基于FirmSys的三代压水堆核电站核安全级数字化保护系统设计概述

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
24

压水堆核电站基础
压水堆核电站基础
第八章 专设安全系统
核反应堆运行工况与事故分类
按反应堆事故出现的预计概率和可能的放射性后 果，把核电厂运行工况分为四类： 工况Ⅰ——正常运行和运行瞬变 工况Ⅱ——中等频率事件，或称预期运行事件 工况Ⅲ——稀有事故 工况Ⅳ——极限事故
系统与设备（4）
技术安全目标
对于核电厂设计中考虑的所有事故，甚至对于那些 发生概率极小的事故都要确保其放射性后果（如果有的 话）是小的；确保那些会带来严重放射性后果的严重事 故发生的概率非常低。
系统与设备（4）
12
事故的预防和缓解
事故的预防是设计人员和运行人员应尽的安全职责。 为了防止事故的发生，从设计到运行都要贯彻一系列 的安全原则。 合理的设计； 可靠的设备； 各种完善的规程； 运行人员具有良好的安全素养。
事件本身并不是事故。如果附加故障后会导致运行事件、 设计基准事故或严重事故的事件。典型的假设始发事件例 子是设备故障（包括管道破裂）、人员差错、人为事件和 自然事件。
假设始发事件的后果可能较小（如某一多重部件的失 效），也可能很严重（如反应堆冷却剂系统主管道的破 裂）。
设计的主要安全目标在于追求核动力厂所具有的特性能够 保证：大部分假设始发事件的后果较小或甚至无足轻重； 其余的假设始发事件导致设计基准事故，其后果是可以接 受的；而如果导致严重事故，其后果可以通过设计措施和 事故管理加以限制。
带有允许偏差的极限运行，如在允许范围内带 有燃料包壳缺陷或蒸汽发生器泄漏等；
运行瞬变。
系统与设备（4）
4
工况II——中等频率事件（预期运行事件）
常见故障，指在核电厂运行寿期内预计出现一次或数次偏离正常运行的 所有运行过程，即发生频率在10-2次/堆年到1次/堆年。保护系统动作， 反应堆安全停闭，但燃料包壳保持完整性，不会造成燃料元件棒损坏， 系统压力不超过设计值。放射性后果不超过0.001mSv。采取措施后机 组能重新起动。

2021/5/8
核电厂系统和部件的核安全分级
16
安全级 压水堆 1
2 2
2 2 2 2
3 3 3 3 3 3
设备举例
反应堆冷却剂系统中的设备，包括： 反应堆压力容器、主管道和延伸至并包括第二个隔离阀的连接管线，不包括名 义管径<10mm的支管 蒸汽发生器（一次侧） 泵 稳压器 反应堆冷却剂压力边界设备中除属于一级安全以外的设备
(2) 堆芯和安全壳厂房的冷却(包括中 期和长期冷却)；
放射性物质的封存和限制向环境的排 放并控制在规定的限值之内。
2021/5/8
核电厂系统和部件的核安全分级
8
பைடு நூலகம்
第1节 总论
1. 3 设备分级的概念和方法
所谓设备的安全分级，就是从核电厂或
核设施的设备中找出履行上述安全功能的设 备，即所谓“与安全有关”或“对安全是重 要”的设备，并按其执行安全功能的重要性， 分为不同的等级，这就是“设备分级”。其 次应证实这些设备在系统要求的任何可能的 工况下都能可靠地执行其安全功能，这就是 所谓“设备鉴定”。由于核电站的安全在很 大程度上取决于设备的可靠性，因此“设备 分级”和“设备鉴定”对核电站的安全是很 重要的。
2021/5/8
核电厂系统和部件的核安全分级
13
第1节 总论
1. 3 设备分级的概念和方法
1.3.1 确定论方法 一般将核电厂各承压设备物项按照其
所履行的安全功能分为安全1级，安全2级， 安全3级及非安全级。
安全1级就是构成反应堆冷却剂压力边 界的那些设备，其失效会引起失水事故的 物项；
2021/5/8
2021/5/8
核电厂系统和部件的核安全分级
15

19
蒸汽发生器主要参数
壳体材料 管子材料
总高度 外径 U型管束数 一次侧运行压力/设计压力 一次侧运行温度/设计值 蒸汽产量（t/h)台 蒸汽干度 蒸汽压力 蒸汽温度 传热面积 传热管外径×壁厚 干重
单位
m m
MPa ℃ t/h
MPa ℃ m2 mm t
60F－1 A508-III Inconel-690
核电站的系统约200余个，大小设备3万多台件， 涉及设备制造厂商580多家，发展核电必将带动相 关产业和技术的高技术化方向发展。
3
核蒸汽供应系统（NSSS），汽轮发电机组（TG） 和数字化仪控（I&C)是压水堆核电站三大技术关键， 而核岛主要设备（反应堆、蒸发器、主泵、稳压器） 和常规岛的汽轮发电机组又关键的关键。由于它的技 术含量高，技术难度大，一种新型号核电产品设计、 开发、制造定型，蕴藏着含量极高的知识产权。因此， 核电站要真正实现四个自主，核电站的主要设备设计
m mm MPa ℃ m
t 年
MD412 2411 15.5
289/325 64200
193 17×17
3.66 3.73 89 48000 61 4.4 225 17.2 343 12.9 380 60
MD414 3800 15.5
292/328 64200
193 17×17 4.267
3.73 103 48000 61 4.4 225 17.2 343 13.6 420 60
（堆本体结构图）
13
核燃料组件
采用法玛通AFA-3G或西屋公司的 Performance+17×17排列高性能燃料组件：棒经 9.5毫米，高度12英寸或14英尺，包壳材料为M5合 金或锆-铌合金，每个组件有264根棒24根导向管， 1根通量管，8-10层定位格架，上、下管座均为可 拆卸结构。该组件能适应核电站跟踪负荷运行； 堆芯换料周期可延长到18-24个月，平均卸料燃耗 >45000MWd/tU；堆芯热工安全裕量大于15%； 燃料组件在事故工况下能保持可冷却几何形状， 使反应堆处于安全停堆状态。

某三代核电站防排烟系统设计摘要本文从系统设计基准、设计要求、设备设计要求及系统运行四个方面对某三代核电站防排烟系统的设计进行详细探讨，并对防排烟系统的设计原理及控制方式进行具体描述，尤其对主控室排烟系统的控制方式进行详细说明，以期对后续核电站防排烟系统设计有一定参考作用。

关键词设计基准设计要求系统运行主控室排烟1概述核电站防排烟系统是减轻火灾二次效应的有效措施[1]，即限制烟气蔓延到不受初始火灾影响的其他地方，减少着火房间的热量，防止火灾的进一步蔓延、设备损坏和可能的爆炸后果。

通过疏散楼梯间防烟系统为工作人员提供安全疏散通道，为消防人员进入提供安全通道。

DFL系统是机械防排烟系统，限制和控制火灾房间烟气的扩散，系统只有在发生火灾时投入运行，在核电站正常运行期间DFL系统均处于停运状态。

DFL系统主要有以下两个特点：DFL烟气控制系统为人员疏散通道加压送风(SFA)，避免失火房间的烟气向人员疏散通道扩散，为人员的疏散撤离，消防人员的进入灭火创造条件。

DFL系统运行在失火房间产生负压，避免烟气向临近的房间扩散，在火灾扑灭后，排出失火房间的烟气，即事故后排烟。

DFL烟气控制系统主要保护HK-,HL-,HNX,HQA,HW-,HD-和HPi厂房。

反应堆厂房由EBA小流量通风系统为人员疏散通道进行加压送风），核废物厂房（HQB,HQT和HQS）防排烟系统由9DFL系统负责。

本文重点论述DFL系统的防排烟系统设计。

2设计基准2.1设备分级2.2单一故障准则DFL系统为非安全级系统，单一故障准则不适用。

2系统设计要求1、DFL系统有两个主要的功能:排烟及SFA加压送风系统。

排烟系统的设计原则是：火灾后将着火区域的烟气排出，通过将SFA区域与着火区之间的门打开进行补风。

排烟风量按照12次/h换气次数进行设计，且需满足100m2防烟分区内的排烟风量至少为3m3/s，但每个防烟分区的最小排烟风量为1.5m3/s。

SFA加压送风系统的设计原则为：人员疏散期间房门关闭情况下保证SFA区域正压在20~80Pa，跟核电厂防火设计规范中要求一致[2]。

核电站安全系统的设计与优化核电站是一种高度复杂的工业设施，为了确保其稳定高效的运行过程，安全系统是非常重要的。

在一个典型的核电站中，安全系统主要由三个部分组成：反应堆安全系统、辅助系统安全系统和安全操控系统。

这些安全系统负责监测和控制核反应堆的各种参数，确保反应堆始终处于正常的运行状态。

正是由于这些安全系统的存在，核电站才能够成为一个安全可靠的能源供应系统。

反应堆安全系统的设计反应堆安全系统是核电站的核心组成部分，主要由重要设施联锁系统（ESF）、核应急系统和防护屏障组成。

ESF是一种在核电站不稳定状态下工作的系统，主要负责控制反应堆的安全状态，包括中子吸收材料、燃料棒温度和压力等参数。

核应急系统是在核能安全事故发生时作为安全措施的备用系统，确保反应堆的正常停机和冷却。

防护屏障则是另一种安全系统，主要用于保护人员和设备免受辐射污染的侵袭。

在设计反应堆安全系统时，需要考虑到各种情况下反应堆的运行状态和变化。

为了确保反应堆始终处于正常运行状态，需要建立各种备用系统，例如冷却系统、蒸汽减压系统、截止装置、反应堆控制系统等。

同时，也需要考虑到反应堆运行过程中可能出现的故障和事故，例如反应堆的堵塞、燃料棒温度过高等。

为了避免这些情况的发生，需要对不同的运行场景进行全面细致的分析，从而设计出最优化的反应堆安全控制系统。

辅助系统安全系统的设计辅助系统安全系统是核电站辅助设施的安全保证，主要包括循环水系统、电气控制系统、照明和通风系统等。

这些系统都是与核反应堆本身直接相关的，因此也需要同样高度的安全保证。

为了确保辅助系统的稳定运行，需要在设计过程中考虑一些关键因素，例如系统的稳定性、电气设备的选择和布置、防雷等措施等。

在设计辅助系统安全系统时，需要特别关注系统中高风险组件的安全性能。

例如，辅助系统中的循环水泵等高压设备可能会在运行过程中产生故障，因此需要设计备用系统以确保正常运行。

同时，对于电气设备的选择和使用，也需要进行严格的规范和标准，以确保设备的可靠性和安全性。

关键词 ：第三代核电；Ａ Ｉ０ ；计算集群 ；并行计算；软件安全 ＰＯ０ 中图分类号 ：Ｔ ２ 文献标识码：Ａ 文章编号：１０ —５ ９（０２ ４０ ９— ２ Ｐ９ ０７ ９９ ２ １）１— １８ ０
一
、
引 言
免机 型和 操作 系统 面 临着停 产或 者淘 汰 的风 险 ，同 时也方 便用 户
术 方案 。 二 、 Ｐ ０ ０ 电燃料 和堆 芯设计 软件 系统 介绍 及其 国产 化面 Ａ １０ 核 临 的 问题
分大 部分 软件 为 串行计 算软 件 ，这远 远不 能满 足 不断 增加 的科 研 需求 ， 同时也 限制 了用 户使用 和 系统 管理 的便利 性 。 通过 提 高 Ｃ Ｕ 主频 和 总线 带宽 是最 初提 供计 算 机性 能 的主 Ｐ 要手 段 ，但是 这一 手段 对系 统性 能 的提高 是有 限的 。接着 研究 人 员通 过增 加 Ｃ Ｕ 个 数和 内存 容 量来 提高 性 能 ，于是 出现 了 向量 Ｐ 机 ，对称 多处 理机（ＭＰ等 。但 是 当 Ｃ Ｕ 的个数 超过 某一 阈值 ， Ｓ ） Ｐ
Ｓ ＭＰ这 些多处 理机 系统 的可扩 展 性就变 的 极差 ，其主 要瓶 颈在 于 Ｃ Ｕ 访 问内存 的带 宽并 不能 随着 Ｃ Ｕ 个数 的增 加而 有效 增长 。 Ｐ Ｐ
核 电燃料 和堆 芯设 计是 Ａ １０ Ｐ ００技术 核 岛设计 的关 键领域 ， 也 是 Ａ １０ Ｐ ００技术 密集 度较 高和技 术更 新最 快 的领 域 。 ２０ 年 从 ０７ 起 ，西屋 电气 公 司逐步 向 国家核 电技术 公司 交付 Ａ １０ Ｐ ００软件 ，
燃 料和 堆芯 设计 软件 是 由西 屋 电气公 司核燃 料和 堆 芯设 计事业 部 开 发和 维护 ，运行 在一 套独立 的 软件系 统平 台之上 。

新型核电站设计与安全管理随着全球能源消耗的不断增加，人们越来越意识到建设清洁、高效的能源系统的重要性。

核能作为一种清洁、高效的能源形式，得到了越来越多的重视。

新型核电站的设计和安全管理也成为了越来越受关注的话题。

一、新型核电站设计的改进传统的核电站存在一些问题，比如说：易发生安全事故、核废料处理成本高、占地面积大等。

为了解决这些问题，新型核电站的设计开始采用更加先进的技术。

1. 三代核电站三代核电站是指采用更加先进的反应堆技术，例如压水堆、沸水堆等，利用氢气和蒸汽的分离作用减少了放射性污染的可能性，大幅度提高了核电站安全性。

2. 模块化核电站模块化核电站是利用生产线工厂化的生产方式，将核电站的各个部件制作成模块，再进行现场组装。

这种方式降低了人工成本和时间成本，同时采用的是更加安全、可靠的部件和装置。

3. 铅冷快堆铅冷快堆是一种新型的反应堆系统，具有安全性高、能量密度大、抗辐射能力强等特点。

它不需要额外的被动安全系统备份，遇到故障可以自行停机，极大程度的降低了发生事故的风险。

以上几种核电站设计方案都采用了更科学、更可靠的核技术，同时在安全、经济上都有了更大的提升，是目前建设新型核电站的热门选择。

二、新型核电站的安全管理新型核电站的安全管理是指全面掌握核电站各个部分的运行情况、隐患和安全状况，并采取相应的措施保证核电站的安全运行。

1. 四层安全壳新型核电站采用了四层安全壳的设计，第一层为压力容器、第二层为防护罩、第三层为安全壳、第四层为防护膜。

这种设计大幅度提高了核电站的安全性，即使出现事故也可以有效地控制辐射泄漏的范围。

2. 自动化控制系统新型核电站的自动化控制系统可以及时监测核电站的运行状态，当出现异常情况时，自动化控制系统会及时做出反应并采取相应的措施。

这种系统可以有效地保证核电站的稳定性和安全性。

3. 安全预案和演练新型核电站会根据核电站实际情况制定相应的安全预案，并进行演练。

这种做法可以有效地提升核电站运营人员的应急处理能力，同时也可以检验核电站的安全预案是否科学、合理。

2019/10/22
核电厂系统和部件的核安全分级
23
第1节 总论
1. 3 设备分级的概念和方法
(3)质量保证等级
物项的质量保证等级的划分可以有两种办法。 第一种办法以物项定位，即一个物项唯一地赋予 一个等级。第二种办法以物项和活动领域(设计、 采购、制造、建造、运行和管理)两者定位，这种 办法可能使同一物项在不同的活动阶段有不同的 质量保证等级。
2019/10/22
核电厂系统和部件的核安全分级
21Biblioteka 第1节 总论1. 3 设备分级的概念和方法
1.3.3 安全等级以外的其他级别 核电厂物项除有其安全等级以外，还有以下3
个级别，即抗震类别、规范等级和质保等级。
(1)抗震类别 应根据物项所执行的安全功能和发生地震时对
物项的特殊要求，按照HAF0215(1)确定物项的抗 震类别。如抗震Ⅰ 类要求承受OBE、SSE载荷， 抗震Ⅱ 类仅要求承受OBE载荷。
要作用排顺序，该法综合考虑以下三点： (1) 该安全功能失效的后果(P1)； (2) 要求执行该安全功能的几率(P2)； (3) 在需要时，不能执行其安全功能的
几率(P3)。
2019/10/22
核电厂系统和部件的核安全分级
18
第1节 总论
1. 3 设备分级的概念和方法
这三个因子的乘积必须低于允许水平 (P=P1×P2×P3)，即要求执行某安全功能的 几率，在需要时不能执行安全功能 的几率以 及该安全功能失效的后果三者的乘积应在允 许的限度内。
设备的等级是根据设备所履行的安全 功能决定的，合适的设备等级应保证：设 备的质量与设备在安全中所起的作用相适 应。
2019/10/22
核电厂系统和部件的核安全分级

压水堆核电厂核安全有关的混凝土结构设计要求下载提示：该文档是本店铺精心编制而成的，希望大家下载后，能够帮助大家解决实际问题。

文档下载后可定制修改，请根据实际需要进行调整和使用，谢谢！本店铺为大家提供各种类型的实用资料，如教育随笔、日记赏析、句子摘抄、古诗大全、经典美文、话题作文、工作总结、词语解析、文案摘录、其他资料等等，想了解不同资料格式和写法，敬请关注！Download tips: This document is carefully compiled by this editor. I hope that after you download it, it can help you solve practical problems. The document can be customized and modified after downloading, please adjust and use it according to actual needs, thank you! In addition, this shop provides you with various types of practical materials, such as educational essays, diary appreciation, sentence excerpts, ancient poems, classic articles, topic composition, work summary, word parsing, copy excerpts, other materials and so on, want to know different data formats and writing methods, please pay attention!压水堆核电厂核安全有关的混凝土结构设计要求1. 引言在压水堆核电厂的设计和建设过程中，混凝土结构的设计尤为关键。

导读：目前，CPR1000核电站应急柴油发电机仪控系统大多由传统继电器和模拟设备搭建而成。

随着继电器老化，系统故障率增高，同型号继电器市场逐渐停产，面临无备件可用的情况。

继电器搭建的系统一旦发生故障，事件无法记录且不可追溯，对运行维护造成很大的不便。

本文旨在充分理解电站业主需求、识别当前应急柴油发电机仪控系统运行中存在的问题、明确数字化改造方案；本文基于广利核的数字化安全级仪控系统FirmSys平台技术和应用经验，提出了数字化改造方案，以提高应急柴油发电机仪控系统的可用性、可靠性，保障核电站安全稳定运行。

1 引言核电站应急柴油发电机组作为 6.6kV应急母线的后备电源，为核电机组实现安全停堆功能所需的中低压核辅助设备供电。

核电站应急柴油发电机控制保护系统目前多采用传统继电器和模拟设备搭建，缺点是系统运行不稳定、故障率较高、维护不方便，已严重影响到柴油机的可用性及核电安全参数指标。

本文分析某核电站应急柴油发电机现状，将基于广利核的安全级仪控系统FirmSys平台技术和应用经验，使用先进的数字化系统进行整体替换，以提高系统可靠性，方便运行和维护。

2 现状分析2.1 典型功能核电站应急柴油发电机控制保护系统主要实现如下功能：（1）1E级控制保护功能，包含应急柴油发电机紧急运行模式下的启动、运行、停机和连锁控制；（2）NC级控制保护功能，包含辅助系统设备控制、定期试验启停、常规跳闸及连锁、报警及事故记录；（3）转速控制功能，实现速度控制，并在转速超过保护阈值后发出保护命令；（4）发电机电压励磁调节功能，实现发电机的电压励磁调节；（5）电气保护功能，实现发电机电气参数测量显示、发电机差动保护与综合故障。

2.2系统架构应急柴油发电机控制保护系统框架如图1所示。

图1 系统框架2.3实现方式（1）继电器柜，主要由瞬态继电器、双稳态继电器、时间继电器组成，用于实现NC和1E控制保护逻辑功能；（2）控制显示盘，主要包含开关、按钮、指示灯、报警光字牌及显示仪表，用于实现参数显示、报警和操作指令功能；（3）速度调节柜，一部分由引擎控制器和超速保护盒组成，实现速度调节和保护输出功能；一部分为事故记录仪和打印机，实现报警记录和打印功能；（4）电压励磁调节柜，实现发电机的电压励磁调节；（5）电气保护柜，实现发电机电气参数测量显示、发电机差动保护与综合故障报警功能。

AP1000是由西屋公司开发得第三代压水堆核电站，而M310是法国珐玛公司通设计得第二代压水堆核电站。

AP1000在系统设计上大量地采用了非能动理念，大大简化了系统，减少了设备数量，提高了机组的安全性和经济性。

AP1000核岛M310核岛在系统和设备上有很大区别，本文以山东海阳核电和广东大亚湾核电为例分别从反应堆冷却剂系统、反应堆辅助系统、专设安全设施三个方面对两个机组的核岛系统设备主要区别作一对比分析。

1.反应堆冷却剂系统区别AP1000与M310的反应堆冷却系统由于同为压水堆，因此在工作原理上是一样的，但是AP1000结合了二代压水堆积累的运行和维护经验，在很多地方设计有很大的改动，如：反应堆布置，反应堆本体及压力容器、主泵等。

1.1反应堆冷却剂系统的系统设计区别AP1000的反应堆冷却剂系统采用了二环路对称布置设计，每个环路由一台蒸汽发生器，两台主泵，一条热管段管道和两个冷管段及相关仪表、系统接口组成。

其中一个环路的热管段与稳压器通过波动管相连接，用来调节系统压力。

在稳压器上接有安全阀及自动卸压系统的前三级，自动卸压系统的第四级卸压管线接在两个环路的热管段上。

正常运行时从反应堆压力容器出口流出来的冷却剂经过一条直径为78.7cm的热管段进入蒸汽发生器，经过蒸汽发生器二次侧给水冷却后由两台直接连接在蒸汽发生器冷侧腔室出口的屏蔽式水泵加压，经过两条直径为55.9cm的冷管段管道注入堆芯。

当需要自动卸压系统动作时前三级卸压管线将蒸汽排到安全壳内换料水箱。

同时当压力仍不能按要求下降时，第四卸压阀自动打开，向安全壳排放蒸汽。

M310的反应堆冷却剂系统由反应堆和三条并联的环路组成，这些环路以反应堆为中心，呈辐射状布置。

每条环路由一台主泵，一台蒸汽发生器、一条热管段管道、一条过渡段、一条冷管道组成。

在其中一个环路的热管段通过波动管与稳压器相连接来调节一回路压力。

稳压器上部同样连有安全阀和卸压管线，当系统超压时稳压器上部的卸压管线将蒸汽排到卸压箱中。

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。

Technological Process浅析核电安全级DCS设计原则及流程杨占杰1艾九斤$李京帅彳（1•中核第四研究设计工程有限公司石家庄050021）（2.中国核电工程有限公司北京100840）摘要：核电站安全级DCS（集散控制系统）设计文件繁多，在工厂制造阶段田湾5号、6号机组项目核电DCS设备出版文件有2500多份。

本文从设计过程和相关设计文件角度介绍了DCS设计整个过程，包括工厂设计阶段的需求设计分析、基本系统设计、软硬件需求设计阶段、软硬件详细设计阶段、产品实现等阶段，为DCS监造和管理提供了參考。

关键词：设计DCS流程Design Principle and Process of Safety Grade DCS in Nuclear Power PlantYang Zhanjie1Ai Jiujin2Li Jingshuai2(1.China Nuclear fourth research and Design Engineering Co.,Ltd.Shijiazhuang050021)(2.China Nuclear Power Engineering Co.,Ltd.Beijing100840)Abstract There are many documents in the design of safety-grade DCS(Distributed Control System)for nuclear power plants.During the manufacturing stage of the plant,there are more than2500published documents of DCS equipment for Nuclear Power Plants of Unit5and6project in Tin Wan.This paper introduces the whole process of DCS design from the point of view of design process and related design documents,It includes the requirement analysis,basic system design,software and hardware requirement design,software and hardware detailed design, product realization and so on.It provides a reference for the management in the process of DCS supervision.Key words Design DCS Process中图分类号：TB497文章编号：2095-2465(2021)03-0014-04文献标识码：BDOI：10.19919/j・issn.2095-2465・2021・03.0051DCS简介DCS的概念就是集散控制系统，利用4C（计算机-Computer,通讯-Communication.显示_ Cathode Ray Tube、控制-Control）技术组成的控制系统，将工业生产等进行集中控制、分散处理。

EPR是法马通和西门子联合开发的反应堆。2001年1月，法马通公司与西门子核电部合并，组成法马通先进核 能公司（Framatome ANP，AREVA集团的子公司）。法国电力公司和德国各主要电力公司参加了项目的设计。法 德两国核安全当局协调了EPR的核安全标准，统一了技术规范。新一代核反应堆EPR已经完成了技术开发层面的工 作，现已进入建设阶段。
截止2009年1月，世界上尚无已投产发电的EPR堆型商业核电站，在建的EPR堆型核电站有法国的弗拉芒维尔 核电站，芬兰的奥尔基卢奥托核电站（Olkiluoto 3）。以及位于中国广东江门的台山核电站。
2.
新一代核反应堆EPR 一、EPR实现了三大目标： 1、满足了欧洲电力公司在“欧洲用户要求文件”中提出的全部要求。 2、达到了法国核安全局对未来压水堆核电站提出的核安全标准。 3、提高核电的经济竞争力，EPR的发电成本将比N4系列低10%。 二、EPR的主要特征 1、EPR是国际上最新型反应堆（法国N4和德国建设的Konvoi反应堆）的基础上开发的，吸取了核电站运行三 十多年的经验。 2、 EPR是渐进型、而不是革命型的产品，保持了技术的连续性，没有技术断代问题。EPR采纳了法国原子能 委员会和德国核能研发机构的技术创新成果。 3、EPR是新一代反应堆，具有更高的经济和技术性能：降低发电成本，充分利用核燃料（UO2或MOX），减少 长寿废物的产量，运行更加灵活，检修更加便利，大量降低运行和检修人员的放射性剂量。
第三代原子能反应堆
欧洲先进压水 堆核电站
核反应堆
1.欧洲先进压水堆发展情况简介
1993年5月，法国和德国的核安全当局提出在未来压水堆设计中采用共同的安全方法，通过降低堆芯熔化和 严重事故概率和提高安全壳能力来提高安全性，从放射性保护、废物处理、维修改进、减少人为失误等方面根本 改善运行条件。1998年，完成了EPR基本设计。2000年3月，法国和德国的核安全当局的技术支持单位IPSN和GRS 完成了EPR基本设计的评审工作，并于2000年11月颁发了一套适用于未来核电站设计建造的详细技术导则。