AP1000核电站数字化反应堆保护系统

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先进核电技术

本文阐述了中共中央政治局常务委员会决定从美国西屋公司引进AP1000核电技术和合作建造4台AP1000核电机组,是实现我国第三代核电自主化的战略决策。从安全性、成熟性、经济性、放射性排出物以及科技含量等方面说明第三代AP1000非能动核电厂是一种更简化、更安全、更经济和有持续发展前途的核电厂堆型。本文也扼要地介绍了AP1000非能动核电厂的先进数字化仪表控制系统。无论在设计理念上,还是在具体的系统设计方面,AP1000核电厂的仪表控制系统与第二代压水堆核电厂有较大的不同,使核电厂的运行和安全性能都得到很大的改善。     

核电厂安全级DCS设备接口模块的研究

设备接口模块是核电厂安全级DCS中进行优先级判断及输出最终专设驱动命令的重要设备。在满足相关法规标准及要求的前提下,为进一步优化设备接口模块各输入命令的接口,同时保证通信的高效性,对设备接口模块的相关内容进行了系统研究。分析了相关法规标准对设备接口模块的要求(如多重性、独立性、多样性及纵深防御等),并对法规标准在安全级DCS设备接口模块的应用进行了详细论述。通过比较国内目前核电厂中常见的几种安全级平台(如AREVA公司的TXS平台、三菱公司的MELTAC-N plus平台、Invensys公司的TRICONEX平台以及西屋公司的Common Q平台)设备接口模块,结合不同安全级平台设备接口模块的通信实现方式,提出了一种改进性方案。该方案兼顾了通信的可靠性及硬接线的数量。相关研究和分析可为安全级设备接口模块的设计提供参考。     

AP1000乏燃料池冷却系统的仿真实现

三门核电站采用AP1000全范围模拟机,所有电站模型按照系统类型和建模工具的不同可以划分为堆芯系统、一回路热工水力系统、气液两相流体系统、气体或者液体单相流体系统、仪控系统以及电气系统。本文主要介绍AP1000电站流体系统的建模原理和仿真过程,以AP1000乏燃料池冷却系统为例,使用GSE公司的图形化建模工具JTOPMERET对建模和仿真过程进行说明。     

交叉监视控制功能在CPR1000核电站的应用

在CPR1000核电站中,为满足操作员观察、操作的需要,在DCS中使用了交叉监视和控制功能。这部分功能的信号具有涉及多系统、多类别、跨机组的特点,相关仪控工程师并不能很好地应用这些功能。通过对六台机组的数据和工程内容进行整理、分析,并结合DCS平台的特性,对这类功能信号进行了总结和归纳,为核电站仪控工程师处理日常工作提供帮助,也能提高排查现场问题的效率。     

AP1000无线通信系统电磁兼容性试验设计

AP1000核电站无线通信系统主要用于主控室操作人员、远距离停堆室操作员、巡视和应急操作的维护和巡检人员之间的通信联系,包括日常维护、启停堆操作、装料操作以及在应急或事故工况下等进行操作。无线通信系统要求覆盖整个厂区范围,且无盲区。介绍了AP1000无线通信系统通过采用Wi Fi设计以及系统架构,减少电缆敷设量和管道布线,实现了全面的电厂寿期管理;设计了AP1000电磁兼容性(EMC)标准以及模型;对AP1000无线通信系统的模型设计原理、建立原则及现场试验方法与验收标准进行了说明。对AP1000核岛内各个房间的限制区划分提出建议方案,以保证无线通信系统的应用范围,同时便于核电站运行和维护,满足业主的使用功能需求,并为将来设备的升级优化提供经验数据支持,也为其在后续堆型中的继续推广起示范作用。该方案也可以推广到国内外其他核电堆型,具有广阔的应用前景。     

核电站系统安全评价指标体系研究

核电站系统的安全性是影响核电发展的一个重要因素.针对事故发生概率,安全系统的性能,事故造成的后果3个指标采用全局安全评价指数(GSI),并基于MATLAB模糊逻辑工具箱,提出安全评估框架和方法.对国内目前比较常用的压水反应堆(PWR)和新引进的AP1000两种反应堆类型进行评价,并对结果进行了比较,发现AP1000具有更高的安全性能,GSI最终评价结果能够非常直观的供核安全管理部门参考.     

基于组件的电信网管子系统互联技术

该文讨论了利用分布式组件技术扩充Q3接口协议栈以构造类Q3来实现CMIS(Common Management Information Sevice)的管理业务的方法，探讨了Q3接口的实现问题。在开发TMN系统时，以Web作为TMN子系统互联的应用平台，探讨了利用B/S结构实现分布式计算应用的问题，综合利用了Web技术、面向对象技术、分布式组件技术，实现了基于TMN的综合管理系统TIMS。     

核电技术和产业发展的动向

积极推进核电发展是我国能源战略的基本国策。在介绍了世界以及我国能源结构的基础上,比较了各种能源对环境的影响及其安全性。阐述了世界及我国核电发展状况以及核电站的特点,说明了我国在建的AP1000、CPR1000、EPR等三代及二代加核电站,并简单介绍了以美国为首的发达国家正在研究的第四代核电站及核聚变技术。     

基于Web的电信网管子系统互联关键技术

实现基于TMN的电信综合网管系统具有重要的现实意义,这要求将现有的孤立的TMN子系统互联起来,TMN的标准接口Q3的实现是TMN子系统互联的关键技术之一.文中讨论了利用分布式组件技术扩充Q3接口协议栈以构造类Q3来实现CMIS(Common Management Information Service)的管理业务的方法,探讨了Q3接口的实现问题.在开发TMN系统时,以Web作为TMN子系统互联的应用平台,探讨了利用B/S结构实现分布式计算应用的问题,综合利用了Web技术、面向对象技术、分布式组件技术,实现了基于TMN的综合管理系统TIMS.     

AP1000核电厂仪控系统介绍

AP1000核电厂的设计具有开创性的技术特点,三代核电技术AP1000将是我国今后长期发展的核电技术.介绍了AP1000仪控系统的总体结构、主要仪控系统的功能、设计特点及应用平台;分析说明了AP1000仪控系统相对于其他核电厂仪控系统设计的不同之处.AP1000仪控设计采用美国法规标准体系并为最新的数字化仪控关注焦点提供了应对措施.     

从安全审评角度看核电站数字化仪控设计

从核安全审评的角度对核电站数字化仪表和控制(仪控)设计进行了综合考虑和研究。在结合美国核管会审评要求以及国内核电厂审评实践的基础上,总结出数字化引进核电站仪表和控制系统应首先考虑多样性和纵深防御;其次才是结合数字化特征进行各个系统功能的设计;同时,也要考虑仪表和控制系统的性能设计要求、全系统的安全要求以及监视反应堆状态的最终手段。只有通过多样化系统的设计,才能在满足多样性和纵深防御的要求基础上,使核电站仪控设计的安全水平不会由于数字化的引入而导致安全水平的降低。     

张晋宾：电力行业自动化未来发展趋势

我国自动化应着力在下面几个方面取得突破或更大进步： （1）研制新型仪表自动化装置或系统,以满足新一代发电系统（如700℃超超临界、核能、地热、生物质能、海洋能等）的监控要求、智能电厂/智能变电站/智能电网的建设和越来越严格的功能安全等要求。以核电为例,我国引进建设的第三代核电站（如西屋AP1000和AREVA的ERP）的仪表自动化系统,全部依赖进口。因此,应加快研发国产的核电站1E级和非1E级仪表与自动化产品。以智能变电站为例,应加紧推出全系列的符合IEC 61850等国际标准要求的IED智能电子装置。在功能安全方面,应加快研制和生产SIL1～SIL4各类等级的安全仪表和控制装置。     

压力仪表在AP1000除盐水储存和分配系统中的应用

压力仪表广泛用于核电站工艺系统压力、流量和液位的测量,为核电站的安全、稳定运行提供必要的控制和调节信号。本文介绍了通用压力仪表的概念、分类及安装注意事项,同时介绍了用于测量AP1000除盐水储存和分配(DWS)系统中水箱液位的差压变送器设定点计算和误差分析。     

核电站非安全级DCS仪控故障报警设计

分布式控制系统(DCS)凭借强大的控制功能、灵活的系统组态、友好的人机交互方式和安全可靠的运行状态,得到了越来越多工业生产企业,尤其是大型电力企业的青睐。DCS直接关系着生产控制的水平和机组运行的安全性,而仪控故障报警反映了DCS整体运行情况,指示系统的可靠性和可用性。因此,DCS应具备仪控故障诊断和处理功能,在故障发生时可以迅速定位故障并找出故障原因,从而采取有效的处理对策,使系统重新投入工作。通过对仪控故障分类、仪控故障诊断、仪控故障显示、仪控故障分析处理4方面展开深入研究,总结出核电站非安全级DCS仪控故障报警的处理机制,完整地描述了故障信号传送路径及相应的解决措施。该仪控故障报警设计可以为在建电站或其他行业的仪控故障报警处理提供参考。     

AP1000 1E级UPS设备电路独立性设计与验证

AP1000 1E级的直流系统和不间断电源(UPS)系统能够为电厂的安全停机提供可靠的电源,且在单一故障的情况下,不会影响电厂的安全停机。为了确保任意序列安全系统在执行功能时,尤其在事故工况下,不受其他序列的影响,AP1000核电站引入了IEEE 384《核电厂安全级电气设备和电路独立性准则》,要求采用电气隔离的方法确保每一序列的独立性。重点介绍了IEEE 384对于电路隔离的要求,并加以分析。针对AP1000 1E级UPS设备电气原理,从系统角度分析了IEEE 384要求的必要性,并提出了设计方案和验收准则等。试验结果表明,该设计方案满足电气隔离的要求,不仅可推广至后续AP1000堆型,而且可推广至国内外其他核电堆型。     

“华龙一号”与AP1000反应堆保护系统分析研究

保护系统是反应堆的重要安全系统。该系统的作用是保护燃料包壳、一回路压力边界和安全壳的完整性。“华龙一号”与AP1000均为三代压水堆1000 MW级别堆型。选取典型漳州1#、2#机组和三门1#、2#机组的反应堆保护系统设备作差异性对比。从整体系统架构差异性到具体数字化仪控实现平台安全级分布式控制系统(DCS)进行全面的分析与对比。通过逐项的对比异同点,发现“华龙一号”和AP1000堆型的反应堆保护系统各有长处,在设备布置和信号传输方面存在较大差异。因AP1000堆型依赖非能动设计,降低了系统复杂度,保护系统设备数量也低于“华龙一号”。AP1000堆型的四序列反应堆保护系统架构和创新型设计可为后续三代改进压水堆的反应堆保护系统设计提供借鉴。     

提高AP1000核电厂厂用电供电可靠性的分析与探索

从影响AP1000核电厂厂用电供电可靠性的诸多因素出发,阐述了AP1000核电厂厂用电的构成及电气系统的主要特点。就如何提高AP1000核电厂厂用电供电可靠性进行了较全面的分析,对AP1000核电厂厂用电设计应对严重事故工况的措施进行了探索。     

每秒传输3.5Mb 微软与康柏针对流式媒体解决方案高速编码

微软公司最近展示了Windows Media Technologies流式媒体平台,该平台能够提供数据传输速率超过3.5Mbps的直播式软件视频编码能力。如此高的数据传输性能是在一套康柏Professional Workstation AP500系统上实现的,该系统采用Intel双Pentium Ⅱ 450MHz处理器来提供多线程并可伸缩的性能。Windows Media Technologies平台可为从窄带Internet应用到高带宽公司应用和宽带应用的各种类型应用,提供直播和点播式流式煤体内容。该平台可以帮助客户建立跨所有网络     

核电厂仪控设备的可靠性及老化管理研究与实践

针对大亚湾核电站运行10年左右陆续出现的一些与模拟仪表老化相关的设备失效问题,开展一系列的仪控设备可靠性及老化管理研究和实践,并建立系统化的管理体系。根据电子元器件老化机理的分析研究及国内外经验反馈,并结合核电厂多年老化数据分析以及设备现场使用经验,确定核电厂短寿命元器件和短寿命设备,进而建立核电厂仪控设备的分级管理体系。通过可靠性及老化检测、老化缓解、老化管理大纲和数据库等技术,对核电厂仪控设备进行有效的可靠性管理。实践表明,该仪控设备可靠性及老化管理体系取得了显著成效,大大提高了仪控设备可靠性,提升了电站的核安全水平,显著减少了停机停堆事故和发电损失,具有一定的推广价值,可以用来指导和应用于同类核电站以及常规电厂仪控设备可靠性管理。