国家核安全局关于印发《海阳核电厂1号机组一回路水压试验控制点核安全检查报告》的函-国家规范性文件

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制点核安全检查报告》的函

山东核电有限公司：

根据国家核安全法规的有关要求，我局组织检查组于2016年6月16至18日对你公司海阳核电厂1号机组一回路水压试验准备情况进行了例行核安全检查。现将检查报告（见附件）印发给你公司，请采取有效措施，落实检查报告中提出的各项要求，并及时提交整改报告。

附件：海阳核电厂1号机组一回路水压试验控制点核安全检查报告（略）

国家核安全局

2016年6月23日

来源: https://www.wendangku.net/doc/e39168492.html,/fg/detail2022753.html

数字化控制技术

数字化控制技术 概况 数控技术，简称“数控”。英文：Numerical Control（NC）。是指用数字、文字和符号组成的数字指令来实现一台或多台机械设备动作控制的技术。它所控制的通常是位置、角度、速度等机械量和与机械能量流向有关的开关量。数控的产生依赖于数据载体和二进制形式数据运算的出现。1908年，穿孔的金属薄片互换式数据载体问世；19世纪末，以纸为数据载体并具有辅助功能的控制系统被发明；1938年，香农在美国麻省理工学院进行了数据快速运算和传输，奠定了现代计算机，包括计算机数字控制系统的基础。数控技术是与机床控制密切结合发展起来的。1952年，第一台数控机床问世，成为世界机械工业史上一件划时代的事件，推动了自动化的发展。现在，数控技术也叫计算机数控技术，目前它是采用计算机实现数字程序控制的技术。这种技术用计算机按事先存贮的控制程序来执行对设备的控制功能。由于采用计算机替代原先用硬件逻辑电路组成的数控装置，使输入数据的存贮、处理、运算、逻辑判断等各种控制机能的实现，均可以通过计算机软件来完成。 发展趋势 数控技术的应用不但给传统制造业带来了革命性的变化，使制造业成为工业化的象征，而且随着数控技术的不断发展和应用领域的扩大，他对国计民生的一些重要行业（IT、汽车、轻工、医疗等）的发展起着越来越重要的作用，因为这些行业所需装备的数字化已是现代发展的大趋势。从目前世界上数控技术及其装备发展的趋势来看，其主要研究热点有以下几个方面。 1．高速、高精加工技术及装备的新趋势 2．5轴联动加工和复合加工机床快速发展 3．智能化、开放式、网络化成为当代数控系统发展的主要趋势 4．重视新技术标准、规范的建立 1）关于数控系统设计开发规范 2）关于数控标准 程序编制方法 1．手工编程 2．自动编程 3．CAD/CAM 国内发展概况 长期以来，国产数控机床始终处于低档迅速膨胀，中档进展缓慢，高档依靠进口的局面，特别是国家重点工程需要的关键设备

国家核安全局《核安全文化特征》

国家核安全局发布《核安全文化特征》 2017-04-14 近期，国家核安全局发布了《核安全文化特征》（以下简称《特征》）。这是继2014年会同国家能源局、国防科工局发布《核安全文化政策声明》（以下简称《声明》）、组织开展核安全文化宣贯推进专项行动之后，核安全监管部门指导推进全行业核安全文化建设的又一重要举措。 《特征》旨在进一步贯彻落实《声明》，加深对核安全文化的理解，开展核安全文化评估，促进核安全文化与辐射安全相关工作有机结合，持续推进核安全文化建设工作。 《特征》参考了国际核安全文化相关文件，体现监管部门所倡导的良好行为方式，是《声明》的细化支撑文件，是核安全文化评估活动的主要依据，也是行业核安全文化建设的工作指南。《特征》共包含八个部分，每部分分为三个层次。 一是特征描述，摘录《声明》中每项特征原文； 二是属性，逐条分解特征关注点或侧重点； 三是良好实践举例，针对每条属性，结合国内外实践经验，列举良好实践以供参考，便于加深对属性的理解。 认真学习贯彻《特征》，后续东方电气将加强集团和各涉核成员企业核安全文化建设的推动力度，组织开展核安全文化交流、宣贯、培训、评估等活动，持续推动全集团核安全文化建设取得新成效。

核安全文化特征 1.决策层的安全观和承诺（A） 决策层要树立正确的核安全观念。在确立发展目标、制定发展规划、构建管理体系、建立监管机制、落实安全责任等决策过程中始终坚持“安全第一”的根本方针，并就确保安全目标做出承诺。 A1 安全承诺：决策层确保核安全高于一切。 A2 决策行为：决策过程体现“安全第一”。 A3 责任落实：决策层明确岗位的职责和授权已确保核设施安全可靠地运行。 A4 资源保障：决策层确保组织内的管理体系有效运作。

核电厂仪表与控制

1.核电厂控制分为两部分：反应堆功率控制 过 2.过程控制主要是指对热传输的压力液位、流 等控制以及二次冷却剂和汽轮机及旁排 等的控制。 3.调节核电厂功率的手段有功率补偿棒组 调节棒组硼溶液的稀释和加硼 4.大多数核电厂功率运行的控制方案采用的是 平均温度的折中方案 5.控制棒根据用途的不同，分为安全棒补偿棒 调节棒 6.稳压器压力调节的控制手段有 稳压器水空间内电加热器 的加热、稳压器顶部的喷雾器的冷却、安全阀组的 保护排放 7.蒸汽发生器水位受到很多因素影响，它取决于反应堆冷却剂温度、蒸汽流量、给水温度和给水流量 8.正常情况下，蒸汽发生器给水流量由给水泵_______ 和给水 调节阀控制，蒸汽流量则取决于向汽轮机输送的蒸汽 流量，但此流量还受到回路传递热量而产生的 蒸汽产量限制。 9.汽轮机调节系统通过调节汽轮机讲汽阀来调节

1.核电厂控制分为两部分：反应堆功率控制 过

10.通过调节汽轮机进汽阀对机组实施 功率控制、频率控 字 转换为模拟量 拟量 转换为数字量 。 13.计算机系统把连续变化的量变成离散的量就必须进行采 样，采样频率是否越高越好？为什么? 经验告诉我们，采样频率越高，取样结果的离散模拟信 号转换成的数字信号就越接近输入模拟信号，但是，如果采 样频率过高，在实时控制系统中将会把许多宝贵时间用在采 样上，而失去了实时控制机会。 频率不小于模拟频谱的最高频率的 现场总线技术控制系统 16.DCS 英文和中文各是什么？并详述 DCS 的结构体系及其功 能。 Distributed control system 集散控 压力控制 应力控制 11.D/A 转换器称为 数字模拟转换器 ,它是把数 12.A/D 转换器称为 模拟数字转换器 ,它是把仝 14.采样定理也叫 香农采样定理 证明如果采样后的 信号可以精确的复原为原来的输入信号，则必须满足 采样 15.数字化计算机监控系统的类型， 随着技术的发展，基本可 以分为直接数字控制系统 集散控制系统 DCS 的结构

核电站数字化仪控系统简介

https://www.wendangku.net/doc/e39168492.html,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。 1 核电站仪控系统的特点及全数字化仪控系统的功能设计原则 核电站仪控系统的特点是由其工艺过程的特点决定的，一般来讲典型的核电站仪控系统特点可以归纳为以下几点： （1）控制对象的工艺流程复杂，监测和控制的参数多而且各种过程参数联系密切，1000 MW典型的核电站仪控系统的参数信息量和指令大约是7000~9000个。 （2）系统安全性、可靠性要求高，运行质量直接与仪控系统性能相关。 （3）反应堆工作或停堆后一段时间内，大部分设备人员无法接近。 （4）控制和监测核燃料裂变链式反应及堆芯状态监测的必要性。

核电数字化仪控远程智能运维系统的应用研究

核电数字化仪控远程智能运维系统的应用研究 摘要：在我国快速发展的过程中，数字化仪控系统在核电厂中的应用，为核电 厂工作人员提供了更加精准的电路信息，从而促进了核电厂的正常运行。在核电 厂数字化仪控系统中，通信网络系统占据核心地位，为控制系统的建立和各个控 制站间的数据交互提供可实现的基础前提。本文主要分析了当前我国常见的几种 核电厂数字化仪控系统中的通信网络，并对各类型通信网络进行了性能对比，探 讨在核电厂数字化仪控系统中适用性最强的通信网络。 关键词：核电厂；数字化仪控系统；通信网络 引言 概率安全分析（ProbabilisticSafetyAnalysis，PSA）是一种系统工程方法，其采用系统可靠性评估技术和概率安全分析方法，综合分析复杂系统各种可能事故的 发生和发展过程，从而全面研究系统设计和运行的风险。数字化仪控系统通过计 算机硬件和控制系统软件平台执行各种复杂的核电厂控制功能。与纯硬件系统相比，数字化设备具备时间动态特性，有不同的故障模式，并且计算机软件具有冗 余性。虽然传统的PSA对数字化系统风险的评估有一定的作用，但目前建模和分 析仍然采用传统的静态方法。使用传统的PSA方法对数字化仪控系统进行建模时，常常不能完整地解释核电厂的物理过程与触发或随机逻辑事件的动态交互作用， 因而可能造成忽略一些事故后果的状况。传统的ET/FT方法在处理数字化仪控系 统时的不足可总结为以下6点：①事件序列设定问题；②闭环控制的影响；③ 多重顶事件冲突；④设备失效数据的转换问题；⑤分析结果的不确定性问题； ⑥人因故障分析的不足。因此，可靠性模型如何更准确、更全面地反映系统的复杂动态交互特性，如何对核电厂数字化仪控系统的安全性和可靠性进行定性与定 量评估，成为相关领域的研究热点。目前，NRC和NASA已经批准并推荐了分析 包含软件的数字化仪控系统可靠性问题的方法，主要是动态可靠性分析方法。 1概述 核电数字化仪控系统（DigtalInstrument&ContralSystem,简称DCS）是整个核 电厂的“中枢神经”系统，对保证核电站的安全、可靠、稳定运行发挥着重要作用。运维作为核电站生命周期的关键阶段，是保证核电站安全、高效、可靠运行的重 要手段。随着新建核电站不断投运，已有的核电站不断升级，核电站目前已经普 遍使用数字化仪控系统实现核电站的运行、控制和保护。数字化仪控系统产品因 大规模集成电路等的应用、智能化程度不断提高，核电DCS运维的复杂性和多样 性日趋提高。传统的人员纠正性维修、预防性维修、备件预留库存等方式已经无 法满足核电DCS的维护要求，亟待进一步提高运维技术及运维管理水平。同时， 核电站数字化仪控系统产品设备维护需要维护人员介入，在现场维修窗口申请、 平台深层次问题分析方面需要投入大量工作，综合成本较高。DCS产品自身故障 严重依赖控制系统产品提供商的分析，采用的方式维护人员现场拷贝故障数据， 发送给DCS厂家进行分析，不能对DCS系统状态进行实时在线评估，问题处理时 效性差。而DCS产品本身的设备运行状态数据资产也没有得到有效开发利用。随 着大数据、互联网等技术发展，平行理论、数字双胞胎理论的应用，可通过信息化、网络化、智能化等先进技术实现与运维服务的结合，建立DCS远程智能运维 系统平台，获取核电站DCS自诊断、环境等数据后，通过安全网络传输至DCS远

国家核安全局公布的16起事件

附件 核电厂人员行为导致的典型运行事件 一、多个核电厂人员违反程序误操作导致的运行事件 1.宁德核电厂现场操作人员误开阀门导致排气烟囱总β活度短时超化学技术规范限值运行事件 2016年8月30日，宁德核电厂4号机组处于功率运行模式。现场操作人员跟踪硼回收系统（TEP）除气器（4TEP002DZ）状态时，发现除气器压力偏高，在未通知主控人员且无操作指令的情况下，未依据泄压操作程序开启排含氢废气隔离阀（4TEP430VY），而是凭经验在辅助控制室两次错误开启排含氧废气隔离阀（4TEP426VA），导致含氢废气排向废气处理系统（TEG）含氧子系统，经TEG风机进入核辅助厂房通风系统烟囱，触发烟囱排气低量程惰性气体β活度一级、二级报警，违反最终安全分析报告中关于特殊排放的安全承诺。事件发生后，当班值违规补写临时操作指令单，且营运单位并未在第一时间向我局或地区监督站报告该事件，事件原因仍在进一步调查中。 2.宁德核电厂化学人员取样错误导致稳压器液相硼浓度失去定期监测的运行事件 2016年9月6日，宁德核电厂2号机组处于功率运行模式。在进行核取样系统阀门内漏处理过程中，隔离经理查询最近一次稳压器液相定期取样记录时，发现稳压器液相取样阀近期无开启记录。

经进一步查询得知，自2016年8月15日，稳压器液相取样阀无开启记录。经查，化学人员在进行取样过程中，开启了化学和容积控制系统除盐床取样阀，导致稳压器液相硼浓度取样错误，自2016年8月15日后失去定期监测，违反了化学与放射化学技术规范的相关规定。排查发现，1、4号机组也存在稳压器液相硼浓度失去定期监测的类似问题。 3.阳江核电厂调试人员误操作公用机组防火分区风门动作按钮导致已运行机组碘排风回路不可用的运行事件 2016年5月25日，阳江核电厂3号机组处于功率运行模式，4号机组处于热态功能试验准备阶段。调试人员在进行4号机组安全壳环廊通风系统（DVW）逻辑试验时，因未遵守多机组相互影响工作管理的相关规定，在未经核实情况下，主观认为3、4号机组之间的数字化仪控系统（DCS）通讯没有建立，通过4号机组主控操作公用机组防火分区风门动作按钮（8SFZ520KG）发出关闭指令，导致3号机组碘排风回路风门关闭，碘排风回路全部不可用，产生DVW随机第一组I0，违反运行技术规范。 4.宁德核电厂维修人员误拔通讯柜光纤插头导致电站计算机信息和控制系统（KIC）不可用的运行事件 2016年5月1日，宁德核电厂3号机组处于功率运行模式。工作人员在处理主控制室系统（KCS）A列通讯柜Ⅱ系CPU（COM-A-Ⅱ系）与堆芯监测机柜B系CPU通讯故障时，由于工作文件包不完善、重复工作过程验证失效及风险分析不足等原因，在插拔Ⅱ系光纤插头进行故障定位过程中，误拔临近的I系CPU光纤插头，导致4个

核电站全数字化仪控系统

上海交通大学核科学与系统工程系 核电培训内部教材 核电厂全数字仪控系统 上海交通大学核科学与系统工程系 2006年11月

目录 第1章概述 (3) 1.1．仪控系统的作用 (3) 1.2．核电站对仪控系统的基本要求 (4) 1.3．仪控系统在核电站安全中的角色 (4) 1.4．仪控系统的两大功能 (4) 1.4.1 信息功能： (5) 1.4.2 控制功能： (5) 1.4.3 控制功能的实施： (5) 1.5．核电厂安全设计的基本原则在仪控系统中的应用 (5) 第2章核电厂数字仪控系统的发展及构架 (6) 2.1．基础的逻辑要素 (6) 2.2．核电厂数字仪控系统的分类 (7) 2.3．核电厂数字仪控系统的发展 (7) 2.4．核电厂数字仪控系统的构架 (11) 第3章核电厂数字仪控系统中的DCS系统 (15) 3.1．系统设计 (15) 3.2．系统结构 (16) 3.3．信号流程 (18) 3.4．网关与网络服务器 (18) 3.5．DCS 的总线结构 (20) 3.6．系统事件响应时间 (21) 3.7．服务器任务 (22) 3.8．用户权限和登陆控制 (23) 3.9．I&C 系统的软件编制和V&V 认证 (24) 第4章DCS的硬件结构 (28) 4.1．标准的机柜 (29) 4.2．基本处理模块 (33) 4.3．基本通信模块 (34) 4.4．基本输入输出模块 (39) 4.4.1 数字信号输入模块。 (39) 4.4.2 数字信号输出模块。 (39) 4.4.3 模拟输入模块 (40) 4.4.4 模拟输出模块/计数模块 (41) 4.5．其他模块 (42) 第5章DCS的软件结构 (43) 5.1．系统纵览 (44) 5.2．计算机软件 (45) 5.3．软件结构 (46) 5.4．软件工程处理 (46) 5.5．工程软件下载 (50) 5.6．运行环境的操作模块 (54) 5.7．用户软件设计模块 (55)

1核电厂仪表与控制

核电厂仪表与控制 第一章： 1.压水堆核电厂主要由核反应堆、一回路系统、二回路系统和其他辅助系统组成。 2.核电厂仪表与控制系统的功能可以归纳为三种：监视功能、控制功能、保护功能。 3.控制功能包括： 1)反应堆控制系统：包括反应性控制、功率水平控制和功率分布控制。 2)蒸汽旁路排放控制系统：为了解决核岛和常规岛发生功率失配而设置的，它是功率控制系统的辅助系统，在常规岛发生短暂事故时，为了不使反应堆停堆，可将其功率由蒸汽旁路排放系统吸收。 3)稳压器压力和液位调节系统：为了调节维持一回路的工作压力不变，同时能保持一回路内水温和化学成分的均匀性。 4)蒸汽发生器水位调节系统：作用是保证使蒸汽发生器二次侧水位维持在整定值上，以便消除各种扰动，保证二回路系统的正常运行。 5)汽轮机调节系统：通过调节汽轮机进气阀对机组实施功率控制和频率控制等。 4.对安全级设备，必须制定清晰、完整、明确的技术规格书，在设计、制造、安装和运行的全过程都根据此规格书检查仪表及其供电设备。 第二章： 1.自动控制是一门理论性很强的工程技术学科，自动控制原理是该学科的基础理论。所谓自动控制就是在没有人直接参加的情况下，利用控制装置使被控制对象自动地按照预定的规律运行或变化。 2.如果系统的输出量与输入量之间不存在反馈，则叫做开环控制系统。凡是系统输出量对控制作用能有直接影响的系统，都叫做闭环控制系统。 3.一般闭环控制系统：P9 4.阶跃相应的几个动态性能指标: 调节时间Ts：也称为过度过程时间。指响应曲线从输入信号开始，到最后进入偏离给定值的误差为±5%（或±2%）范围为Δ，并且不再越出这个范围的时间，记作Ts.调节时间是衡量控制系统快速性指标。 衰减比n和衰减率φ：衰减比表示振荡过程衰减的程度，是衡量过度过程稳定程度的动态指标。 5.前馈控制的原理是：当系统受到扰动时，立即从扰动作用取得信息，并以此通过控制器产生控制作用，以消除扰动时被控制量的影响。 6.在DDC系统中，除了被控制过程、检测变送器和执行器以外，就是由硬件部分和软件部分构成的计算机系统。 7.集散控制系统又称分布式控制系统，该系统以网络为基础，采用分布式结构，将控制功能分散，而把操作管理和显示功能集中。它由现场控制站、操作站和高速通信总线等组成。 第三章： 1.核功率是与反应堆的平均中子注量率成正比，而在反应堆中，中子注量率是空间位置的函数。定义：在核电厂中，反应堆释放出来的能量传给了冷却剂，所以，反应堆的热功率，就是由反应堆核燃料提供给冷却剂的总功率。 2.气体探测器的工作原理：以气体探测器的工作原理为基础，气体探测器是一个圆柱形内部充气的密闭容器，容器内有两个相互绝缘的电极，金属圆筒是阴极，圆筒中心的金属丝是阳极，两极之间加有直流高压，当带电粒子，如α粒子在穿过容器内的气体时，可以使其电离产生自由电子和正离子（即离子对）。离子对在极间电场的作用下输出电信号，可以被测量。信号大小能反映粒子能量的强弱。

核电厂数字化仪表与控制系统的应用现状与发展趋势 申伽奇

核电厂数字化仪表与控制系统的应用现状与发展趋势申伽奇 发表时间：2019-07-02T14:38:54.683Z 来源：《防护工程》2019年第6期作者：申伽奇 [导读] 核能作为体积小能量大同时开发成本较低的能源，得到越来越多的国家和地区的青睐。 中核高温堆控股有限公司北京 100081 摘要：核能作为体积小能量大同时开发成本较低的能源，得到越来越多的国家和地区的青睐。为确保核电厂安全有效运行，利用数字化仪表及控制系统对核电厂进行合理监控十分必要。数字化仪表可以使核电厂运作状况完美呈现于工程师眼前，控制系统可以确保核电厂及时规避安全事故发生，保障周边地区安全环境。文本将以未来核电厂数字化以及控制系统进行分析，为核电厂未来发展提供更多可参考建议。 关键词：核电厂；数字化仪表；控制系统 引言 过去核电厂数字化仪表控制系统是单机测控系统，但是随着计算机技术的飞速发展，其已经发展成为集散控制系统，并且在通信技术飞速发展的背景下出现了全数字化仪表控制系统。全数字化仪表控制系统的优点是在现场总线控制系统以及可编程控制器中融入了常规电厂集散控制系统，其应用领域更加广泛，比如应用在常规岛、BOP以及核岛的全过程控制，确保核电厂安全稳定运行。 1.核电厂数字化仪表与控制系统概述 基于数字计算机技术完成自动控制与保护、信息显示以及网络通信来实现核电厂的监测与控制功能，履行该功能的所有硬件设备和软件就被称为核电厂数字化仪表与控制系统。该系统的主要功能分为信息处理与显示功能和控制功能。其特点是实现全厂信息管理和过程控制以及复杂的控制规律的综合控制。核电厂数字化仪表与控制系统提供了一个集成的计算机系统，其信息、控制和监测功能覆盖了核电厂的所有过程系统。核电厂数字化仪表与控制系统的类型主要分为集中型和集散型。集中型计算机控制系统具有能集中显示操作、利用率高等特点。但是集中型控制系统网络控制、分散控制的优点体现不出来，还需使用大量的控制电缆，灵活性、扩展性较差。另外，系统可靠性也是一个主要的问题，即所谓的危险集中，通常是采用多重冗余计算机的方式提高系统的可靠性。 2.核电厂运用数字化操作系统的原由 众所周知，核电厂利用核能进行发电[1]。核能在地球上储量十分丰富，可以为人类提供的能量要远远超过传统化石能源数十万倍，同时核能在性价比上也要远远高于传统能源，其体积小而能量释放却要高于化学能源数百万倍，同时由于其开采成本低，利用核聚变反应技术更是可以利用海水作为核电厂能源燃料，这就使得核电厂发电成本极低。据相关部门实验与统计，传统火电站在工作运营状态下排放出的二氧化硫，以及氧化氮等物质会严重污染周边地区环境质量。而核电厂由于在工作状态下严密保护，为防止核能泄漏会设置层层壁垒使得其对外基本零排放污染物质，即使是有其污染程度也要远小于传统火电站。权威部门认证核电站在工作运营状态下，向空气排放的污染物一整年对周边居民影响程度，还远不及居民做一次X光受到的辐射剂量。因此目前世界超过16%的电能皆由世界各国的核电厂提供，有9个国家接近半数的电量直接来源于核能。数字化仪控操作系统基于电子信息技术的控制以及安全防护，能够通过核电厂能量平衡性，以及核能的爆发状态数字化显示，帮助工程师对核电厂全局进行有效控制，从而履行其监控职能。同时数字化仪表控制可以高效处理核电厂工作大数据，通过集成数字化内容，帮助工程师及时测量和检测整个电厂的工作运营装填，保障其可以实现核能利用率高，信息监控系统集中化显示，降低核电厂工作操作难度，减缩工作流程。所以为有效确保核电能源的安全性质，对核电厂运行情况实时掌握，必须利用数字化仪表对核电厂做到24小时工作状态有效监控。 3.核电厂数字化仪表与控制系统的应用现状 3.1 提供更加智能化的人机界面 随着科学技术不断发展，我国核电厂建设程度逐渐加深，但在过去几十年中核电厂运行过程中发生各种事故，其主要原因是由于人为失误造成的。著名的三哩岛事故以及切尔诺贝利事故经调查显示是由于人为失误导致事故发生的主要原因。这就意味着，核电厂必须开展人机界面的重要改革。随着核电厂应用数值化仪表与控制系统，真正提供更加智能化的人机界面，真正改变信号的显示内容与显示方式，同时有效避免控制室显示信号过多，且过于分散以及工作面过大的状况。通过数字化仪表与控制系统，有效缓解操作员的观察、分析以及判断负担，在事故工况下，减轻操作员正确决策的依赖，为操作员提供有利的决策支持，以及操作引导功能。 3.2 高度的自动化 现代的核电厂需要实现高度的自动化运行。一方面为了进行负荷跟踪发电和全厂综合协调控制运行，使核电厂运行在最佳状态，以达到更好的经济性；另一方面，使各种操作尽可能自动执行，所有保护动作都自动触发自动完成，在预计运行事件或设计基准事故开始后30min时间内，不需要操纵员的干预，使核电厂的运行性能和安全不直接依赖于操纵员的立即响应，也使操纵员有比较充裕的时间进行冷静、全面的分析和判断，从而可以大大减少误判和盲目处置的概率。 3.3 高度的可靠性 仪表和控制系统的问题，如控制特性不好、信号传输过程中的干扰、重要设备故障是引起堆处、不安全状态或计划外停堆的重要原因，因此需要仪表和控制系统达到高度的可靠性。 3.4 高度可维护性 核电厂数字化仪表与控制系统本身就是一个十分复杂且庞大的系统，确保其开展长期、连续、可靠的工作状态，从而确保核电厂的安全、正常运行。核电厂数字化仪表与控制系统是一项工作量巨大，同时技术性很强的工作，对于核电厂的正常营运来说具有一定的负担，因此，核电厂数字化仪表与控制系统具备高度可维护性，从而为核电厂数字化仪表与控制系统的正常、安全运行打下坚实基础，真正促进核电厂健康持续发展。 4.核电厂数字化仪表与控制系统的发展趋势 随着科学技术不断发展，我国电子、仪表以及控制设备领域中发生了翻天覆地的变化，数字化技术在各个领域中应用的程度逐渐加

核电厂仪表与控制思考题

一、核电厂仪表与控制系统概述 1、压水堆核电厂主要有哪些测量系统和控制系统？ 测量系统:核仪表系统、堆芯中子注量率测量系统、反应堆堆芯温度测量系统、反应堆堆芯水位测量系统、控制棒棒位测量系统、汽轮机监测系统、电厂辐射监测系统以及压力测量系统、硼浓度测量系统、机械位移、转速和振动测量系统等 控制系统：反应堆功率调节系统、冷却剂平均温度调节系统、化学和容积控制系统、汽轮机调节系统、蒸汽旁路排放控制系统、稳压器压力调节系统、稳压器水位调节系统、蒸汽发生器水位调节系统、给水流量调节系统、发电机励磁调节系统和除氧器调节系统等 2、压水堆核电厂仪表与控制系统的主要功能是什么？ 系统的功能：监视功能、控制功能、保护功能 3、压水堆核电厂仪表和控制系统的工作特点有哪些？ （1）传感器工作环境恶劣：工作环境中子注量率高、温度压力高、安装空间狭小、要求抗震；（2）设置有安全系统：为保护反应堆安全设置有一系列专设安全系统（例：反应堆保护系统、安全注射系统、安全壳隔离系统、安全壳喷淋系统）必要时启动专设安全设施，保护堆芯安全；（3）核测量仪表的特殊性：a.核探测器输出信号幅值低，现场干扰大，常需采用一些特殊措施以提高信噪比；b.多数探测器都有很高的内阻，可以把他看成一个电流源。要求电路具有高的输入阻抗；c.要测量的中子注量率范围宽，用一种探测器和测量电路难于满足要求，需采用多种探测器；d.信号电缆长，工作环境恶劣，要求具有耐高温、抗辐照、抗干扰、低噪声和高绝缘特性； 4、压水堆核电厂仪控系统的设备在安全重要性上分哪些级？哪些属于安全级设备？ 安全级设备；是完成反应堆安全停堆、安全壳隔离、堆芯冷却以及从安全壳核反应堆排出热量所必须的，或是防止放射性物质向环境过量排放所必须的 安全有关的设备；在实现或保持核电厂安全方面起补充、支持或间接地作用 非安全重要设备。在实现或保持核电厂安全方面无明显作用 二、自动控制与调节基本知识 1、什么是开环控制系统？其优缺点是什么？ 开环控制系统:系统的输出量与输入量之间不存在反馈。优点是装置简单、成本低、调节快；缺点是调节精度低，抗干扰能力差。 2、什么是闭环控制系统？其优缺点是什么？ 闭环控制系统：凡是系统输出量对控制系统作用能有直接影响的系统，都叫做闭环控制系统。优点是控制精度高，抗干扰能力强；缺点是系统较为复杂，成本高，可能存在振荡现象。 3、请画出闭环控制系统的方框图，并说明其工作原理。

对核电厂数字仪表及控制系统的发展研究

对核电厂数字仪表及控制系统的发展研究 发表时间：2018-01-06T15:39:52.750Z 来源：《建筑学研究前沿》2017年第21期作者：杨榛梁攀 [导读] 本文将对核电厂数字仪表及控制系统的发展进行分析，为我国核电事业发展奠定重要基础。 中国核电工程有限公司北京 100840 摘要：随着我国经济水平的发展，核电厂的发展速度也是日新月异，其数字化技术得到了广泛运用。本文将对核电厂数字仪表及控制系统的发展进行分析，为我国核电事业发展奠定重要基础。 关键词：核电厂；数字仪表；控制系统；发展研究 核电厂仪表与控制系统在核电厂运行中起到至关重要的影响，对核电厂的发展给予了一定促进作用。经笔者研究，核电厂仪表与控制系统是基于计算机技术、电子技术以及网络通信技术的发展而形成的。笔者将分别从：数字仪表及控制系统优点、核电厂数字仪表及控制系统的应用与发展，两个方面来阐述。 一．数字仪表及控制系统优点 数字仪表及控制系统使核电厂保护方案得到了有效调整，精确算法极易实现。通过数字仪表及控制系统能促进核电厂输出功率的有效提升，为核电厂带来一定的经济效益。举个例子：将数字堆芯保护计算系统应用到反应堆保护系统中，能有效提升保护定值，使反应堆输出功率逐渐增加。 此外，数字技术的运用还能有效克服外界的干扰，使控制精度得到较大程度的提高，光纤通讯具有传输速度快、光缆容量大、抗干扰力强等特点，使接地问题得到有效改善，其精度也有所提升，在实际应用中，将两根冗余光缆分散在各地传感器中，不仅能起到有效的敷设作用，还能有效降低故障发生率。 数字仪表及控制系统的运用能实现故障安全设计，将光纤通信技术运用到安全通道与非安全通道间，能实现设备配置的隔离。另外，数字仪表及控制系统还具备诊断功能，可定期对系统硬件及信号进行检测，能降低停堆诱发的误差率的发生，与此同时实现对故障的自动定位。数字化技术的运用不仅能缩短校准时间，还能缩短故障查找时间。 数字仪表及控制系统的运用使人机接口功能得以改善，使信息数据存贮能力得以提升，在实际运用中可对报警信息清晰显示，避免大量报警信息一涌而发，使操纵人员负担逐渐减轻，而数据则能及时归档，实现对核电厂的监视与预测。 二．核电厂数字仪表及控制系统的应用与发展 就目前来看，我国核电厂数字仪表及控制系统以得到了逐渐应用，但依然处于起步阶段，与国外相比依然处于落后水平。为促进核电厂数字仪表及控制系统的应用及发展，应采取多种对策。详情如下。 （一）更新观念，加快步伐 随着我国信息技术的发展，核电厂工作运行效率得到极大提升，就目前来看，核电厂相关人员思想观念落后于技术发展，看重传统技术，没有足够的创新意识，为促进核电厂运行效率提升，相关技术人员应更新技术观念，将数字化技术运用其中，使其成为主流的发展方向，对落后的传统技术应及时丢弃，促进新技术的有效发展，这也是我国核电厂数字仪表及控制发展应解决的问题。 （二）积极试点，项目驱动 为了促进核电厂数字仪表及控制系统的有效运用，相关部门应积极试点，推动项目发展。值得注意的是，简单的数字化难以发挥其优势，为落实数字仪表及控制系统的应用，还应对经费问题加以解决，以具体项目来推动核电厂数字仪表及控制系统的实施。举个例子：在科研项目研究中，应积极进行数字化及控制系统试点工作，再取得相关经验后，再予以推行。 （三）慎重对待改造项目 基于核电厂数字仪表及控制系统，国外早已着手研究，对于老一代核电厂数字仪表及控制系统应秉着谨慎态度，与我国国情相结合，选择与实际情况相符合的技术。举个例子：部分核电厂保护系统未发生过误动，控制系统可靠性相对较高，因此不能过于追求全数字化及控制系统，根据实际情况和经济实力，只改造需要改造的系统。 （四）提升工作人员的技能 核电厂运行设备的维护工作十分重要，为了能够有效提升核电厂运行设备的运行效率，相关技术的工作技能需要在不断提升，从而在日常维护以及管理工作中都可以针对各种故障进行处理，同时还可以采取良好的预防措施。因此，这就需要水利单位安排好相关技能的培训工作，例如根据设备安装以及运行情况而分批安排工作人员学习，不断提升他们掌握先进技术的能力。除此之外，核电厂运行设备维护工作中还可以进一步提升综合能力，例如在对于实践操作人员而言，需要不断总结自己的实践操作情况，进而不断提升自己的综合能力，并能够自主处理核电厂运行设备中所发生的其他故障。再者，核电厂运行设备的维护工作还需要工作人员用极强的责任心，从而提升核电厂运行设备的运行效率。 结束语 在核电厂的运行管理工作中，核电厂数字仪表的自动化控制技术对其核电厂的相关的管理工作有着重要的意义，加强核电厂数字仪表的参数数据的管理，有效的避免参数故障的发生，从而影响运作工作的发展。因此，在核电厂的运行开展的工作中，加强核电厂数字仪表的自动化控制技术的发展，提高全面性的技术发展，才能够有效的促进工作的监督管理。 参考文献 [1]商海龙，李海煌. 核电厂数字化仪表与控制系统的应用现状及发展趋势[J]. 科技传播，2017，9（10）：27-28. [2]刘中明，陆荆，李红英. 核电厂数字化仪表与控制系统的应用现状与发展趋势[J]. 中小企业管理与科技（下旬刊），2016，（03）：244. [3]. IEC 62645 ed1.0核电厂仪表和控制系统基于计算机系统的安全程序要求[J]. 核标准计量与质量，2015，（02）：16.

国家核安全局关于印发《民用核安全设备特种工艺人员资格管理监督

国家核安全局关于印发《民用核安全设备特种工艺人员资格 管理监督检查大纲》的通知 【法规类别】核安全管理 【发文字号】国核安函[2013]34号 【发布部门】国家核安全局 【发布日期】2013.03.26 【实施日期】2013.03.26 【时效性】现行有效 【效力级别】XE0303 国家核安全局关于印发《民用核安全设备特种工艺人员资格管理监督检查大纲》的通知 （国核安函[2013]34号） 环境保护部各核与辐射安全监督站，机械科学研究总院核设备安全与可靠性中心： 为进一步加强对民用核安全设备特种工艺人员的监管工作，促进监管工作规范化、程序化，提高监管工作的有效性，根据相关法规文件要求，我局组织编制了《民用核安全设备特种工艺人员资格管理监督检查大纲》，现印发给你们，请遵照执行。 附件：民用核安全设备特种工艺人员资格管理监督检查大纲 国家核安全局 2013年3月26日

附件 民用核安全设备特种工艺人员资格管理监督检查大纲 第一章总则 第一条为进一步明确民用核安全设备特种工艺人员（民用核安全设备焊工焊接操作工和无损检验人员）资格管理监督检查工作相关单位和部门的职责分工和工作接口，明确监督检查的方式、内容、要求和流程，促进监督检查工作规范化和程序化，提高监督检查工作的有效性，制定本大纲。 第二条编制本大纲的主要依据如下： （一）《民用核安全设备监督管理条例》（国务院第500号令）； （二）《核电厂质量保证安全规定》（HAF003）及其导则； （三）《民用核安全设备设计制造安装和无损检验监督管理规定》（HAF601）； （四）《民用核安全设备无损检验人员资格管理规定》（HAF602）； （五）《民用核安全设备焊工焊接操作工资格管理规定》（HAF603）； （六）《进口民用核安全设备监督管理规定》（HAF604）； （七）核安全监管机构内各部门的“三定”方案； （八）环境保护部部长专题会议纪要（2012-026）。 第三条本大纲适用于国家核安全局对民用核安全设备特种工艺人员资格考核单位及其考

第3部分 与核安全有关的部门规章1

第三部分 与核安全有关的部门规章 一、民用核设施安全监督管理类 （一）通用系列规章 民用核设施安全监督管理条例实施细则之一 ——核电厂安全许可证件的申请和颁发（HAF001/01-1993） （1993年12月31日国家核安全局发布，1993年修改） 【结构组成】 第一章 总则 第二章 核电厂安全许可证件的许可事项 第三章 核电厂安全许可证件的申请 第四章 颁发核电厂安全许可证件的审评工作 第五章 申请核电厂安全许可证件需要提交的文件资料 第六章 操纵员执照 第七章 附则 第一章 总则 第一条 根据《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》（以下简称《条例》）第二十五条的规定，制定本实施细则。 第二条 本实施细则适用于核电厂安全许可证件的申请、申请的审查和评定以及许可证件的批准和颁发。《条例》第二条所列的其他民用核设施的安全许可证件的申请和颁发可参照本实施细则执行。 第二章 核电厂安全许可证件的许可事项 第三条 根据《条例》第三条和第八条的规定，为实施对核电厂厂址选择、建造、调试、运行和退役五个主要阶段的安全监督管理，国家颁发相应的安全许可证件，规定相应的许可活动及其必须遵守的条件。 第四条 核电厂的厂址选择：在国家有关部门批准核电厂可行性报告之前，必须取得国家核安全局《核电厂厂址选择审查意见书》。 第五条 核电厂的建造：根据《条例》第九条的规定，国家核安全局颁发《核电厂建造许可证》后，许可营运单位开始核岛基础混凝土浇筑。 第六条 核电厂的首次装料调试：根据《条例》第十条的规定，国家核安全局颁发《核电厂首次装料批准书》后，许可营运单位首次向堆芯装载核燃料、进行带核的调试和按批准的计划提升功率、进行试运行。 第七条 核电厂的运行：根据《条例》第十条的规定，国家核安全局颁发《核电厂运行许可证》后，许可营运单位在遵守《核电厂运行许可证》规定的条件下运行。 第八条 核电厂的退役：根据《条例》第三条规定，国家核安全局颁发《核电厂开始退役批准书》后，许可营运单位开始退役活动；颁发《核电厂最终退役批准书》后，批准核电厂最终退役。 第九条 《核电厂运行许可证》的有效期限一般为设计寿期，在特殊情况下由国家核安全局另行规定。

新建核电厂数字化仪控系统变更控制研究

Vol. 39 No. 5 Oct. 2019第39卷第5期2019年］0月核科学与工程Nuclear Science and Engineering 新建核电厂数字化仪控系统变更控制研究 朱高试，穆海洋，段M (中国核电江苏核电有限公司，江苏连云港222042) 摘要：新建核电站数字化仪控系统(也称DCS 系统)招投标程序完成后，工程造价基本确定，但是项目执 行期间的变更数量及变更费用往往难以控制。本文结合田湾核电站一期、二期DCS 项目的执行情况， 首先对变更的原因进行分析，然后通过一些标志性节点将DCS 项目执行分为不同的阶段，根据每个阶 段的工作侧重点不同，提出了变更预防及控制的策略，以期推动核电站DCS 项目管理水平的提升。关键词：核电站;数字化仪控;变更控制 中图分类号：TL48 文章标志码：A 文章编号：0258-0918(2019)05-0821-05 Research on Change Control of Digital I&C System in Newly-built Nuclear Power Plants ZHU Gaobin, MU Haiyang , DUAN Peng (Jiangsu Nuclear Power Corporation, Lianyungang of Jiangsu Prov. 222042,China) Abstract : With the constant development of computer and information automation technology > newly built NPPs all choose digitalized I&C system (also known asDCS system) in the form of tendering and bidding. At present , technology of main stream DCS system is quite mature , but it is difficult to control thequantity and cost of changes during the project implementation. The paper is to analyze reasons of changes based on the experiences of project implementation in Phases [&II of Tianwan Nuclear Power Station? and to discuss enhancement to change con -trol of Digitalized I&C system in theperspective of project management. Key words ：Nuclear Power Plants ;Digital I&C System ；Change Control 数字化仪控系统是指以微处理芯片构成 的，以数字处理技术为特点的智能化电子设备 和计算机系统，它除了具有常规测量仪表的测 量和控制功能外，还具有极强的数据处理和通 讯能力，并且数字化仪控系统采用统一的人机 界面,为电厂的运行和维护提供了便利。1998年，田湾核电厂一期工程(1、2号机组) 在国内首次引进数字化仪控系统(SIEMENS/ Framatome Teleperm-XP + Teleperm-XS)^1^ o 此后,各新建核电厂均以招投标的形式选择数字收稿日期=2019-03-20 作者简介:朱高斌(1975-),男，江苏连云港人，高级操纵员，学士，现主要从事核电厂仪控系统的项目管理工作821

核电厂非安全级数字化控制系统-出厂、现场测试规范 征求意见稿编制

NB/T XXXX—XXXX 核电厂非安全级数字化控制系统－出厂验收测试（FAT）、现场验收测试（SAT）、现场综合测试（SIT）规范 编制说明 （征求意见稿） 2012年2月10日

核电厂非安全级数字化控制系统－出厂验收测试（FAT）、现场验收测试（SAT）、现场综合测试（SIT）规范 一、任务来源及计划要求 本标准制订任务源自能源局2011年下达的标准制修订计划（国能科技[2011]48号文），项目编号能源2011H082。 计划要求制定《核电厂非安全级数字化控制系统（硬件）——出厂验收测试（FAT）、现场验收测试（SAT）、现场综合测试（SIT）规范》，制定后的标准名称为：核电厂非安全级数字化控制系统——出厂验收测试（FAT）、现场验收测试（SAT）、现场综合测试（SIT）规范。 注： 考虑到数字化控制系统在验收测试时需要综合使用硬件和软件，根据方案评审会和初稿评审会两次会议的讨论结果，报主管部门批准后，删除原标准中“硬件”二字。 二、编制过程 （1）概述 本标准参考GB/T 25928-2010《过程工业自动化系统出厂验收测试（FAT ）、现场验收测试（SAT ）、现场综合测试（SIT）规范》，结合我国核电工程的实际情况，对GB/T 25928-2010中的不适用以及遗漏内容进行了修订和补充。本标准由深圳中广核工程设计有限公司主编，苏州热工研究院有限公司、北京广利核系统工程公司、上海核工程研究设计院参加起草。 （2）大纲评审稿 2011年6月3日召开了本标准的大纲评审稿专家讨论会，包括来自中国电力顾问集团公司、华东电力设计院、西北电力设计院、广东电力设计院、江苏核电有限公司、宁德核电有限公司以及本标准的主编和参编单位的专家共15人参加本次讨论会。本次会议中对本标准的编制方向以及编制过程中遇到的主要问题进行了讨论，为本标准的制定指明了方向。 （3）初稿 2011年10月20日召开了本标准的初稿讨论会，包括来自中国电力企业联合会、中国电力顾问集团公司、华东电力设计院、广东电力设计院、东方电气自