核电站全数字化仪控系统设计

核电厂仪控系统数字化改造关键要素分析摘要：随着我国经济和社会的迅速发展，对电能的需求量越来越大。

在此过程中，核电厂的建造与使用越来越引起人们的关注。

相比于传统的火电、水电，核能具有低能耗、低污染、稳定运行的特点，能够为区域稳定供电打下良好的基础。

核电厂是利用自身的运行所产生的热能，将蒸汽加热后转化为机械能，以达到发电的目的。

关键词：核电厂；仪控系统；数字化改造；实施策略；关键要素前言：当前，我国正在对核电厂仪控系统进行数字化改造。

根据当前核电厂的实际情况，迫切需求对核电厂的仪控系统系统进行数字化改造。

在对核电厂仪控系统进行数字化改造时，需求对其运行状态、各部件的使用状态、设备与系统的安全性等方面进行综合考虑。

在后续的核电厂仪表与控制系统数字化改造的实施中，改造设计者要保证在系统改造时，有多种备用方案可用，以增加核电企业的实际效益。

一、核电厂仪控系统数字化改造实施策略（一）核电厂仪控系统生命周期管理实践证明，以 EPRI （电气 Power ResearchInstitute）为基础，对核电厂仪控系统进行寿命周期更新，可以在维护和改造之间取得平衡。

在改建规划阶段，要从全局出发，制订仪控系统的全寿命管理方案。

本项目提出了一种以全局规划为基础的改进方案，实现了改进方案的改进，实现了改进方案的改进。

根据IAEA的有关报告，核电厂仪控系统的改造工程可以分为以下阶段：①策略实施又包括了中期的以下阶段，操作与维护与核电厂的生产过程密切相关。

按照不同的工作阶段，不同的责任分工，在开始和结束的过程中，由核电厂的业主来进行，而在设计、开发和生产过程中，则由设备供应商来进行。

应该在运营目标和现有承诺的基础上，结合中长期运营计划、中长期大修计划和财务状况，制订长期的总体改造计划。

所以，需求对现行制度的现状，可能的需求，做一个彻底的调查与评估。

然后对系统进行改造后的效益和成本分析，来决定改造的范围和各个子系统的改造进度。

核电站仪控系统自动化的综合分析赵忻(国核工程有限公司，上海市200233)应用科技B商要]在总结不同时期核电站杈表控制系统应用特点的基础上，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，并论进了核电站数字化仪控系统的发展趋势。

c关壹毫词]核电站；数字化；仪表与控制系统1核电站仪控系统自动化的发展过程核电站仪控自动化的发展大致可分为模拟控制、部分数字化与全数字化3个阶段。

1．1模拟控制核电站控制系统以运算放大器为基础的功能元件；爱及继电器等硬逻辑电路来控制。

主控制室采用模拟控制操作器与显示器、控制开关与按钮，系统所需要的仪表器件数量多，运行操作管理和维护工作任务重。

12以梗j删空制和数字控制混合运用的控制系统这～类的主要模式是模拟保护加部分数字控制与数字保护加模拟控制两种形式。

数字控制主要依托大规模集成电路为基础的数字技术、网络通信技术、CR T显示技术等。

利用这些先进技术形成模拟控制、逻辑控制以及系统保护等综合考虑的网络型分散控制系统，特点是系统所需仪表数量大为减少，大量采用硬件和软件自诊断技术、冗余技术，提高了系统运行可靠性，采用网络通信技术，使系统数据管理更加科学和方便。

13全数字化控制系统全数字式控制系统不仅在常规岛、B O P采用数字技术，而且在核岛部分涉及核安全保护系统等也都采用数字化的控制技术，同时，高级的人胡接口技术、光纤网络技术等新近发展起来的各项技术合理地构成了新一代核电站I&C系统。

全数字化仪表发展的初级阶段，只解决了核电站的仪表更额、控制的准确度与备品备件问题，即只是硬件设备的升级；随后需进行的是利用计算机技术与已有的核电运行经验与数据，实现协调控制和优化控制策略，开发基于知识规Ⅲ0或神经网络理论的、具有诊断能力的智能化报警系统：最终使核电站的仪表与控制完全基于一体化的硬件技术、—体化的软件技术、计算机引导的操作规程，满足认知科学、知识工程与人因工程原则的要求。

DOI：10.16660/ki.1674-098X.2018.19.153核电厂中数字化控制系统设计管理①王刚 熊科(中广核工程有限公司 广东深圳 518124)摘 要：根据我国核电以及核电厂DCS现状发展趋势，DCS在核电项目中设计管理的重要性和必要性已十分凸显，目前DCS项目管理中设计变更往往数额巨大，且进度难以控制，随着EPC工程总承包模式已经成为当前市场上的一种优势的工程总承包的工程总承包形式，EPC总承包模式下的DCS设计管理是一项需要认真对待的课题，本文根据核电建设积累的经验，主要从核电厂DCS设计管理的内容与特点，设计策划管理，设计质量管理，设计变更管理的角度阐明DCS在项目实施中设计管理方法，从设计管理的角度谈如何控制DCS质量，进度，成本。

关键词：核电厂 DCS 设计管理中图分类号：TM62 文献标识码：A 文章编号：1674-098X(2018)07(a)-0153-04Abstract: On the developing trend of nuclear power plants DCS in china, the importance and necessity of DCS design management need to take serious consideration in nuclear power plants construction , as the EPC contracting mode has become an advantage of engineering general contracting mode in the current market, The EPC general contracting mode to DCS design management will be an important subject, According to the nuclear power construction experience, this paper perspective of DCS design management method in the project implementation based on the content and characteristics of the plant DCS design management, design plan management, design quality management, design change management, from the Angle of design management discuss how to control the quality of DCS, schedule and cost.Key Words: Nuclear power plants; DCS; Design management①作者简介：王刚（1985—），男，汉族，宁夏固原人，本科，工程师，从事核电站仪控技术、管理工作。

核电站仪控全数字化改造项目规划和措施研究江丽平发布时间：2021-08-05T02:15:31.297Z 来源：《防护工程》2021年11期作者：江丽平[导读] 在核电站运转过程中，仪控系统发挥着保障性作用，可以将其视为核电站的核心系统。

既往有资料统计，国内既有在役核电站的控制系统日益陈旧，运行阶段故障发生率及运维成本明显增多，实现数字化改造已经是其新时期下发展的主要趋向之一。

核工业工程研究设计有限公司北京 101300摘要：对仪控系统进行数字化改造，能进一步提升核电站运行过程的稳定性，降低维护成本，提高经济效益。

文章首先分析仪控系统数字化改造原因，具体是从老化、功能需求及解决设备部件短缺问题等方面着手；其次，阐述需要改造的软硬件，并设计了具体改造流程；最后以提升系统数字化改造效果为目标，探究几点切实可行的方法措施，以供同行参考。

关键词：核电站；仪控全数字化改造；项目规划；措施探究引言在核电站运转过程中，仪控系统发挥着保障性作用，可以将其视为核电站的核心系统。

既往有资料统计，国内既有在役核电站的控制系统日益陈旧，运行阶段故障发生率及运维成本明显增多，实现数字化改造已经是其新时期下发展的主要趋向之一。

在通讯科技快速发展的大背景下，全数字化仪表系统概念随之生成，其把传统核电站分散式控制系统（DCS）整合至现场总线控制系统（FCS）及PLC中，用于核岛、常规岛等日常运营系统中实现了全程式的控制工程，建成了核电站全数字化仪表系统。

一、核电站全数字化改造的原因（一）老化问题硬件老化问题是仪控系统更新改造的最强大动力。

在设备抵达预期使用寿命时，如果供应商在技术层面上不再对其提供支撑，继续应用相应设备过程中会存在很多安全隐患。

仪控设备的老化问题可以体现在诸多方面，比如供应商的技术支持程度降低、备件不再生产、设备自身功能不完善而不能较好的满足新要求等[1]。

（二）功能发展的现实需求站在理论层面上分析，很陈旧的系统自身的使用功能并不一定处于很低的水平。

压水堆核电站数字化仪控系统典型PID控制设计顾燕春;廖圣勇;王兰兰【摘要】PID controller has been widely used, because of its simple theory, high stability and robustness, along with its convenient operations.Analog control system was used in conventional Nuclear Power Plant(NPP),but Distributed control system(DCS) is playing more and more important role in operation and maintenance of NNP,with the development of DCS .On the basis of Changjiang NPP of Hainan, this paper briefly introduces a single loop and series-wound PID controller implemented on the INVENSYS’IA system. It also proposes a solution to the no-disturbance switch and the direct/reverse action of PID controller faced in the implementation. The research is significant to the reliability of PID controller in the Digital Instrument&Control System of NPP.%PID控制器具有原理简单，稳定性强，鲁棒性好，使用方便的优点而被广泛应用。

核电厂数字化仪控系统配置管理浅析发布时间：2022-07-24T06:59:51.006Z 来源：《中国电业与能源》2022年5期3月作者： 1田青旺 2陈华[导读] 传统的核电厂控制系统配置管理关注于硬件，1田青旺 2陈华国核自仪系统工程有限公司上海 200241摘要：传统的核电厂控制系统配置管理关注于硬件，即关注点是保证设计输出和生产制造流程的变量能够追溯至可识别的成品；核电厂采用数字化仪控系统后，衍生出的软件配置管理更侧重设计流程（交付物是设计输出及中间设计输出）。

RG1.169特别明确配置管理审计包括功能配置审计和物理配置审计两部分。

核电厂数字化仪控系统配置管理的有效实施可以促进交付物的交付质量和及时交付，进一步促进核电厂安全和有效地运行，同时，配置管理的实施也面临着一些挑战[3]。

关键词：核电厂；配置管理；数字化仪控系统；配置项；Configuration Management of Digital I&C System of Nuclear Power plantsTian Qing-wang、Chen HuaState Nuclear Power Automation System Engineering Company, Shanghai 200241Abstract：The traditional Configuration management(CM) of nuclear power plant control systems focuses on hardware, that is, ensuring that the design output and manufacturing process variables can be traced back to identifiable end products. With the introduction of digital instrumentation and control systems in nuclear power plants, the resulting software configuration management focuses more on the design process (the deliverables are the design output and the intermediate design output). RG1.169 makes it clear that configuration management audit includes two parts: Functional Configuration Audit and Physical Configuration Audit.The CM of Nuclare Power Plant offers many benefits in terms of the quality and timely of the deliverable Digital I&C system,and also benefits in terms of the safety and efficiency of the facilities.Key words:Nuclear Power plant; Configuration Management; Digital Instrument and Control System; Configuration Management Item,but there are challenges that could affect the effective implementation of the CM.0 引言配置管理是核电厂工程活动的重要部分，针对安全重要的构筑物、系统和设备，国家核安全法规已经提出与配置管理相关的要求。

核电厂数字化仪控系统信息安全探讨随着信息化时代的发展和全球能源危机的日益严峻，核能作为一种清洁、高效的能源形式受到越来越多的关注。

核电厂数字化仪控系统是核电站的重要组成部分，其安全性的保障具有重要意义。

本文将从数字化仪控系统的构成、信息安全问题以及相应的解决方法三个方面分别探讨核电厂数字化仪控系统的信息安全。

一、数字化仪控系统构成数字化仪控系统（Digital Instrumentation and Control System，简称DICS）是指应用数字化技术，通过微处理器、可编程逻辑器件（Programmable Logic Device，简称PLD）等器材提供分类和控制各个系统的设备。

数字化仪控系统由主要驱动硬件、输入/输出模块、逻辑控制器、数据总线、数据处理器等几个模块组成。

1.主要驱动硬件主要驱动硬件是系统的核心，包括各种处理器、操作系统等，它们能够实现各种算法以及控制模块的运行。

2.输入/输出模块输入/输出模块是用于将各种输入/输出设备与主要驱动硬件连接在一起的设备，包括传感器、控制阀门、执行器等。

3.逻辑控制器逻辑控制器是系统的控制中心，主要是实现数据的实时处理、数据的传输和控制逻辑的建立。

4.数据总线数据总线是连接各个模块和单元的信息传输通道，包括以太网、CAN总线等。

5.数据处理器数据处理器是将数据以特定算法处理成控制信号的设施，其中包括数字信号处理器、逻辑处理器等。

数字化仪控系统具有安全可靠、自动化程度高、运行成本低等优点，但与此同时，其信息安全问题也备受关注。

二、数字化仪控系统信息安全问题数字化仪控系统的信息安全问题主要包括以下几个方面：1.系统漏洞由于数字化仪控系统属于软件设备，其存在大量的软件漏洞，这些漏洞可能导致信息泄漏、系统崩溃等安全隐患。

2.攻击数字化仪控系统处于互联网上，因此受到黑客攻击的风险较高。

针对核电厂数字化仪控系统的攻击，一旦成功，其对系统安全和运行将产生巨大的影响。

第41卷第1期核科学与工程Vol.41 No.1 2021年2月Nuclear Science and Engineering Feb.2021“华龙一号”数字化仪控系统网络安全设计张 冬，张志良，王少华（中国核电工程有限公司，北京 100840）摘要：“华龙一号”首堆示范工程的仪控系统采用安全级（TXS平台）加非安全级（SPPA-T2000平台）组合的全数字化仪控系统。

在工业控制系统网络安全事故频发的背景下，为满足国内外网络安全法律法规的要求，提升核电厂网络安全防护能力，“华龙一号”首次开展了数字化仪控系统的网络安全设计，按照设计要求实施了网络安全防护方案，并通过了核安全监管部门的评审。

本文首先梳理了数字化仪控系统的网络结构和网络接口，分析了数字化仪控系统可能存在的攻击途径以及薄弱环节；然后结合数字化仪控系统结构和边界接口特点，按照《网络安全法》、网络安全等级保护基本要求（GB/T 22239）、核设施网络安全程序（RG5.71）等国内外主流网络安全法律法规要求，从技术防护措施（包括访问控制、审计功能、通信保护、身份识别和认证以及系统加固）和管理防护措施（包括物理环境安全、存储介质管理、人员安全、安全意识和培训、事件响应以及配置管理）两方面阐述了数字化仪控系统网络安全的设计要求和防范措施；最后结合福清56号机组数字化仪控系统网络安全设计和实施过程中发现的不足对后续工作提出了建议。

关键词：网络安全；DCS系统；安全防护；核电厂中图分类号：TL48文章标志码：A文章编号：0258-0918（2021）01-0063-08Network Security Design for the Digital Instrumentation and ControlSystem in Fuqing 5 & 6ZHANG Dong，ZHANG Zhiliang，WANG Shaohua（China Nuclear Power Engineering Co.，Ltd.，Beijing 100840，China）Abstract：In the demonstration project using HPR1000 technology, I&C system uses all digital control system, including two parts: safety system TXS and non-safety system SPPA-T2000.In the context of the frequent occurrence of industrial control system network security accidents, in order to meet the requirements of domestic and foreign network security laws______________________收稿日期：2020-08-17作者简介：张冬（1985—），男，山东荣成人，高级工程师，硕士，现主要从事核电厂仪控系统方面设计和研究63and regulations and improve the network security protection capabilities of nuclear power plants, HPR1000 carried out the digital I&C system network security design for the first time, in accordance with the design requirements, the network security protection plan was implemented and passed the review by the nuclear safety supervision department. Firstly, this paper introduces the network architecture and interface of DCS system, analyze the possible attack channel and weakness; Secondly, according to DCS system architecture and interface feature, the basic requirements of security level protection (GB/T 22239), nuclear facility network security procedures (RG5.71) and other domestic and foreign mainstream network security laws and regulations, from technology measurements (including access control, audit functions, communication protection, identity recognition and authentication and system reinforcement) and management measurements (including physical environment security, storage media management, personnel security, security awareness and training, incident response and configuration management) expounded on the design requirements and preventive measures of digital instrument control system network security; Finally, combined with Fuqing 5&6 project experience in the network security design and implementation of the digital I&C system, provide suggestions for follow-up work.Key words：Security；DCS system；Provision；Nuclear power plant核电厂的安全性一直是公众关注重点，随着数字化仪控系统DCS的普及应用，网络安全已经成为核电厂整体安全性能的重要组成部分。

核电厂安全级数字化仪控系统通信隔离设计
张源;崔泽朋;孙武;赵兵
【期刊名称】《核科学与工程》
【年(卷),期】2022(42)2
【摘要】核电厂仪表和控制系统被称为核电厂的“神经中枢”,对保障核电厂的安全稳定运行安全具有关键作用,是核电厂的重要组成部分。

本文依据核电厂相关设计标准要求及参考核电厂的应用需求,提出一种核电厂安全级数字化仪控系统通信隔离设计方法,该方法针对安全级网络通信常见的两种通信方式——点对点通信和多节点通信,在安全级系统内部、安全级系统与非安全级系统之间分别设计独立于处理单元的通信模块,该通信模块本身属于安全级设备,采用异步通信、定制的双端口RAM及确定性的通信协议等方法;在多节点通信中采用双环路拓扑和节点旁路等机制来满足安全级通信隔离设计要求。

通过搭建典型工程样机和专家独立工程评审,验证了本方案在工程应用中的正确性和可行性。

【总页数】6页(P329-334)
【作者】张源;崔泽朋;孙武;赵兵
【作者单位】中核控制系统工程有限公司
【正文语种】中文
【中图分类】TL48
【相关文献】
1.核电厂数字化仪控系统通信网络分析
2.核电厂数字化仪控系统通信网络分析
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4.核电厂安全级数字化仪控系统设备鉴定样机的设计\r方法及实践
5.核电站数字化仪控安全级报警系统设计与应用
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52Column专栏"核电仪控核电厂数字化仪控系统全范围模拟机仿真方式研究及应用Research and Application on Simulation Modes of Nuclear Full Scope Simulator for Nuclear Power Plant Digital Control System★北京广利核系统工程有限公司张登超，高连国，方国辉摘要：仿真方式在核电厂数字化仪控系统全范围模拟机研究、培训、设计等方面中起着重要作用。

本文以阳江二期全范围模拟机为例，研究分析了逻辑控制层levell 采用虚拟实物仿真方式、人机界面监控层level2采用实物仿真方式、KDS系统采用翻译仿真方式；结合现场应用情况，从精度、逼真度、稳定性、经济性、维护方面对比国内之前某核电站全范围模拟机的优缺点，得出当前采用的仿真方式易维护、成本降低约50%、逼真度达到95%,且更稳定。

可为后续开发更先进DCSFSS数字化仪控系统提供重要的参考价值。

关键词：核电；全范围模拟机；FSS；仿真方式Abstract：The simulation mode plays an important role in the research,training and design of the full scope simulator of the digital I&C system in nuclear power plant.Taking Yangjiang Phase II full scope simulator as an example,this paper an a lyzes the logic control levell employing virtual physical simulation mode, man-machine in t erface mon itori ng leve!2emplo y ing physical simulation mode, and KDS(Diversity Actuation System)system employing translation simulation bined with field application situation, the advantages and disadvantages of the full scope simulator of a nuclear power plant before in China were compared from the aspects of accuracy,fidelity, stability,economy and maintenan ce.It is con eluded that the current simulation method is easy to maintain, the cost is reduced by about50%,the fidelity is up to 95%,and it is more stable.It can provide important ref e re n ee value for the subseque nt developme nt of more advaneed DCSFSS digital I&C system.Key words：Nuclear power;Full scope simulator;FSS; Simulation ways 1引言核电仿真机对核电厂运行、人员培训等起着重要作用。

核电厂数字化仪控系统的发展及应用分析本文介绍了核电厂仪表与控制系统的发展进程，说明采用DCS+PLC+FCS 技术是未来核电发展的新趋势。

并以江苏田湾核电厂为例，介绍了数字化仪控技术在核电厂基建时期、运行和维修期间的优越性。

标签：核电厂；控制系统；模拟量；数字量；DCS1 前言仪表和控制系统作为现代核电厂的核心部分，对核电厂的安全稳定运行起着至关重要的作用。

纵观核电厂的发展进程，核电厂的数字化进程大致分为三个阶段：第一阶段，以模拟量组合单元仪表作为控制系统，如深圳大亚湾核电厂主控制系统所采用的Baily9020系统[1]；第二阶段，随着计算机技术的迅猛发展，当前核电厂也大多采用了集散控制系统DCS（Distributed Control System），如江苏田湾核电厂所采用的Teleperm-XP仪控系统；第三阶段，电厂最新采用的则是现场总线控制系统FCS（Fieldbus Control System），是数字化仪控系统的典型代表。

2 仪控系统的特点介绍与分析2.1 模拟量仪表控制简介早期核电厂均以模拟量组合单元仪表作为控制系统。

模拟量仪表通过小规模集成电路来控制，逻辑量仪表则通过硬逻辑电路来控制。

对于整个大型核电厂来说，由于所需控制的器件数量巨大，且需操作员手动来执行控制，这严重影响机组的运行维护效率和经济性。

随着电厂的运行，设备在高温、高压、强中子辐照情况下服役，模拟量仪表老化问题日益突出，这严重影响核电厂的安全稳定运行。

这种情况下，更需研发和应用安全性与经济性更高的控制仪表。

2.2 集散控制系统DCS简介集散控制系统通过将模拟量仪控技术和计算机技术相结合，一方面继承了模拟量仪控的“点对点控制”特点，另一方面，又利用计算机技术将电厂的各类信息进行统一处理，可大大降低了操作员误操作的风险。

但由于对模拟量仪控技术的保留，DCS必须解决与模拟量仪表信号转换与对接的技术问题，即AD和DA转换（模数和数模转换）。

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。

核电站数字化仪控系统设定值整定方法的研究方涛;陆道纲;马吉强;潘海波【摘要】At present, during the nuclear plant instrument and control system design, there is lack of a complete and practical method. In this article, based on relevant special standards and object to an actual plant, a applied set point adjusting method is introduced. The contents include a general all channel uncertainty calculation arithmetic, and several key terms solution. In particularly, at the end of the article, a case of Diversity Actual System is provided, and did the comparison with Protect Safety Monitor System.%针对目前核电站数字化仪控系统,缺少一套完整实用的整定值设定方法的现状.以相关专业标准为依据,以实际电站为对象,介绍了一套实用的设定值整定方法.内容包括一个通用的全通道不确定性计算方法,和几个关键项的解决方案.最后,给出了多样性系统的设定值整体方法案例,并对结果同保护安检系统做了比较.【期刊名称】《河北工业大学学报》【年(卷),期】2011(040)005【总页数】5页(P22-26)【关键词】核电站;数字化仪控系统;设定值;整定;方法【作者】方涛;陆道纲;马吉强;潘海波【作者单位】华北电力大学核科学与工程学院,北京102206;华北电力大学核科学与工程学院,北京102206;北京广利核系统工程有限公司,北京100084;北京广利核系统工程有限公司,北京100084【正文语种】中文【中图分类】TP2730 前言所谓核电站数字化仪控系统的安全设定值整定，是指当现场控制站因为意外情况无法正常工作（失效）或偏离正常运行状态（功能降级）时，控制系统在经过自我修复后，对于其重要的控制对象，需要输出一个安全输出整定值（多为模拟量输出）．该设定值首先要保证系统在恢复功能后可以安全运行，其次不要有较大的扰动．针对这一要求，专业机构给出了相应的标准[1-4]，但这些方法只是给出了一个基本框架，具体实行比较困难．鉴于这一状况，笔者以实际电站为依托，给出了一个通用方法，并针对几个特殊项给出了实际解决步骤与方案．1 计算全通道不确定性的通用方法求取全通道的不确定性，是把各个通道的不确定性分别计算，然后加以统计，最后合成在一起来实现的．其中，各测量通道中，随机不确定性占主导，也就是说可通过计算随机不确定性来反映全通道的不确定性．计算过程中，采用的是不规则分布和偏差不确定性的代数组合．在确定安全相关设定值时，使用了概率论及统计学的方法．其中，最典型的方法就是平方和的平方根（SRSS）法，即求取所有误差项的最大期望偏差．目前，大部分反应堆保护系统的测量通道不确定性都是用方程式（1）来实现的．式 (1)中，为指定通道的不确定性．所有这些不确定项可分为两大类，分别为测量产生的不确定性和非测量产生的不确定性，各项具体内容的含义见表1（注：表中的所说的机笼，包括机笼和机笼中的所有采集、控制以及辅助模块）．表1 不确定项内容含义Tab.1 Meaning of uncertainty term测量产生不确定项非测量产生不确定性序号不确定项含义序号不确定项含义序号不确定项含义1 SCA 传感器标定精度 1 PMA 过程测量精度 7 SSE 传感器的震动影响2 SD 传感器的漂移 2 PEA 基本元件精度 8 SREA 传感器的事故辐射影响3 SMTE 传感器测量与测试设备精度 3 SRA 传感器参考精度 9 STEA 传感器的事故温度影响4 RCA 机笼标定精度 4 SPE 传感器的压力影响 10 RTE 机笼的温度效应5 RD 机笼的漂移5 STE 传感器的温度影响 11 IRE 绝缘电阻效应6 RMTE 机笼测量与测试设备精度6 SPS 传感器的供电影响 12 BA 偏差裕量上述方程是一个通用方法，并非适用所有情况．对于保护回路中的单一参数情况通常是有效的；但对于需要通过计算多个输入才能确定的情况，则需要特定方法加以解决．所有对全通道不确定性有影响的参数都是用量程的百分数来表示的．因此，其它表示形式的数据，要先进行归一化，再计算．方程中考虑了由于恶劣环境导致的最坏情况，如SREA和STE，以及PMA等．需要注意的是，由于SREA产生误差对STE产生误差有抑制作用，所以在计算时只需考虑前者即可．PMA和PEA与传感器及机笼无关．其中，PMA给出的是与仪表无关项所产生的影响：如中子通量、流体密度变化、温度变化等．而对于多个独立、随机的PMA，可通过求SRSS来解决．需要注意的是，PMA是不含PEA的，所有PEA通常是指设备的计算或测量精度值，它考虑了设备在安装过程中的精度，常用的有：弯管、喷嘴、文丘里管和喷嘴等．与仪表相关项所产生误差通常被定义为传感器的参考精度．它是一种能力，要求在多次测试中对于相同的输入，必须有相同的输出．该项内容随测试样本数量成随机正态分布．2 数字化仪控系统的不确定性RCA、RTE、RD和RMTE合起来被看作是机笼的数字化安全保护裕量．所有这些参数值都是由供应商来提供的，而且都要满足技术规格书中的要求．一个典型的具有安全功能的信号处理路径包含：信号分配模块、输入模块以及数字信号处理模块（见图1）．其中，信号分配模块为无源器件，因此无需计算它的不确定性．输入模块处理一个来自传感器的信号时，先要对信号进行调理（如消噪、放大等），然后是数模转换，最后进入数字信号处理模块．由于数字信号处理模块的不确定性一般为满量程的0.001%（以16位的采样精度为例，以供应商提供数据为准），因此，可忽略不计．图1 安全功能信号处理路径Fig．1 Thepath of safety function signal processing3 额定行程设定值（NTSP）与允许值（AV）的确定方法对于预计运行事件和假想事故，当设定值在达到分析限值（AL）之前，反应堆停堆系统（RT）和安全专设系统（ESFAS）会提前动作．这样就保证了电厂在达到安全限值之前，会先对目前的运行状态进行修正，以缓解所产生的影响．NTSP主要是用于保护实测过程参数在达到安全限值之前，能先行产生停堆或安全动作，它包含了仪表的不确定性，其大小是由技术规格书中的系统安全设定值来指定的．NTSP留了一定安全裕量，它容许运行在允许值范围内的功能降级仪表修正后继续工作．所以，对安全裕量的选取要适度，要求在确保电厂稳定运行的前提下，在预期运行瞬态过程中不能发生停堆或安全保护的误动．电厂正常运行限值与NTSP之间的裕量就是电厂的安全运行裕量．在确定NTSP的不确定性时，标定的量程间隔内有漂移．漂移再加上标定所产生误差自身的不确定性，可作为性能实验验收标准（PTAC）．校准公差（CT）限值内的周期校准，可确保漂移的期望值处于NTSP的假设范围内（见图2）．图2 分析限值与额定行程设定值及容许值间的关系Fig．2 Therelationshipbetween analysis limit and nominal trip set point容许限值（AL）是一个双边限值，它选取的是保护功能通道中，NTSP与容许限值之间的最大偏差．要想得到通道的容许限值，可用校准值加上或减去△1或△2中较小的值．在通道标定时，用容许限值判断通道是否可用，用性能实验验收标准判断仪表是否功能降级，因此要尽量避免使用较大的公差（见图 3）．1）如果NTSP在性能实验验收准则范围内，则该通道可完全运行．2）如果NTSP处于双边设定限值之外，但又在容许值范围之内，则可以功能降级运行．同时，需要进行矫正，使其返回指定范围内．3）如果NTSP完全处于容许值范围之外，则通道无法工作．校正动作开启，同时，自动保护装置将无法正常工作．图3 数字化保护通道的周期检查Fig．3 Digital protect channel period surveillance式中：，……代表过程变量的测量值；，……为常数，是归一化后的功能设定值参数；为总的安全裕量；为安全裕量．式中：代表非测量项的平方和的平方根．其中，CU可由方程式 (1)求取，它表示了在正常和事故情况下的仪表性能．安全裕量要确保NTSP+PTAC不能大于AV，即使最小的安全裕量也要能防止通道的漂移超过AV．而附加的安全裕量则可以避免虚假停堆动作．多重安全裕量的叠加可确保通道的多重保护功能．总的允许限值=分析限值-额定行程设定值=通道不确定性+安全裕量保护功能由周期监测和通道校准两项组成．通道校准要能满足在全量程范围内的精度要求．AV、PTAC、CT都要考虑其中（通道5点检验通常为0%,25%,50%，75%，100%）．4 性能测试验收标准（PTAC）性能测试可用于验证设备性能是否符合设计预期．设备的不确定性测试是所有不确定性项的加和，所以验收准则，也要根据每项内容逐一确定，如下1）传感器2）机笼因为机笼是没有RD误差的，而且SMTE误差已经含在RCA中了．3）回路5 基于压差的流速采集通道的不确定性介绍一个基于压差的流速测量通道的不确定性转换方法．压差的不确定性对于压差的满量程来说可以看成是一个常数；而通过压差转换成的流速对于流速的满量程来说，却并非是一个常数．流速与测量得到的压差关系如下式中：为测量通道中测得的流速；△为流速通道中的压差；为常数．流速的不确定性可由下式求得式中：为流速不确定性（额定流速下）；为压差的不确定性（满量程下）；为最大流速；为流速．6 多样性系统（DAS）DAS采用了最佳估计分析方法，消除了所有的共因故障．因此，假设其没有误差和功能降级．这样，DAS的NTSP=AL，不存在CU和SM．由于DAS与保护安全系统（PSMS）的输入信号同源．所以，回路部分的测试可通过PSMS的通道来实现．DAS只是多了个信道可用性测试（COT）．如果需要做信道可用性测试的话，可先把DAS和PSMS的信号进行分离后再注入模拟测试信号．该注入信号可用于检查DAS的精度（见图4）．1）DAS误差2）PSMS误差经过整理得到由上式可知，DAS与PSMS设定值之差必须要大于由DASBistable,DASIsolator,以及PSMSrack引入的误差之和．在最差条件下，[NTSP（DAS） NTSP （PSMS）]也必须要大于全量程的3.4%，表2（注：裕量=NTSP(DAS)-NTSP(PSMS)，上升过程，全量程的3.4%）是实际两系统的实际计算结果．图4是DAS与PSMS误差比较情况．表2 DAS与PSMS设定值结果的比较Tab.2 The set point result comparison between DASand PSMS?7 结论核电站数字化仪控系统安全设定值的整定问题，一直以来都是设计的难点和关注焦点．安全设定值选取的好坏，将直接影响到整个系统能否安全稳定的运行．本文提出的一个通用方法和几个关键项的解决方案，已成功应用于实际电站的设计中，这将为其它电站的设计工作提供良好的借鉴．图4 多样性系统与保护安检系统的比较Fig.4 Comparison of DASand PSMS参考文献：[1]ANS．Set pointsfor Nuclear Safety-RelatedInstrumentation[S]．American：ANS，16 May 2006．[2]ISA．Performance Monitoring for Nuclear Safety-Related Instrument Channelsin Nuclear Power Plants[S]．American：ISA，24 May 2002．[3]ISA．Qualificationsand Certification of Instrumentation and Control Techniciansin Nuclear Facilities[S]．American：ISA，15 February 2000．[4]ISA．Methodologiesfor the Determination of Set pointsfor Nuclear Safety-Related Instrumentation[S]．American：ISA，1 January 2000．。

核电站仪控系统数字化改造解析发表时间：2019-04-24T09:47:32.140Z 来源：《基层建设》2019年第2期 作者： 刘仕伟1 刘帅2[导读] 摘要：在核电站改造过程中,重要的一部分就是仪控系统数字化改造，在改造时首先要考虑的工作是处理好部件数量不足、更新换代快，设施老旧、功能退化的问题。

1.中国中原对外工程有限公司 北京 100044；2.恒力石化（大连）有限公司 辽宁大连 116318

摘要：在核电站改造过程中,重要的一部分就是仪控系统数字化改造，在改造时首先要考虑的工作是处理好部件数量不足、更新换代快，设施老旧、功能退化的问题。另外，值得从业人员注意的还有，仪控系统数字化改造是一个由外到内的系统过程，不能只看到当前的部件和设备状态，还要根据当前形势、预见未来一段时期内可能出现的设施更新和维护工作。

关键词：核电站；数字仪控系统；数字化改造

引言

随着当前社会经济的快速发展，人们在生产生活中对电能的需求量也快速增加，在此过程中关于核电站的建设和应用也引起了广泛的关注。区别于传统的火力发电以及水力发电，核电站在运行中具有能耗低、污染小、电能产出稳定的特点，实际应用中能为区域电能的稳定供应奠定良好的基础。核电站的运行原理为：通过核装置运行产生热量，之后通过加热水蒸气，转换机械能的方式推动发电机进行发电，以此实现能量转换的过程。在此过程中，分析仪控系统作为核电站运行中的主要控制单元，其运行状态以及效果也引起了研究人员及维护人员的重视。 1数字化仪控系统的主要特点 1.1多样性

所谓多样性就是用两种或两种以上的完全不同的方法实现同样的一个功能，包括功能多样性、硬件多样性和软件多样性。多样性只对安全级系统有要求，而对非安全级没有要求。对于传感器的多样性，只对模拟量有要求，对数字量没有要求。保护系统之间是孤立系统，互相没有任何硬件设备的连接。保护系统内部实现同样的停堆和专设安全设施驱动的功能，但使用了不同的传感器，采用不同的保护参数，采用两套独立的机柜，两个机柜内安装不同的组态软件，采用不同的时序和计算方法，从而实现了保护系统内部的多样性。 1.2冗余性