to improve the security and reliability of the module, the CPLD technology was applied in the design, and the triple redundant fault-tolerant architecture was adopted in hardware design, By the analysis of the reliability modeling and function verification, the feasibility of the module scheme has been proved. Key words：CPLD； priority logic manage； nuclear power plants
TXS详细介绍_20151008
Teleperm XS系统介绍1TXS系统发展历史反应堆控制和限制系统演化步骤：1968年：TELEPERM B系统特点：硬接线逻辑、晶体管；1973年：TELEPERM C系统特点：硬接线逻辑、集成电路；1978年：ISKAMATIC A系统特点：硬接线逻辑、集成电路1981年：TELEPERM ME特点：可编程逻辑1996年：TELEPERM XS系统特点：可编程逻辑、获得KTA、IEC、IEEE认证、自测试和自动化重复测试反应堆保护系统演化步骤：1968年：DM-System/TELEPERM B特点：硬接线逻辑（集成电路）、故障安全、获得KTA认证1981年：EDM-System TELEPERM C 8000R特点：硬接线逻辑（集成电路）、故障安全、获得KTA认证TELEPERM XS系统特点：可编程逻辑、获得KTA、IEC、IEEE认证、自测试和自动化重复测试2TXS系统架构TXS系统是一个分布式、冗余的计算机控制系统。
一般由3或4个独立冗余的数据处理通道，每一通道有2或3个操作层，这些操作层彼此之间不同步。
这样的操作层包含信号采集，数据处理，和驱动信号选择。
这些冗余通道之间利用点对点的光纤通信。
图1-1 TXS系统架构其中L2-bus为Profibus总线（速率为1.5Mbps），H1-bus为以太网总线（速率为10Mbps）。
每一个通道的信号采集层实现了来自核电站现场传感器的模拟、数字信号的采集（如温度、压力等）。
一个信号采集计算机将自己采集到的并且初步处理过的信号分发给下一层的数据处理层。
数据处理计算机实现电站保护功能信号的处理。
如信号在线确认、限定值监控和闭环控制计算等。
数据处理计算机通过处理数据，将输出结果输入到两路独立的优选计算单元。
执行计算机表决过程通常利用最小2值法（或最大2值法）的原则对信号的进行在线确认。
对冗余的测量系统，每一个保护通道使用最小2值法进行测量，并将测量值与设定的最小阈值进行比较，决定局部通道的下限值触发。
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。
(仅供参考)台山EPR介绍
EPRCNPDC(European Pressurised Reactor)2010年4月CNPDC目录概况 设计特点 安全评价综合评述CNPDC概况是改进型压水堆)EPR 是改进型压水堆。
EPR 是在传统压水堆核电站的技术基础上，吸收压水堆设计、建造和运行经验反馈，并采用循序渐进式而不是革新式的设计改进原则渐进式而不是革新式的设计改进原则；)专设安全系统沿用传统压水堆核电站使用的能动安全系统但在系统设计和布用的能动安全系统，但在系统设计和布置上进行了较大改进；CNPDC概况)EPR 还特别注重对严重事故的预防和缓解措施的设计。
EPR 在实际上消除放射性大剂量释放的风险把现场外的应急措施限剂量释放的风险，把现场外的应急措施限制在电站十分有限的范围内；)此外，EPR 还从辐射防护、废物处理、维修改进和减少人为失误风险等方面对运行条件进行了改善。
CNPDC概况-EPR 全厂三维效果图Reactor BuildingFuel BuildingNuclear Auxiliary Diesel Safeguard Building 1Building Building 3+4Waste BuildingSafeguard Building 2+3Safeguard Building 4Diesel Building 1+2C.I.Electrical BuildingOffice BuildingAccess BuildingTurbine BuildingCNPDC概况-主系统CNPDC概况-双层安全壳概况-安全厂房分区CNPDCACNPDCEPR 总体特点)EPR 是改进型压水堆；)EPR 是目前世界上单堆功率最高的压水堆；)4列安全系统和相关系统及多重功能备用使整个电站的安全性和可用率明显提高；)全面考虑了严重事故的防御和缓解，扩展了纵深防御的概念；使用了数字化仪控技术并改善了人机界面)使用了数字化仪控技术，并改善了人机界面。
HTR-PM
HTR-PM球床模块式高温气冷堆核电站HTR－PM（High Temperature modular pebble bed reactor project），属我国十二五重大专项工程。
一，示范工程介绍1．工程概况国家科技重大专项-华能山东石岛湾核电厂高温气冷堆核电站示范工程位于山东省荣成市，由中国华能集团公司牵头组织实施，项目业主单位为华能山东石岛湾核电有限公司。
（2008年10月7日，国家科技重大专项—高温气冷堆核电站示范工程揭牌仪式在北京钓鱼台国宾馆举行）示范工程以我国已建成投运的清华大学10兆瓦高温气冷实验堆为基础，将把我国具有完全自主知识产权的高温气冷堆这一重大高新技术成果转化为现实生产力，是我国建设创新型国家的一项标志性工程，是世界首台具备第四代核能系统安全特性的商用核电机组，将引领世界第四代核电技术发展与进步。
2．组织模式2006年6月，国务院成立了大型先进压水堆及高温气冷堆重大专项领导小组，负责重大专项的推动工作，中国华能集团公司为小组成员单位。
重大专项的承担单位为华能山东石岛湾核电有限公司、清华大学核研院、中核能源科技有限公司。
示范工程建设采用“项目业主全面负责、全厂设计总承包、核岛及其BOP工程EPC总承包、常规岛及其BOP工程业主自主管理、业主主持联合调试”的模式，以充分发挥清华大学的技术优势，并充分利用中核建设集团的核电建设管理及华能集团的常规电站建设管理经验。
3．工程目标按照重大专项总体实施方案，高温气冷堆核电站示范工程建设目标如下：（1）总体目标在2013年建成一座具有我国自主知识产权的20万千瓦级模块式高温气冷堆商业化示范核电站。
（2）技术目标示范工程采用球床模块式高温气冷堆，两套核蒸汽供应系统带一台超高压汽轮发电机组。
1) 发电功率不低于20万千瓦，发电效率不低于40%；2) 机组可利用率不低于80%；3) 设备国产化率不低于75%；4) 达到第四代核能系统的核安全目标，在技术上不需要采取厂外应急措施。