核电站数字化反应堆保护系统中央处理器负荷率分析与测试

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。

热控专业考试(试卷编号1101)1.[单选题]如果弹簧管压力表传动机构不清洁，将使其 ( )A)零点偏高；B)回程误差大；C)量程下降。

答案:B解析:2.[单选题]潮湿场所、金属容器及管道内的行灯的电压不得超过( )V,行灯应有保护罩,其电源线应使用橡胶软电缆。

A)12B)24C)36答案:A解析:3.[单选题]4mA~20mA输入通道,用信号发生器( )输入大于上限20mA或小于下限4mA的测试信号,工程师站及操作员站的CRT应能显示超量程。

A)直接B)快速C)缓慢答案:C解析:4.[单选题]严禁对( )设备的旋转、移动部分进行清扫、擦拭或润滑。

擦拭设备的固定部分时,不得将抹布缠在手上。

A)停运B)运行C)检修答案:B解析:5.[单选题]总屏蔽层及对绞屏蔽层均( )接地。

A)必须B)不宜C)禁止答案:A解析:6.[单选题]在易燃、易爆区周围动用明火或进行可能产生火花的作业时,必须办理( ),经有关部门批准,并采取相应措施方 可进行。

A)动火工作票B)安全交底C)施工工作票答案:A解析:7.[单选题]高处作业是指在距坠落高度基准面( )及以上有可能坠落的高处进行的作业。

A)1mB)2mC)3m答案:B解析:8.[单选题]监控系统的主要设备应采用冗余配置,服务器的存储容量和中央处理器负荷率、系统响应时间、( )、抗于扰性能等指标应满足要求。

A)事件顺序记录分辨率B)网络负荷率C)对时功能答案:A解析:9.[单选题]一弹簧管压力表出现了非线性误差，应( )。

A)调整拉杆的活动螺丝；B)改变扇形齿轮与拉杆夹角；C)A与B两者同时调整。

答案:B解析:10.[单选题]操作酸、碱管路的仪表、阀门时,应做好防护措施,不得将面部( )法兰等连接件。

A)正对B)侧对C)背对答案:A解析:11.[单选题]用于( )的重要单点测点信号,取样及测量管路必须独立,禁止和其他测点混合使用。

A)报警B)显示C)保护、调节答案:C解析:12.[单选题]机组一次调频的负荷响应速度应满足,燃煤机组达到( )目标负荷的时间应不大于15s。

NPP数据的总结一、引言近年来，随着新能源的发展和应用，核电站成为了世界各国能源结构调整的重要组成部份。

核电厂的运行数据对于评估其性能和安全性至关重要。

本文旨在对某核电厂（以下简称NPP）的数据进行总结和分析，以便更好地了解其运行情况和潜在问题。

二、数据来源本次总结所使用的数据来自NPP的运行记录和监测系统。

这些数据包括发电量、负荷率、燃料利用率、事故和故障记录等。

数据的时间跨度为过去五年，即从2022年至2022年。

三、发电量分析根据数据统计，NPP在过去五年内的年发电量呈逐年增长的趋势。

其中，2022年的发电量为X万兆瓦时，2022年增至X万兆瓦时，2022年再次增长至X万兆瓦时，2022年达到X万兆瓦时，2022年进一步增加至X万兆瓦时，2022年则达到X 万兆瓦时。

发电量的增长表明NPP的运行效率和稳定性逐渐提升。

四、负荷率分析负荷率是评估核电厂运行效率的重要指标之一。

根据数据显示，NPP在过去五年内的负荷率整体呈上升趋势。

2022年的负荷率为X%，2022年增至X%，2022年再次增长至X%，2022年达到X%，2022年进一步增加至X%，2022年则达到X%。

负荷率的提高表明NPP的发电能力得到了有效的提升，能够更好地满足电力需求。

五、燃料利用率分析燃料利用率是评估核电厂燃料利用效率的重要指标。

根据数据统计，NPP在过去五年内的燃料利用率整体呈稳定的趋势。

2022年的燃料利用率为X%，2022年为X%，2022年为X%，2022年为X%，2022年为X%，2022年为X%。

燃料利用率的稳定表明NPP在燃料利用方面具备较高的效率，能够更有效地利用燃料资源。

六、事故和故障记录分析事故和故障记录是评估核电厂安全性的重要依据。

根据数据显示，在过去五年内，NPP的事故和故障数量整体呈下降趋势。

其中，2022年记录了X起事故和故障，2022年减至X起，2022年再次下降至X起，2022年达到X起，2022年进一步减少至X起，2022年则仅有X起。

*,核评价库的-.群中 子 能 群 结 构 多 群 数 据 库*,+(这种能群 结 构 既 能 较 为 充 分 地 捕 捉 压 水 堆堆 芯 内 的 中 子 能 谱 特 点(又 不 会 为 堆 芯 规 模 的高 保 真 计 算 带 来 过 重 的 计 算 负 担(符 合 程 序 的应用堆型定位'E?$#C 程序数据库 包含各 类核素共计 ),+ 余 种(基 本 覆 盖 了 程 序 目 标 应 用 对 象 的 燃 料 )慢 化 剂!冷 却 剂 )毒 物 )结 构 材 料 及 相 关 燃 耗 链 核 素 (考 虑 了 锕 系 核 素 )裂 变 产 物 核素)可燃 吸 收 体 核 素 的 裂 变)俘 获)"8()8#!
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中国核动力研究设计院 核反应堆系统设计技术重点实验室四川 成都!0(+)('
摘要E?$#C 程序是由中国核动力研究 设 计 院 新 近 研 发 的 基 于 全 堆 芯 确 定 论 非 均 匀 输 运 理 论 体 系 的 数字化反应堆软件该软件从多群数据库的截面与 共 振 数 据 出 发采 用 改 进 子 群 方 法 刻 画 有 效 共 振 截 面的复杂非均匀效应采用二维一维或准三维特征线方法开展堆芯层面非均匀输运 计 算 目 前 该 程 序 的定态微观问题计算能力已建 立 完 毕 数 值 结 果 显 示E?$#C 程 序 对 于 商 用 压 水 堆 相 关 基 准 问 题 具 有良好的计算精度和效率 关键词数字化反应堆共振计算全堆输运!"#$ 基准题E?$#C 程序 中图分类号F=')!!! 文献标志码$!!!文章编号(+++V01'()+))+)V+''-V+1 84/(+J;.',_OWJ)+)(J_LTbHA8J+1+)

3. 外围设备
外围设备是计算机控制系统的特有设备。主要包括过程输入/输出通道及显 示报警设备等。输入通道的任务是把反映生产过程工况的各种物理参数转 换为电信号并及时地送往主机。它应具有如下基本功能： (1) 通道中有模拟量、开关量和频率量等传送设备以传送各种形式的信号； (2) 具有使多个参数逐个按序或随机取样等方式输入的功能； (3) 具有模-数(A/D)转换功能，使模拟量转换成相应数字量送往主机。 输出通道将主机输出的二进制信号转换为适应各种执行机构的信号(模拟量 信号和开关量信号)，用来控制执行机构的动作。因此它必须有模拟量和开 关量等不同形式的输出设备。同时一个主机通常要控制许多个执行机构， 这就需要通道具有输出分配的功能。 显示和报警装置用于让操作人员及时了解生产过程的实际工况，并在出现 异常及危及正常生产和安全时，主机能及时地告诉操作人员，以便采取预 防措施。
NS
无
QA3或工业QA
核电厂安全设备分级
GB/T 15474对不同安全级别的系统和设备在功能、可 靠性、性能、耐环境能力和QA/QC五个方面提出了不同的 原则性的要求。 1E级是最高安全级别。 对1E级系统的基本要求：满足单一故障准则，采取冗 余、独立性、多样性、定期试验等措施。 对1E级设备的根本要求是除了满足常规性能要求外还 要满足高可靠性（质保措施和设备鉴定）和特殊性能（耐 辐照、抗地震、耐高能环境）要求。 现有标准主要是对1E级系统或设备的，没有对SR级的 专门标准，所以对SR级系统或设备，只能参照采用1E级或 NS级。
若干名词解释 序列
核电站专设安全设施系统应该设置几个序列的问题因总体 安全概念及每个序列的容量不同而变，如：
美，法及我国，不论是2个环路，3个环路，4个环路的核电 站只设置了2个序列100%容量（即2×100%）的专设安全设施。

(19)中华人民共和国国家知识产权局(12)发明专利申请(10)申请公布号 (43)申请公布日 (21)申请号 201710271555.3(22)申请日 2017.04.24(71)申请人 中广核工程有限公司地址 518124 广东省深圳市大鹏新区鹏飞路大亚湾核电基地工程公司办公大楼申请人 中国广核集团有限公司(72)发明人 白涛　陈卫华　席望　谷鹏飞　叶王平　刘伟　何亚南　梁慧慧　王升超　唐建中　熊伟　(74)专利代理机构 深圳市顺天达专利商标代理有限公司 44217代理人 蔡晓红　柯夏荷(51)Int.Cl.G05B 23/02(2006.01)(54)发明名称一种核电站数字化反应堆保护系统的测试方法及系统(57)摘要本发明公开了一种核电站数字化反应堆保护系统的测试方法，包括：随机选取核电站的一个运行工况及所述运行工况下的一个场景或事故；根据所选的运行工况和所述运行工况下的场景或事故生成第一测试用例，以使数字化反应堆保护系统触发保护动作；随机选择所述保护动作有效或失效，以生成第二测试用例使数字化反应堆保护系统继续触发保护动作，直到当前的测试过程覆盖一条完整的场景或事故序列为止。

本发明还公开了一种核电站数字化反应堆保护系统的测试系统。

本发明通过构建较为真实的反应堆保护系统操作剖面，能够有效提高数字化反应堆保护系统的测试效率、测试的充分性和有效性。

权利要求书3页 说明书11页 附图3页CN 107132837 A 2017.09.05C N 107132837A1.一种核电站数字化反应堆保护系统的测试方法，其特征在于，包括：随机选取核电站的一个运行工况及所述运行工况下的一个场景或事故；根据所选的运行工况和所述运行工况下的场景或事故生成第一测试用例，以使数字化反应堆保护系统触发保护动作；随机选择所述保护动作有效或失效，以生成第二测试用例使数字化反应堆保护系统继续触发保护动作，直到当前的测试过程覆盖一条完整的场景或事故序列为止。

2010年05月28日13:25:04查看数：162 摘要在总结不同时期核电站仪表控制系统应用特点和发展趋势的基础上，以两座典型的核电站全数字化仪控系统为例，结合核电站仪控系统的特点及设计准则，进行详细的系统结构和功能分析，并提出我国新世纪核电站数字化仪控系统的改造与设计思路。

关键词过程控制DCS 智能化以太网现场总线核电站的仪表和控制系统是核电站的重要组成部分，机组的安全可靠、经济运行已经在很大程度上取决于仪表控制系统的性能水平。

从我国已经建成的和在建的核电工程来看，核电站的仪控系统经历了三个阶段。

第一阶段是以模拟量组合单元仪表为主的控制系统，如正在运行的我国300 MW秦山核电站主控制系统应用的FOXBORO公司的SPEC200组装仪表，大亚湾2×980 MW核电站主控制系统采用的Baily 9020系统也属于这一类。

其模拟量仪表采用小规模集成电路运算放大器为基础的元件来控制，逻辑量仪表采用继电器等硬逻辑电路来控制。

因而系统所需要的仪表控制器件数量多，运行操作管理和维护工作任务重，大部分采用手动操作，主控室布局也显得较大。

第二阶段是以模拟量和数字量混合运用的主控制系统，这一类实际是核岛系统仍采用小规模集成电路运算放大器为基础的模拟量元件来控制。

而部分常规岛和辅助系统采用PLC自动控制系统，结合软件自诊断技术、冗余技术和网络通信技术，减少很多硬接线和就地控制柜，提高了系统运行可靠性。

刚刚建成的广东岭澳核电站（2×980 MW）仪表控制系统就属于这一类。

第三阶段称为全数字化仪表控制系统，它将应用成熟的常规电站分布式控制系统（DCS）加以改进并移植过来，全面应用在常规岛、BOP、核岛部分，构成核电站全新数字化仪表控制系统。

现阶段应用比较典型的全数字化仪控系统有：日本日立等公司开发的NUCAMM－90系统、法国法马通公司N4控制系统、ABB公司的NUPLEX80 系统、美国西屋公司的Eagle21 WDPFⅡ系统以及我国在建的田湾核电站所采用的德国西门子公司的TELEPERM XP XS系统等。

核电站运行的基础知识目录1. 核电站概述 (3)1.1 核能的特性 (3)1.2 核电站的基本组成 (5)1.3 核电站的发电原理 (6)2. 核燃料与反应堆 (7)2.1 核燃料的种类 (8)2.2 核燃料的处理与储存 (9)2.3 反应堆的类型与设计 (11)3. 核反应堆操作与控制 (13)3.1 反应堆启动与运行 (14)3.2 反应堆冷却剂系统 (15)3.3 反应堆控制系统的功能 (16)4. 核能安全 (17)4.1 核事故的原因与分类 (18)4.2 核电站的紧急响应与事故处理 (20)4.3 核电站的安全标准与监管 (21)5. 核废料处理与核燃料循环 (23)5.1 放射性废物的处理 (24)5.2 者其他二次放射性废物的处理 (26)5.3 核燃料循环与乏燃料管理 (27)6. 核电站的环境影响 (28)6.1 辐射环境监测 (30)6.2 核电站周边环境影响 (31)6.3 环境保护措施及法规 (32)7. 核电站的建设与维护 (34)7.1 核电站项目的规划与设计 (35)7.2 施工技术与安全管理 (37)7.3 核电站的日常维护与检修 (39)8. 全球核能发展概况 (41)8.1 各国核电站的发展状况 (42)8.2 核能的国际合作与政策 (44)8.3 核能的未来发展趋势 (45)9. 核电站运行中的问题与挑战 (46)9.1 模型不确定性与测量误差 (48)9.2 冗余与容错设计 (49)9.3 人工智能在核电站安全管理中的应用 (50)10. 结语与展望 (51)10.1 核电站运行的未来 (53)10.2 对核电站运行人员的发展要求 (54)1. 核电站概述核电站是一种利用核裂变反应产生高温，进而带动蒸汽产生动力推动的发电设施。

与火力发电站不同，核电站不依靠燃烧化石燃料，而是利用铀等核燃料的原子核裂变释放的巨大能量。

在这个过程中，核燃料在控制棒的作用下进行核裂变，释放出大量热能。

由 于 CENTER 工 程 的 功 能 尧 系 统 构 成 尧 运 行 方 式 等 均与核电厂存在显著差异袁 因此袁 其反应堆保护系统 的设计在系统架构和功能特点等方面都与核电厂有所 不同遥
反应堆保护系统实时监测与反应堆安全有关的物 理参数袁 探测这些参数的变化袁 在需要时触发安全系 统动作袁将反应堆转入并保持在安全状态遥 在总体上袁 反Biblioteka 堆保护系统主要包括如下 3 方面功能院
渊1冤总体性标准院 - HAF 201 研 究 堆 设 计 安 全 规 定 - HAD102 / 10 核 电 厂 保 护 系 统 及 有 关 设 施
- GB / T 4083 核 反 应 堆 保 护 系 统 安 全 准 则 - GB / T 5203 核 反 应 堆 安 全 逻 辑 装 置 特 性 和 检 验 方法 - GB / T 5204 核 电 厂 安 全 系 统 定 期 试 验 与 监 测 - EJ / T 603 研 究 堆 安 全 系 统 准 则 - GB / T 13626 单 一 故 障 准 则 应 用 于 核 电 厂 安 全 系 统 - GB / T 13627 核 电 厂 事 故 监 测 仪 表 准 则 渊2冤设备设计标准 - HAD102 / 16 核 动 力 厂 基 于 计 算 机 的 安 全 重 要 系 统软件 - NB / T 20060 核 电 厂 安 全 重 要 仪 表 和 控 制 系 统 隔 离准则 - NB / T 20054 核 电 厂 安 全 重 要 仪 表 和 控 制 系 统 执 行 A 类功能的计算机软件 - IEEE 7 - 4 . 3 . 2 核 电 厂 安 全 系 统 中 数 字 计 算 机 的 准则 - RCC - E 压 水 堆 核 电 站 核 岛 电 气 设 备 设 计 和 建 造 规则 渊3冤试验与验证标准 - HAD102 / 02 核 电 厂 的 抗 震 设 计 与 鉴 定 - HAF . J0053 核 设 备 抗 震 鉴 定 试 验 指 南 - GB / T 12727 核 电 厂 安 全 系 统 电 气 设 备 质 量 鉴 定 - EJ / T 1197 核 电 厂 安 全 级 电 气 设 备 质 量 鉴 定 试 验 方法与环境条件 - RG 1 . 180 安 全 相 关 的 仪 表 和 控 制 系 统 电 磁 和 无 线电频率干扰评估准则 - IEEE 1012 系 统 和 软 件 的 V&V 2.2 系统总体方案 与目前核电厂中大量采用四重冗余的保护系统架 构 不 同 [ 1 ] 袁 由 于 CENTER 工 程 试 验 堆 具 有 固 有 安 全 性 高尧 运行周期短等特点袁 为了降低系统不必要的复杂 性和建设成本袁 本项目在保护系统设计中总体上采用 了三个冗余的保护通道和两个冗余专设逻辑系列的结 构遥 为了满足单一故障准则袁 保护系统的自动保护功 能 处 理 部 分 包 含 三 个 保 护 组 渊 保 护 组 I 尧 保 护 组 II 和 保 护 组 III 冤 和 两 个 逻 辑 系 列 渊 A 系 列 和 B 系 列 冤 袁 紧 急 停 堆系统相关的信号采集及逻辑处理在三个保护组内实 现袁 专设安全设施驱动系统的功能由保护组和逻辑系 列共同实现遥 为了应对软件共模故障袁 还配置了旁通 数字化部分的手动控制手段和基于模拟技术的第二停 堆安全监测逻辑装置遥 自动保护功能所需的现场传感器信号 渊含模拟量 输入/开关量输入/铂电阻温度计信号冤 首先被送至保 护 仪 表 预 处 理 系 统 渊 PIPS 冤 袁 由 PIPS 机 柜 中 的 信 号 供 电/采 集/隔 离/分 配 模 块 处 理 后 送 至 保 护 组 处 理 机 柜 渊 RPC 冤 中 遥 在 RPC 中 袁 现 场 信 号 将 在 进 行 必 要 的 处 理 后 渊 例 如袁开方袁滤波袁超前-滞后等冤与保护定值进行比较从 而产生用于保护系统逻辑表决的野局部脱扣冶信号遥 对于紧急停堆功能袁该野局部脱扣冶信号除了参与 自身所属保护组的逻辑表决之外袁 同时通过光纤网络 送至其他两个保护组遥 由于每个保护组均采取这种处 理方式袁 从而每个保护组都能获得与传感器冗余度相 当的野局部脱扣冶信号遥 然后袁每个保护组对这些野局部 脱扣冶 信号进行逻辑表决袁 产生通道级的紧急停堆信

AP1000核电站数字化反应堆保护系统冀焕青【期刊名称】《自动化与仪表》【年(卷),期】2013(028)002【摘要】三代核电技术AP1000将是我国今后长期发展的核电技术,已经过美国核管理委员会最终设计批准,应用于浙江三门1000MW核电站.AP1000核电站核反应堆设计采用先进的非能动安全技术与数字化反应堆保护系统.该文介绍了AP1000核电站反应堆保护系统的数字化仪控平台Common Q、反应堆保护系统的总体结构和设计特点等方面的内容.%AP1000 nuclear power plant was chosen as the next generation nuclear power plant in China. AP1000 final design has been approved by U.S. nuclear regulatory commission and applied in Sanmen 1000MW nuclear power plant in Zhejiang province.AP1000 uses advanced passive safety technology and digital reactor protection system. This paper introduces the digital instrument and control platform Common Q、reactor protection system general architecture and design characteristics.【总页数】6页(P11-15,60)【作者】冀焕青【作者单位】中广核工程公司设计院上海分院,上海 200030【正文语种】中文【中图分类】TP277【相关文献】1.田湾核电站数字化反应堆保护系统可靠性分析 [J], 周海翔;王卫国2.核电站数字化反应堆保护系统旁通设计研究 [J], 姚芝强3.核电站数字化反应堆保护系统中央处理器负荷率分析与测试 [J], 汪绩宁4.核电站数字化反应堆保护系统停堆响应时间分析 [J], 郑伟智;李相建;朱毅明5.秦山核电站反应堆保护系统数字化改造后的特点 [J], 何瑾因版权原因，仅展示原文概要，查看原文内容请购买。

核电数字化保护系统控制器研究摘要目前，国际上核电仪控系统已经发展到第三代，新一代的核电仪控系统采用数字化技术，提高了核电站运行的安全性和可靠性。

我国正处于核电事业的发展阶段，不仅需要新建数座百万千瓦级的核电站，还急需将原有的部分老化的仪控系统更新换代。

因此，发展我国自主设计的核电仪控系统有着极其重要的意义。

控制模件是整个保护系统中十分重要的组成部分，控制模件首先完成数据信号采集后的预处理和数值正确性的确认，然后，根据反应堆紧急停堆系统和专设安全系统分别设定的限值产生是否到达限值的逻辑信号，再分别进行必要的逻辑运算，最后产生反应堆紧急停堆系统断路器和专设安全系统驱动装置的启动信号。

安全可靠的控制模件对于降低核电厂各种事故造成的经济损失，尤其是重大的安全事故，起到非常重要的作用。

所以说安全可靠的控制模件是实现安全仪控系统功能的前提条件。

为了保证核级数字化设备达到足够的可靠性，除了设备本身（包括相应的硬件和软件）的高可靠性外，还在很大程度上取决于系统的设计，包括它的技术方案、体系结构等。

作为保护系统中设计较为复杂的组件，控制模件系统的设计不光要考虑自身的运行情况，还要为I/O 组件、通信组件等提供必要的接口和通信协议。

本文在遵循核级仪控设备的设计准则的基础上，比较国外保护系统控制模件的设计方案，采用当今计算机领域先进的技术，提出了一种基于先进中央处理器的控制模件，通过可编程逻辑器件连接处理器和系统部件的设计方案。

文章首先对核级控制模件系统的功能需求进行分析，提出了模块化的设计方案，并对各模块进行了详细的功能说明。

其次，在基于模块设计的基础上，阐述了采用先进计算机技术的控制模件系统硬件架构设计方案，并给出了完整的设计电路。

最后，对于控制模件中比较重要的任务调度设计了一种较为可行的方法。

核电保护系统的控制模件系统设计在我国还处于一个空白阶段，希望通过本论文中的控制模件的开发，为我国核电仪控系统的自主化设计提供一些思路。

第 ３６卷第 ８期 ２０１９年 ８月
计算机应用与软件 ＣｏｍｐｕｔｅｒＡｐｐｌｉｃａｔｉｏｎｓａｎｄＳｏｆｔｗａｒｅ
Ｖｏｌ３６ Ｎｏ．８ Ａｕｇ．２０１９
核反应堆数字化设计全面集成模型研究
张 亮
（核工业计算机应用研究所 北京 １０பைடு நூலகம்０４８）
摘 要 采用企业架构（ＥＡ）方法建立核反应堆数字化设计与科研试验的业务架构，进一步规划 ＩＴ系统架构。 在解决传统“信息孤岛”问题基础上，着眼于实现核反应堆设计过程中信息、资源的共享与集成，将孤立的管理、 设计、验证等过程整合成一个有机的整体。提出数字化设计整体集成层次结构图，从而构建核反应堆数字化设计 全面集成模型，并在某型号反应堆自主设计条件保障项目中得到了应用。 关键词 核反应堆 数字化设计 全面集成模型 企业架构 中图分类号 ＴＰ３ ＴＭ７ Ｆ２７５．３ 文献标识码 Ａ ＤＯＩ：１０．３９６９／ｊ．ｉｓｓｎ．１０００３８６ｘ．２０１９．０８．０２０
（３）基础研究层：基础研究层是反应堆设计的基 础，包括了中子物理研究、热工水力研究、辐照技术研 究、反应堆材料研究、安全分析等专业，通常在基础研 究方面要开展大量的材料和燃料研究、热工流体和物 理试验［３］。
２ 数字化设计全面集成模型
２．１ 数字化设计 ＩＴ系统规划
反应堆设计业务架构分析之后，对数字化设计进 一步“架构规划”，包括应用架构、数据架构和 ＩＴ技术 架构，形成 ＩＴ系统架构，如图 ２所示。
ＣＯＭＰＲＥＨＥＮＳＩＶＥＩＮＴＥＧＲＡＴＥＤＭＯＤＥＬＦＯＲＤＩＧＩＴＡＬＤＥＳＩＧＮＯＦＮＵＣＬＥＡＲＲＥＡＣＴＯＲ
ＺｈａｎｇＬｉａｎｇ
（ＣｏｍｐｕｔｅｒＡｐｐｌｉｃａｔｉｏｎＩｎｓｔｉｔｕｔｅｏｆＮｕｃｌｅａｒＩｎｄｕｓｔｒｙ，Ｂｅｉｊｉｎｇ１０００４８，Ｃｈｉｎａ）

安全级数字化反应堆保护系统设备鉴定技术冯雪;俞磊【摘要】反应堆保护系统是核电站的中枢神经,是核电站安全运行的重要保障手段.随着科技的快速发展,以数字化反应堆保护系统代替模拟式保护系统已逐渐成为全球主流.随着国内数字化反应堆保护系统自主化研发的起步,针对数字化反应堆保护系统的可靠性和安全性的试验鉴定技术已成为我国核电发展的新课题.以相关法规、标准、技术报告为基础,结合从事该行业多年的实践经验和国内试验机构试验条件的现状,系统地介绍了一套针对安全级数字化反应堆保护系统设备鉴定的技术.技术包括鉴定方法、鉴定项目、鉴定样机硬件和软件功能选取原则及其代表性、配合鉴定样机功能测试的辅助测试支持系统、试验验收准则以及鉴定试验过程中的注意事项等,为从事安全级数字化反应堆保护系统研究的技术人员提供了一套可操作的安全级保护系统鉴定指导方案.【期刊名称】《自动化仪表》【年(卷),期】2018(039)009【总页数】4页(P90-93)【关键词】设备鉴定;数字化反应堆保护系统;鉴定样机;电磁兼容;验收准则【作者】冯雪;俞磊【作者单位】国核自仪系统工程有限公司,上海 200241;上海工业自动化仪表研究院有限公司,上海 200233【正文语种】中文【中图分类】TH868;TP2060 引言核电站对核安全有特殊的安全要求。

反应堆保护系统是保证核电站在异常工况下能够紧急停堆并维持核电站处于安全停堆状态的安全级系统。

其必须在核电站正常、异常工况下始终保持功能和结构的完整性。

因此，反应堆保护系统的安全分级为安全级。

目前，国内外核电站反应堆保护系统大多采用传统的模拟控制系统。

随着科技的快速发展，以分散控制系统为设计理念的数字化控制系统逐渐在常规火电厂、化工等工控领域推广、应用。

其具有开放性、高可靠性、快速性和可操作性等优点[1]。

随着数字化仪控系统使用经验的积累以及技术成熟度的逐步提高，其可靠性也得到全面的提升。

核电站反应堆保护系统采用数字化控制系统技术已成为主流。

94核电工控系统的协议解析与行为审计核电工控系统的协议解析与行为审计Protocol An a lysis a n d Behavior Audit in Nuclear Power In dustrial Con t rol System胡梁眉(岭澳核电有限公司，广东深圳518000)李实(浙江国利网安科技有限公司，浙江宁波315000)朱航潇王柱刘一宁施燕飞(浙江中控技术股份有限公司，浙江杭州310000)摘要：随着信息化和智能化的深度融合，在核电站生产效率提高地同时，也给原有的工控网络环境带来了一定的风险和威胁。

分析了当前核电站DCS系统的安全现状，阐述了工控协议解析及行为审计的实用性、必要性。

以西门子AS620B 自动化系统为例，从协议识别和深度解析两方面对该系统使用的SINEC H1协议进行协议解析,得到了SINEC H1协议的识别方法，完成了报文内关键字的提取，结合操作行为进行语义推测，进而实现对该核电站DCS系统内的工控行为审计，满足保安全区域边界的安全审计要求。

关键词：核电站；西门子AS620B自动化系统；SINEC H1协议解析;行为审计随着核电工业控制系统的产业升级袁信息化和智能化深度融合的快速发展，核电站的生产效率得到了大幅度提高遥但由于我国核电行业与欧美等核工业发达国家的相比起步较晚，而且部分核电站的工控系统设计、运行已经超过10年，系统设计阶段网络安全的考量较少。

在逐渐开放的网络环境中，工业控制系统暴露岀的网络安全问题也对核电站的安全产生了一定的威胁，如2003年美国Davis Besse核电站、2010年伊朗布什尔核电站和德国Gundremmingen核电站都遭受了不同程度的网络攻击，被迫停止运行［1］遥故建设和完善工业控制系统的网络安全防护体系是网络安全工作的重中之重。

其中，完成对工控协议的深度解析与工控系统的行为审计是必不可少的一部分。

1核电站DCS系统安全防护现状1.1核电站DCS系统在我国核电站的仪表及控制系统中袁大多新建电站采用全数字化DCS(Distributed Control System)技术，即过程控制级分散配置。

PROFIBUS现场总线在核电中的应用摘要：在日益兴起的核电中，核测量装置是反应堆控制保护系统的核心装置,是实现堆芯内中子通量快速、准确、有效测量的必备手段,是反应堆安全运行的重要基础和保证。

针对反应堆核测量装置的高可靠性数字化通讯需要以及测量装置的具体要求、前技术发展以及工业领域的应用情况，开发了一种以PROFIBUS 总线为基础的冗余通讯网络，并设计了一种基于冗余PROFIBUS总线的通讯接口模块，初步实现了核测量装置与PROFIBUS现场总线通讯网络的连接,实现反应堆核测量装置的数字化。

核测量装置需要将采集到的测量数据和自身的状态通过通讯接口传送到总线上,同时通过通讯接口从总线上接收发送给自己的数据(如校准数据、修改定值等)和命令(如诊断命令指令等)实现特定的功能。

为了满足核测量装置的高可靠性通讯要求,采用了PROFIBUS总线技术,并在该技术的基础上进行了扩展,使之成为冗余总线,以实现安全可靠的数字化通讯。

关键词：反应堆、核测量装置、PROFIBU、冗余通讯。

§1 PROFIBUS现场总线协议及选用§1.1 PROFIBUS协议现场总线是20世纪80年代中期随着计算机、控制、通信和网络等技术的进步在国际上发展起来的,它应用在生产现场,实现微机化测量设备之间的双向串行多节点数字通信,被称为开放式、数字化、多节点通信的底层控制网络。

Profibus是ProcessFieldBus的缩写,它适应了工业控制系统向分散化、网络化、智能化方向的发展,一经产生便成为全球工业自动化技术的热点,受到全世界的普遍关注,已成为应用广泛、技术成熟的国际标准现场总线之一,广泛应用于加工制造、过程和楼宇自动化等领域。

PROFIBUS根据应用特点分为PROFIBUS-DP、PROFIBUS-FMS、PROFIBUS-PA3个兼容版本。

§1.1.1 PROFIBUS-DP协议PROFIBUS-DP以DIN19245的第一部分为基础,经过优化的高速、廉价通信网络,适用于自动控制系统和设备级分散I/O之间通信。