CPR1000核电厂安全级DCS研究

红沿河核电一期工程ＤＣＳ系统安装的实践与探索作者：杨卿来源：《现代企业文化·理论版》2009年第15期摘要:DCS系统安装是核电建设的一个关键路径。

文章主要是站在DCS安装专业的角度,阐述了红沿河核电一期工程DCS系统在合同签订、计划制定、上游设计、施工准备、安装施工、检查验收、设备保护等方面的实践与探索,详细说明了与安装相关的应特别关注的各类问题及经验总结。

关键词:CPR1000;核电机组;DCS系统中图分类号:F407文献标识码:A文章编号:1674-1145(2009)23-0131-02一、红沿河DCS系统简介(一)红沿河核电机组类型CPR1000全称是中国改进型压水堆核电技术,是中国核动力研究设计院与中广核合作,在法国法玛通M310技术版本基础之上,进行引进、消化、吸收并结合20多年来的渐进式改进和自主创新形成拥有自主品牌的“二代加”百万千瓦级压水堆核电技术。

目前我国核电事业正在高速发展,按照国家《核电中长期发展规划》,到2020年,我国核电装机容量将达到4000万千瓦,同时在建1800万千瓦,占电力总装机容量的4%。

目前国家已批准建设的CPR1000核电机组已达十几台。

三代核电技术AP1000在中国推广之前,它将成为中国核电的主力堆型。

红沿河核电一期工程的四台百万千瓦机组采用的就是CPR1000核电技术路线。

(二)红沿河核电DCS系统1.核电控制系统。

从我国已经建成的核电厂来看,早期建设的核电厂都是以模拟量组合单元仪表为主的控制系统。

这些系统相对于DCS系统来说使用效率较低,而且维护成本高。

现阶段应用比较典型的核电全数字化仪控系统有:日本的日立等公司开发的Nucamm-90系统、法国法玛通公司的N4控制系统、美国西屋公司的Eagle21+WDPFⅡ系统,以及我国田湾核电站及岭澳二期核电站所采用的德国西门子公司的Teleperm XP+XS系统等。

2.红沿河核电机组的DCS系统简介。

核电厂安全级DCS在研制过程中的质量管理核电厂安全级DCS（数字控制系统）是核电厂安全运行的重要保障，其研制过程中的质量管理至关重要。

为了确保核电厂安全级DCS的质量，需要严格执行质量管理体系，确保设备的性能稳定可靠，以应对极端工况和突发事件。

本文将从质量管理的角度，探讨核电厂安全级DCS在研制过程中的关键环节与要点。

一、研制过程中的质量管理体系建立在核电厂安全级DCS的研制过程中，首先需要建立完善的质量管理体系，确保各个环节的质量得到有效控制。

这一体系应包括质量管理手册、质量体系文件、质量控制计划、检验标准和程序文件等，以确保研制过程中的各项活动均受到有效的质量控制和管理。

具体来说，研制过程中的质量管理体系应包括以下几个方面：1、质量目标：明确核电厂安全级DCS的质量目标，以及与之相关的要求和标准，确保研制过程中的各项工作都围绕质量目标展开。

2、质量责任：明确各个部门和人员在研制过程中的质量责任，确保每个人都充分认识到质量对于核电厂安全级DCS的重要性。

3、质量控制：建立符合国家标准和行业标准的质量控制程序和检验标准，确保产品的质量得到有效控制。

4、质量改进：建立质量改进机制，对研制过程中出现的质量问题进行分析和解决，以确保产品质量的持续提升。

5、质量审核：定期进行内部和外部的质量审核，及时发现和纠正研制过程中的质量问题，确保产品符合相关标准和要求。

二、关键环节的质量管理在核电厂安全级DCS的研制过程中，存在许多关键环节需要进行严格的质量管理，以确保产品的性能和安全可靠。

这些关键环节包括：1、设计阶段：在设计阶段，需要对产品的功能和性能进行充分的论证和验证，确保产品的设计满足相关的安全标准和要求。

还需要对设计过程进行严格的质量控制，避免设计错误引入到产品中。

2、研发阶段：在研发阶段，需要对产品的核心技术进行严格的质量控制，确保产品的性能稳定可靠。

还需要对研发过程进行有效的质量管理，确保研发过程中的各项活动都符合相关的标准和要求。

Nuclear Science and Technology 核科学与技术, 2019, 7(3), 78-82Published Online July 2019 in Hans. /journal/nsthttps:///10.12677/nst.2019.73011The Design and Implementation of Interface Software in CP1000 Nuclear Power PlantFull Scope SimulatorFei Li, Xueyan Hou, Kan Zhang, Binyue YuChina Nuclear Power Operation Technology Corporation, LTD., Wuhan HubeiReceived: June 17th, 2019; accepted: July 2nd, 2019; published: July 9th, 2019AbstractSince DCS technology is going to become more mature in Chinese Nuclear Power Plants (NPP), with this advanced simulation DCS technology in FSS, we can implement some support functions, such as V & V in Plant DCS, optimization HMI, configuration of logic in Level 1 and Level 2. The CP1000 FSS used FSIMPlus + TRISIMPlus + ADACS_N DCS simulation system. This report describes the design and realization scheme of DCSFSS interface software. In the development process, the method of object-oriented modeling and modular program design was adopted. Using API and Socket network communication, other technologies were used to realize Simulator Control Functions and data transfer between RINSIM simulation platform and DCSFSS.KeywordsFSS, DCSFSS, Stimulation, IPSCOM, HMICP1000核电厂全范模拟机中DCSFSS接口软件的设计与实现李飞，侯雪燕，张侃，于宾跃中核武汉核电运行技术股份有限公司，湖北武汉收稿日期：2019年6月17日；录用日期：2019年7月2日；发布日期：2019年7月9日摘要数字化仪控系统DCS在我国的核电厂已成熟应用，采用这种先进的DCS仿真技术的全范围模拟机，能够李飞等实现对机组DCS系统进行功能验证、人机界面优化、一二层逻辑组态等技术支持功能。

CPR1000核电机组DCS信号采集通道分配设计优化摘要：CPR1000核电机组DCS采用三菱METLTAC 安全级DCS系统以及广利核HOLLiAS-N非安全级DCS。

本文以CPR1000核电机组主控室控制权限切换信号采集通道分配设计优化为例，介绍了相关信号采集通道分配的设计优化过程及其对机组运行带来的影响。

关键词：通道分配设计优化单一故障并列冗余1 背景概述DCS信号采集通道分配的合理性，可直接影响到系统的防单一故障能力及在线维护性能。

系统在CPR1000核电机组上投用过程，同时也是信号采集通道分配设计合理优化的过程。

CPR1000核电机组主控制控制权限切换信号在DCS的通道分配，在设计起初并没有完全考虑到单一故障影响，未采集最合理的分配方案，在后期的系统测试阶段该问题被暴露出来，信号通道的不合理分配会使其在单一故障情况下，危及机组的安全稳定运行。

2 CPR1000核电机组主控室控制权限切换功能介绍2.1 控制权限切换功能概述CPR1000核电机组可以通过对主控室后备盘（BUP）上切换开关的操作，实现主操作站（KIC）和后备盘控制权限的切换，以满足机组在特定工况下的KIC/BUP控制切换操作要求。

KIC操作模式和BUP操作模式的切换开关按照以下规格设计：A/B两列各3个开关（A列为KSC901/903/905CC，B列为KSC902/904/906CC）；切换开关都被放置在BUP-06盘上；开关种类采用模块化类型；切换信号同时送专设安全功能机柜和继电器机柜。

以A列为例，当这三个开关中任意两个（3取2）切至BUP模式时，主控室的控制权由KIC切换至BUP。

“切换信号同时送专设安全功能机柜和继电器机柜”，前者用于软件部分的控制切换，后者用于硬件部分的控制切换（本文只涉及软件部分）。

2.2 专设安全功能机柜（ESF）部分介绍ESF为并列冗余CPU结构每列拥有I和II两个CPU系统，每系CPU均包含独立的I/O卡件，进行各自独立的运算，运算结果做“或”和“与”处理。

CPR1000核电项目DCS质量位传递的分析及优化摘要：本文结合在某在建CPR1000 核电项目的实际调试中遇到的质量位传递故障解决处理经验，分析了DCS内部质量位传递相关情况，故障分析及优化方案。

本文可作为解决CPR1000 后续项目的DCS质量位传递问题的参考。

关键词：质量位；传递；优化前言DCS，即所谓的数字化仪控系统，是以计算机、网络通讯为基础的分布式控制系统的系统。

数字化仪控系统已被广泛应用于国内各个核电机组，CPR1000 核电扩建项目的DCS 系统按照不同的安全等级划分为核安全级（1E）及非安全级（NC）两部分。

安全级DCS采用三菱公司的MELTAC平台，非安全级DCS采用广利核的HOLLiAS-N平台。

1 CPR1000 DCS传递特点质量位是指信号的综合质量，也就是说质量位可以判断信号有效或无效，因此通常把DCS信号中传输此信息的字节叫做质量位。

在安全级DCS MELTAC平台标准设计中，所有算法和信号都参与质量位传递。

所以，如果POL的输入信号有不可靠信号，那么它的输出也包含不可靠信息，安全级DCS的质量位通过非安全级网关传递给非安全级DCS，非安全级DCS侧的网关通过对来自安全级DCS信号的解析，最后参与相关运算或者传递到KIC显示。

而在非安全级DCS HOLLiAS-N平台标准设计中，并不是所有的信号都参与质量位传递，而是根据实际需求，需要给某些质量位单独赋值传递。

2 质量位传递问题分析在调试人员做除氧器液位变送器试验期间，按照实验内容现场模拟2mA信号至ADG001MN应该触发ADG018KA报警，而试验结果并没有触发ADG018KA报警。

经分析，ADG001MN为4-20mA电流信号，现场模拟2mA信号ADG001MN超量程应该质量位坏，ADG001MN坏点依据设计文件如图1应该触发ADG018KA报警。

核实相关组态如图2，在逻辑组态ADG_AD03页（24#控制站）ADG001MN赋值给AB4ADG_4ADG_AO02（控制柜间硬接点），通过AB4ADG_4ADG_AO02传递到对侧控制柜ADG_AD04页（19#控制站）参与相关控制和报警。

2012年8月第24期科技视界SCIENCE &TECHNOLOGY VISION 科技视界Science &Technology Vision0引言随着分散控制系统(DCS)的快速发展,DCS 所具有的开放性、高可靠性、快速性和可操作性逐步被认可,常规火电厂普遍采用DCS 作为综合控制系统。

DCS 是分散控制系统(Distributed Control System)的简称,它是一个由过程控制级和过程监控级组成的,以通信网络为纽带的多级计算机系统,其基本思想是分散控制、集中操作、分级管理、配置灵活、组态方便,大大增加了电厂控制的可靠性[1-3]。

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、集中监控与管理[4]。

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[5-7]。

核电站控制系统由安全级DCS、非安全级DCS、专用控制系统等3部分构成。

核电站控制系统设计应遵循如下原则:单一故障、多样性、独立性、冗余性等。

考虑安全性,核岛控制系统设置了部分硬接线的控制按钮和显示仪表,安全保护系统采用A、B 2个系列,4个保护通道,执行“4取2”逻辑。

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,其中安全级DCS 采用日本三菱电机的MLETAC 系统,非安全级DCS 采用和利时的HOLLIAS-N 系统。

本文将对安全级DCS 系统进行研究。

安全级DCS 主要是由RPC,ESFAC,SLC,ARC,CCMS 以及SRC 等系统组成。

RPC 系统主要完成停堆保护功能,ES⁃FAC 和SLC 系统主要完成安全专设功能,CCMS 主要完成堆芯状态监视功能,而SRC 主要执行模拟量部分的SR 功能和部分手操功能。

CPR1000核电站TG控制系统与DCS网络通讯故障分析作者：李宁张敏王秀秀来源：《科技视界》 2014年第18期李宁张敏王秀秀（辽宁红沿河核电有限公司，辽宁大连 116001）【摘要】本文对国内在建CPR1000核电站调试过程中发现的TGC（汽轮机控制、保护系统）与DCS（数字化控制系统）网络通讯模件冗余切换问题进行了分析和研究，避免影响机组控制状态，确保了机组的长期安全稳定运行。

【关键词】TGC系统；DCS系统；冗余；分析0 引言目前，国内在建CPR1000核电站TGC基本采用法国ALSTOM的P320 V2+控制系统。

TGC系统通过两套通讯模件（L101、L101_S）、两台光电以太网转换器（S8000）及两台就地操作员站（即网关站C10-1、C10-2）与DCS进行网络通讯，以实现汽轮机控制及保护功能在DCS操作员站进行显示和操作。

因此TGC与DCS网络通讯正常与否对汽轮机正常运行有直接影响，在机组安全运行过程中具有重要意义。

1 通讯协议及过程建立1.1通讯协议TGC与DCS采用IEC60870-5-104通讯协议，用于适应和引导电力系统调度自动化的发展，规范调度自动化及远动设备的技术性能。

该协议采用标准传输协议子集的IEC 60870-5-101的网络访问，将IEC 60870-5-101标准用于TCP／IP网络，通过以太数据网实现TCP客户端DCS 侧控制站和TCP服务器端TGC侧被控站的通信，通信过程中可互发起通信。

1.2 过程建立TGC与DCS通讯建立采用平行冗余的以太网连接，通讯结构图如图1所示。

根据TCP／IP协议连接方式充分保障了上述通讯的可靠性。

TGC侧被控站和DCS侧控制站双方都使用固定的TCP端口号，每一个TCP地址由一个IP地址和一个端口号组成，作为连接判断的依据和激活数据传输。

2 TGC和DCS冗余通讯方案分析2.1 冗余方案关注点正常工况下，因故障导致DCS或TGC发生通讯模件冗余切换，在无扰切换后仍能保证指令下传和数据上传功能，要关注如下几点：2.1.1 可能引起DCS侧主从通讯模件的切换；2.1.2 可能引起TGC侧主从通讯模件的切换；2.1.3 可能引起操作权限的切换（Remote模式：在主控室通过HMI进行操作；local模式：在就地机柜侧进行操作）。

核电厂安全级 DCS 系统信息安全设计研究发布时间：2023-03-08T01:54:41.911Z 来源：《当代电力文化》2022年20期作者：信宏伟付宇[导读] 本文主要为了提升核电厂安全级DCS系统的信息安全性，设计研发一种基于网关，信宏伟付宇海南核电有限公司海南昌江 572733摘要：本文主要为了提升核电厂安全级DCS系统的信息安全性，设计研发一种基于网关，并且集访问控制、完整性校验、入侵检测和安全报警为一体的安全防护系统，由此使得核电厂的DCS系统信息安全性能能够得到优化提升，进而为确保核电厂稳定运行奠定良好基础。

关键词：核电厂；安全级；DCS系统；信息安全设计1 引言随着我国核电事业的不断发展，核电厂规模也在逐年扩大，为了能够保证核电厂机组能够顺利投入运行，则必须要保障核安全以及确保核电厂机组运行稳定。

其中，核电厂 DCS系统是保障核电厂机组安全稳定运行的重要基础设施，然而在现阶段的 DCS系统中出现了很多不同类型的安全问题。

例如，由于系统网络中存在大量冗余信息和设备故障的可能性，则容易导致网络故障以及数据丢失等现象发生。

此外，由于 DCS系统中可能会出现大量的设备以及软件问题导致无法进行正常运行，进而影响到核电厂机组稳定运转。

因此，为了能够保障核安全和确保机组稳定运行，则必须要对 DCS系统内部所存在的各种安全问题进行有效预防和处理，以下将对核电厂安全级DCS系统信息安全设计进行分析：2 NASPIC网关NASPIC网关是一个基于 Linux的虚拟机软件，能够对整个安全级 DCS系统进行实时监控，在此基础上可结合多种功能模块如防火墙、入侵检测以及报警等，实现对系统的实时监控。

NASPIC网关主要实现了安全防护和数据加密功能，通过 NASPIC网关应用软件进行配置和管理。

其主要涵盖以下方面功能：2.1 安全防护功能1）在系统运行过程中，对服务器进行审计；2）在登录或操作时进行验证；3）对数据库信息及用户信息的保护。