CN103400623A - 核电站数字化仪控多样性保护方法和系统 - Google Patents
核电站数字化仪控多样性保护方法和系统 Download PDFInfo
- Publication number
- CN103400623A CN103400623A CN2013103268525A CN201310326852A CN103400623A CN 103400623 A CN103400623 A CN 103400623A CN 2013103268525 A CN2013103268525 A CN 2013103268525A CN 201310326852 A CN201310326852 A CN 201310326852A CN 103400623 A CN103400623 A CN 103400623A
- Authority
- CN
- China
- Prior art keywords
- nuclear power
- level
- safety
- das
- power station
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Pending
Links
- 238000000034 method Methods 0.000 title claims abstract description 41
- 230000004044 response Effects 0.000 claims abstract description 18
- 238000002955 isolation Methods 0.000 claims abstract description 13
- 230000002159 abnormal effect Effects 0.000 claims abstract description 10
- 239000002826 coolant Substances 0.000 claims abstract description 7
- 239000002918 waste heat Substances 0.000 claims abstract description 6
- 230000006870 function Effects 0.000 claims description 59
- 230000009257 reactivity Effects 0.000 claims description 6
- 230000000116 mitigating effect Effects 0.000 claims description 5
- 238000006243 chemical reaction Methods 0.000 abstract 1
- 230000008030 elimination Effects 0.000 abstract 1
- 238000003379 elimination reaction Methods 0.000 abstract 1
- 238000013461 design Methods 0.000 description 21
- 238000005516 engineering process Methods 0.000 description 20
- 230000007547 defect Effects 0.000 description 12
- 230000001276 controlling effect Effects 0.000 description 9
- 230000006872 improvement Effects 0.000 description 9
- 238000012423 maintenance Methods 0.000 description 8
- 230000007123 defense Effects 0.000 description 7
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 6
- 238000012544 monitoring process Methods 0.000 description 6
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 description 4
- 238000012360 testing method Methods 0.000 description 4
- 230000007613 environmental effect Effects 0.000 description 3
- 230000001105 regulatory effect Effects 0.000 description 3
- 230000008439 repair process Effects 0.000 description 3
- 230000009471 action Effects 0.000 description 2
- 238000005260 corrosion Methods 0.000 description 2
- 230000007797 corrosion Effects 0.000 description 2
- 238000011156 evaluation Methods 0.000 description 2
- 230000008569 process Effects 0.000 description 2
- 238000004092 self-diagnosis Methods 0.000 description 2
- 230000001052 transient effect Effects 0.000 description 2
- 230000007488 abnormal function Effects 0.000 description 1
- 238000004458 analytical method Methods 0.000 description 1
- 230000003466 anti-cipated effect Effects 0.000 description 1
- 230000009286 beneficial effect Effects 0.000 description 1
- 230000008901 benefit Effects 0.000 description 1
- 238000004891 communication Methods 0.000 description 1
- 230000007812 deficiency Effects 0.000 description 1
- 238000011161 development Methods 0.000 description 1
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 1
- 239000006185 dispersion Substances 0.000 description 1
- 230000010354 integration Effects 0.000 description 1
- 230000007246 mechanism Effects 0.000 description 1
- 238000012986 modification Methods 0.000 description 1
- 230000004048 modification Effects 0.000 description 1
- 230000003287 optical effect Effects 0.000 description 1
- 230000002265 prevention Effects 0.000 description 1
- 239000000941 radioactive substance Substances 0.000 description 1
- 238000000926 separation method Methods 0.000 description 1
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
Images
Classifications
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
Landscapes
- Safety Devices In Control Systems (AREA)
- Testing And Monitoring For Control Systems (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
本发明公开了一种核电站数字化仪控多样性保护方法，其包括：多样化驱动系统DAS获取核电站异常工况叠加的共因故障；多样化驱动系统DAS对共因故障中关键级安全功能的操控驱动手动控制，关键级安全功能至少包括反应性控制、余热排除、反应堆冷却剂装置、安全壳隔离和安全壳完整性中的一种；若关键级安全功能的操控无法根据响应时间要求执行手动控制，则DAS执行自动驱动操作。本发明核电站数字化仪控多样性保护方法，可有效地防止CCF发生。此外，本发明还公开了一种核电站数字化仪控多样性保护系统。
Description
技术领域
本发明属于核电技术领域，更具体地说，本发明涉及一种核电站数字化仪控多样性保护方法和系统。
背景技术
共因故障(Common Cause Failure,CCF)是指由一个特定事件或原因引起若干装置或部件不能执行其功能的故障，这些事件可能来自外界环境，也可能设计本身的缺陷所致。随着数字化技术在核电站中的应用，其在带来便于维护、可用性强和可自诊断等优点的同时，也因为具有高集成性和复杂性的特点，使其无法进行全面测试，尤其不能证明软件没有错误，因此增加了发生共因故障的风险。一旦发生CCF，可能会使运行相同软件的冗余系统同时失效，因此共因故障是极其危险的。
反应堆保护和监视系统(Reactor Protection and Monitoring System,RPMS)是核电站数字化仪控系统中非常重要的控制系统，主要功能是监测与反应堆安全有关的充分和必要的保护参数，在这些参数超过保护定值时自动触发紧急停堆和/或启动专设安全设施保护动作，以限制事故的发展和减轻事故后果，保证反应堆及核电站设备和人员的安全、防止放射性物质向周围环境的释放。
RPMS由反应堆保护系统(Reactor Protection System,RPS)及安全级人机接口系统组成。RPS采用集成的数字化平台，主要实现1E级的反应堆紧急停堆和专设安全设施(Engineering Safety Feature,ESF)驱动功能。RPS由四重冗余的独立通道和两重冗余的独立序列组成，每个通道采用两个独立的子系统实现信号多样性的反应堆紧急停堆功能，每个独立序列实现专设安全设施驱动功能。
安全级人机接口系统包括计算机化人机接口和常规人机接口。计算机化人机接口通过主控室和远程停堆站内的安全级监视和控制单元(S-VDU)实现安全参数监视以及1E级(包括少量NC+)设备的监视和控制；常规人机接口通过保护盘ECP上的常规开关实现反应堆紧急停堆和ESF系统级手动驱动；手动紧急停堆开关通过硬接线直接连接到反应堆停堆断路器的励磁线圈和失压线圈。ESF系统级手动驱动开关通过硬接线连接到RPS的冗余序列，与RPS冗余序列产生的自动控制指令组合在一起后共同驱动安全级执行机构。
在进行保护系统设计时，根据相关操作标准要求，需要考虑应对共因故障，当前核电站多采用“ECP旁路数字化＋BUP上PAMS参数旁路数字化＋ATWS缓解系统”应对数字化保护系统的软件共因故障。预计瞬态不停堆(AnticipatedTransient Without Scram,ATWS)系统提供了停堆停机以及启动辅助给水和闭锁第三组大气释放阀(GCT-a)和隔离蒸汽发生器排污(APG)系统等功能，ATWS缓解针对RPS共因故障失效提供的自动停堆手段覆盖主要是设计基准事故二类工况叠加的ATWT(即RPS出现不能正常停堆的瞬态)，没有完整的覆盖到RPS共因失效叠加的所有设计基准事故。同时，由于ECP和BUP旁路数字化技术只能在ECP和BUP盘台上设置手动功能，对于设计基准三、四类事故叠加RPS共因失效的事故关键存在较大风险，未能完全满足相关法规、标准对于保护系统共因故障CCF的要求。
发明内容
本发明的目的在于：基于核电安全相关法规和标准，为防止CCF发生，提供了一种在核电站运行过程中基于多样性保护，实现CCF的有效预防。
为了实现上述发明目的，本发明提供了一种核电站数字化仪控多样性保护方法，其包括：
多样化驱动系统DAS获取核电站异常工况叠加的共因故障；
多样化驱动系统DAS对所述共因故障中关键级安全功能的操控驱动手动控制，所述关键级安全功能至少包括反应性控制、余热排除、反应堆冷却剂装置、安全壳隔离以及安全壳完整性中的一种；
若所述关键级安全功能的操控无法根据响应时间要求执行手动控制，则DAS执行自动驱动操作。
作为本发明核电站数字化仪控多样性保护方法的一种改进，所述多样化驱动系统DAS对所述共因故障中关键级安全功能的操控进行手动控制，包括：
在DAS操作盘上为关键安全功能设置旁通数字化的执行系统级手动操作。
作为本发明核电站数字化仪控多样性保护方法的一种改进，所述若所述关键级安全功能的操控无法根据响应时间要求执行手动控制，还包括：执行ATWS缓解功能。
作为本发明核电站数字化仪控多样性保护方法的一种改进，所述方法还包括：
在所述DAS操作盘上设置旁通数字化的非安全级常规指示表和/或非安全级设备级硬手操器。
作为本发明核电站数字化仪控多样性保护方法的一种改进，所述方法还包括：
所述DAS采用常规模拟技术、电子技术或多样化RPMS数字化技术中的一种。
作为本发明核电站数字化仪控多样性保护方法的一种改进，所述手动控制包括：
手动控制核电站系统处于在运行限值内；或者，
手动控制核电站系统处于安全限值内；或者，
手动控制减缓事故后果。
为了实现上述发明目的，本发明还提供了一种核电站数字化仪控多样性保护系统，其包括：
多样性人机接口盘DHP，用于获取核电站异常工况叠加的共因故障；
多样性驱动机柜DAC，用于对所述共因故障中关键级安全功能的操控驱动手动控制，所述关键级安全功能至少包括反应性控制、余热排除、反应堆冷却剂装置、安全壳隔离以及安全壳完整性中的一种；若所述关键级安全功能的操控无法根据响应时间要求执行手动控制，则执行自动驱动操作。
作为本发明核电站数字化仪控多样性保护系统的一种改进，所述系统还包括：
在DAC操作盘上为关键安全功能设置旁通数字化的执行系统级手动操作。
作为本发明核电站数字化仪控多样性保护系统的一种改进，所述DAC还用于：
若所述关键级安全功能的操控无法根据响应时间要求执行手动控制，执行ATWS缓解功能。
作为本发明核电站数字化仪控多样性保护系统的一种改进，所述DAC操作盘上设置旁通数字化的非安全级常规指示表和/或非安全级设备级硬手操器。
作为本发明核电站数字化仪控多样性保护系统的一种改进，所述手动控制包括：
手动控制核电站系统处于在运行限值内；或者，
手动控制核电站系统处于安全限值内；或者，
手动控制减缓事故后果。
与现有技术相比，本发明核电站数字化仪控多样性保护方法和系统具有以下有益技术效果：多样化驱动系统DAS通过对共因故障中关键级安全功能的操控驱动手动控制，在关键级安全功能的操控无法根据响应时间要求执行手动控制的情况下，DAS执行自动驱动操作。实现了在采用多样化于反应堆保护系统无法作用的情况下，实现对核电设备的操作。一方面，基于纵深防御和多样性相关的法规标准设计的DAS系统可以更好的满足仪控系统纵深防御方面的要求，提高电站的安全性。另一方面，由于DAS为非安全级系统，因此不需要为了使设备在出现单一故障或因试验或维修退出运行时可以动作而采用冗余设计。最后，DAS采用常规模拟技术、电子技术(如FPGA、PLD等)或多样化于RPMS的数字化技术，使其不受RPMS(数字化单元)软件共因故障的影响，具有理想的技术效果。
附图说明
下面结合附图和具体实施方式，对本发明核电站数字化仪控多样性保护方法和系统进行详细说明，其中：
图1提供了本发明核电站数字化仪控多样性保护方法的一个实施例的流程图。
图2提供了本发明核电站数字化仪控多样性保护方法的又一个实施例的流程图。
图3提供了本发明核电站数字化仪控多样性保护系统的一个实施例的示意图。
具体实施方式
为了使本发明的发明目的、技术方案及其有益技术效果更加清晰，以下结合附图和具体实施方式，对本发明进行进一步详细说明。应当理解的是，本说明书中描述的具体实施方式仅仅是为了解释本发明，并非为了限定本发明。
共因故障是进行核电站保护系统设计时需重点关注的风险。为了使保护系统设计能避免共因故障的发生或减轻共因故障的后果，分析了共因故障的产生原因，并对国际法规、标准的相关要求进行了研究，总结出为应对共因故障所应遵循的设计准则。在核安全相关法规和标准中，为防止CCF的发生，本发明提供了一些设计要求和指导性意见，如多样性和纵深防御等。因此，通过研究相关法规和标准，依据设计标准和准则进行保护系统设计，是实现方CCF设计的有效途径。
请结合参看图1，图1提供了一种核电站数字化仪控多样性保护方法，具体包括：
步骤101，多样化驱动系统DAS获取核电站异常工况叠加的共因故障。
多样化驱动系统DAS提供了对核电站关键安全功能的监视和控制，可应对核电站异常工况叠加致使所有保护系统的功能不起作用的共因故障，DAS获取核电站异常工况叠加的共因故障。
进一步的，DAS获取核电站异常工况叠加的共因故障原因。共因故障的产生原因有因外部事件(如环境因素)引起的，也有因内部事件(如设计缺陷)引起的。主要的共因故障原因包括：设计基准错误、环境条件(温湿、地震、EMC等)、硬件缺陷(设计缺陷、制造误差、维护差错等)、软件缺陷(设计缺陷、制造误差、维护差错等)、多个功能集中在同一装置实现、冗余系统关联故障、同一技术或方法的缺陷、腐蚀和设备疲劳等等。
步骤103，多样化驱动系统DAS对共因故障中关键级安全功能的操控驱动手动控制。
可选的，手动控制包括：手动控制核电站系统处于在运行限值内；或者，
手动控制核电站系统处于安全限值内；或者，
手动控制减缓事故后果。
具体的，关键级安全功能至少包括反应性控制、余热排除、反应堆冷却剂装置、安全壳隔离以及安全壳完整性中的一种。手动控制可以根据共因故障原因进行相应操作，执行相应排障措施，如表1：
表1
| 共因故障原因 | 手动控制相应排障措施 |
| 设计基准错误 | 质量保障程序 |
| 环境条件(温湿、地震、EMC等) | 1E级质量鉴定 |
| 硬件缺陷(设计缺陷、制造误差、维护差错等) | 质量保障程序 |
| 软件缺陷(设计缺陷、制造误差、维护差错等) | 质量保障程序及软件V&V |
| 多个功能集中在同一装置实现 | 功能分散 |
| 冗余系统关联故障 | 实体分离、电气隔离、通信隔离 |
| 同一技术或方法的缺陷 | 纵深防御和多样性设计 |
| 腐蚀和设备疲劳 | 故障自诊断和定期试验 |
可选的，在DAS操作盘上为关键安全功能设置旁通数字化的执行系统级手动操作。
进一步的，若关键级安全功能的操控无法根据响应时间要求执行手动控制，则执行ATWS缓解功能。ATWS缓解功能在DAS中实现，但考虑采用单独的机柜
在DAS操作盘上设置旁通数字化的非安全级常规指示表和/或非安全级设备级硬手操器。由于DAS为非安全级系统，因此不需要为了使设备在出现单一故障或因试验或维修退出运行时可以动作而采用冗余设计。虽然DAS功能在维修或试验期间不可用，但可以通过行政措施限制试验或维修周期，保证DAS的不可用时间不超过概率安全分析中假定的不可用时间。
DAS采用常规模拟技术、电子技术或多样化RPMS数字化技术中的一种。具体的，DAS将采用常规模拟技术、电子技术(如FPGA、PLD等)或多样化于RPMS(数字化单元)的数字化技术，使其不受RPMS(数字化单元)软件共因故障的影响。
步骤105，若关键级安全功能的操控无法根据响应时间要求执行手动控制，则DAS执行自动驱动操作。
一般的，为防止手动控制失效或无法根据响应时间执行相关操作，需要设置自动驱动功能，DAS对操纵员手动操作无法满足响应时间要求的功能设置了自动动作。
ECP上系统级ESF驱动指令不旁路数字化，取消相应的继电器逻辑；
取消ESFAC与继电器逻辑之间的接口，保证DAS的独立性；在DAS操作盘上为关键安全功能设置旁通数字化的系统级手动操作。
取消1E级常规指示表和RPC机柜中的大部分隔离和分配模块。
在DAS操作盘上设置少量旁通数字化的非安全级常规指示表。
本发明实施例通过多样化驱动系统DAS对共因故障中关键级安全功能的操控驱动手动控制，在关键级安全功能的操控无法根据响应时间要求执行手动控制的情况下，DAS执行自动驱动操作，实现了在采用多样化于反应堆保护系统无法作用的情况下,实现对核电设备的操作。一方面，基于纵深防御和多样性相关的法规标准设计的DAS系统可以更好的满足仪控系统纵深防御方面的要求，提高电站的安全性。另一方面，由于DAS为非安全级系统，因此不需要为了使设备在出现单一故障或因试验或维修退出运行时可以动作而采用冗余设计。最后，DAS采用常规模拟技术、电子技术(如FPGA、PLD等)或多样化于RPMS的数字化技术，使其不受RPMS(数字化单元)软件共因故障的影响。
请结合参看图2，图2提供了一种核电站数字化仪控多样性保护方法的一个实施例。
DAS在物理和电气上与RPMS保持隔离。物理隔离方面，DAS布置在与RPMS实体隔离的房间；电气隔离方面，DAS与RPMS共用的传感器信号和开关量信号经隔离后分配给DAS；这些隔离装置(继电器、光耦等)属于保护系统，安装在保护系统内，满足1E级鉴定要求。DAS的输出信号经隔离后送到PIF模块，这些隔离装置(继电器、光耦等)属于保护系统，安装在保护系统内，满足1E级鉴定要求。
请结合参看图3，图3提供了一种核电站数字化仪控多样性保护系统的一个实施例，其包括：多样性人机接口盘DHP301、多样性驱动机柜DAC303。
其中，多样性人机接口盘DHP301，用于获取核电站异常工况叠加的共因故障；
多样性驱动机柜DAC303，用用于对共因故障中关键级安全功能的操控驱动手动控制，关键级安全功能至少包括反应性控制、余热排除、反应堆冷却剂装置、安全壳隔离以及安全壳完整性中的一种；若关键级安全功能的操控无法根据响应时间要求执行手动控制，则执行自动驱动操作。
多样性驱动机柜DAC303，还用于若关键级安全功能的操控无法根据响应时间要求执行手动控制，执行ATWS缓解功能。
在DAC操作盘上为关键安全功能设置旁通数字化的执行系统级手动操作。
DAC操作盘上设置旁通数字化的非安全级常规指示表和/或非安全级设备级硬手操器。
本发明实施例通过获取核电站运行参数项的功能数据中的异常功能数据对核电站安全运行的破坏值和核电站缺陷设备对核电站安全运行的隐患值；根据获得的破坏值、隐患值、核电设备可靠性能值、人机匹配值、核电站安全边界等级以及事件事故影响值，结合预先设置各个值的加权对核电站安全运行指数进行量化。解决了核电站安全运行数据离散、无法精确评估核电站安全等级的问题。同时，由于采集了核电站运行中安全方面的绝大部分数据，通过建立的模型进行评测，实现了核电站全面的安全测评、数字化测评，取得很好的技术效果。
系统的实施方法和流程可以参见前述实施例中介绍的方法实施例，此处不再赘述。
结合以上对本发明的详细描述可以看出，相对于现有技术，本发明至少具有以下有益技术效果：多样化驱动系统DAS通过对共因故障中关键级安全功能的操控驱动手动控制，在关键级安全功能的操控无法根据响应时间要求执行手动控制的情况下，DAS执行自动驱动操作。实现了在采用多样化于反应堆保护系统无法作用的情况下，实现对核电设备的操作。一方面，基于纵深防御和多样性相关的法规标准设计的DAS系统可以更好的满足仪控系统纵深防御方面的要求，提高电站的安全性。另一方面，由于DAS为非安全级系统，因此不需要为了使设备在出现单一故障或因试验或维修退出运行时可以动作而采用冗余设计。最后，DAS采用常规模拟技术、电子技术(如FPGA、PLD等)或多样化于RPMS的数字化技术，使其不受RPMS(数字化单元)软件共因故障的影响，具有理想的技术效果。
根据上述原理，本发明还可以对上述实施方式进行适当的变更和修改。因此，本发明并不局限于上面揭示和描述的具体实施方式，对本发明的一些修改和变更也应当落入本发明的权利要求的保护范围内。此外，尽管本说明书中使用了一些特定的术语，但这些术语只是为了方便说明，并不对本发明构成任何限制。
Claims (11)
1.一种核电站数字化仪控多样性保护方法，其特征在于，所述方法包括：
多样化驱动系统DAS获取核电站异常工况叠加的共因故障；
多样化驱动系统DAS对所述共因故障中关键级安全功能的操控驱动手动控制，所述关键级安全功能至少包括反应性控制、余热排除、反应堆冷却剂装置、安全壳隔离以及安全壳完整性中的一种；
若所述关键级安全功能的操控无法根据响应时间要求执行手动控制，则DAS执行自动驱动操作。
2.根据权利要求1所述的方法，其特征在于，所述多样化驱动系统DAS对所述共因故障中关键级安全功能的操控进行手动控制，包括：
在DAS操作盘上为关键安全功能设置旁通数字化的执行系统级手动操作。
3.根据权利要求2所述的方法，其特征在于，所述若所述关键级安全功能的操控无法根据响应时间要求执行手动控制，还包括：执行ATWS缓解功能。
4.根据权利要求2所述的方法，其特征在于，所述方法还包括：
在所述DAS操作盘上设置旁通数字化的非安全级常规指示表和/或非安全级设备级硬手操器。
5.根据权利要求4所述的方法，其特征在于，所述方法还包括：
所述DAS采用模拟技术、电子技术或多样化RPMS数字化技术中的一种。
6.根据权利要求1至5中任一项所述的方法，其特征在于，所述手动控制包括：
手动控制核电站系统处于在运行限值内；或者，
手动控制核电站系统处于安全限值内；或者，
手动控制减缓事故后果。
7.一种核电站数字化仪控多样性保护系统，其特征在于，所述系统包括：
多样性人机接口盘DHP，用于获取核电站异常工况叠加的共因故障；
多样性驱动机柜DAC，用于对所述共因故障中关键级安全功能的操控驱动手动控制，所述关键级安全功能至少包括反应性控制、余热排除、反应堆冷却剂装置、安全壳隔离以及安全壳完整性中的一种；若所述关键级安全功能的操控无法根据响应时间要求执行手动控制，则执行自动驱动操作。
8.根据权利要求7所述的系统，其特征在于，所述系统还包括：
在DAC操作盘上为关键安全功能设置旁通数字化的执行系统级手动操作。
9.根据权利要求8所述的系统，其特征在于，所述DAC还用于：
若所述关键级安全功能的操控无法根据响应时间要求执行手动控制，执行ATWS缓解功能。
10.根据权利要求8所述的系统，其特征在于，所述DAC操作盘上设置旁通数字化的非安全级常规指示表和/或非安全级设备级硬手操器。
11.根据权利要求7至10中任一项所述的系统，其特征在于，所述手动控制包括：
手动控制核电站系统处于在运行限值内；或者，
手动控制核电站系统处于安全限值内；或者，
手动控制减缓事故后果。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| CN2013103268525A CN103400623A (zh) | 2013-07-30 | 2013-07-30 | 核电站数字化仪控多样性保护方法和系统 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| CN2013103268525A CN103400623A (zh) | 2013-07-30 | 2013-07-30 | 核电站数字化仪控多样性保护方法和系统 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| CN103400623A true CN103400623A (zh) | 2013-11-20 |
Family
ID=49564227
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| CN2013103268525A Pending CN103400623A (zh) | 2013-07-30 | 2013-07-30 | 核电站数字化仪控多样性保护方法和系统 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| CN (1) | CN103400623A (zh) |
Cited By (22)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN103646675A (zh) * | 2013-12-13 | 2014-03-19 | 中广核工程有限公司 | 核电站数字化分布式控制系统及其隔离方法 |
| CN103714870A (zh) * | 2013-12-13 | 2014-04-09 | 中国核电工程有限公司 | 一种核电厂严重事故仪控系统的设计方法 |
| CN104181420A (zh) * | 2014-08-20 | 2014-12-03 | 中广核工程有限公司 | 核电站atws系统的响应时间测试方法和系统 |
| CN104464861A (zh) * | 2014-12-02 | 2015-03-25 | 中广核工程有限公司 | 核电站转机驱动控制方法和装置 |
| CN104485142A (zh) * | 2014-12-08 | 2015-04-01 | 中广核工程有限公司 | 核电站多样性驱动方法、装置及系统 |
| CN104571081A (zh) * | 2014-12-10 | 2015-04-29 | 国核自仪系统工程有限公司 | 核电多样化驱动系统验证装置及其验证方法 |
| CN106205755A (zh) * | 2016-07-26 | 2016-12-07 | 中广核工程有限公司 | 反应堆保护系统通道响应时间智能化测试系统及方法 |
| WO2017079950A1 (zh) * | 2015-11-12 | 2017-05-18 | 中广核工程有限公司 | 一种核电站多样性驱动系统及方法和多样性保护系统 |
| CN106850369A (zh) * | 2016-12-26 | 2017-06-13 | 中核控制系统工程有限公司 | 一种安全级dcs高速冗余总线通信方法 |
| CN106950850A (zh) * | 2017-02-20 | 2017-07-14 | 上海核工程研究设计院 | 一种数字化仪控系统动态可靠性集成分析方法 |
| CN107437345A (zh) * | 2016-05-27 | 2017-12-05 | 江苏核电有限公司 | 一种核电站数字化安全设施驱动系统培训测试平台 |
| CN108490855A (zh) * | 2018-04-02 | 2018-09-04 | 中广核研究院有限公司 | 一种核动力船舶主控室专用安全盘的配置系统 |
| CN108711459A (zh) * | 2018-05-30 | 2018-10-26 | 中国原子能科学研究院 | 一种用于快堆的多样化保护装置 |
| CN109597393A (zh) * | 2018-11-15 | 2019-04-09 | 中国核电工程有限公司 | 一种核电厂事故处理策略中关键安全功能的设计实施方法 |
| CN109712731A (zh) * | 2018-12-07 | 2019-05-03 | 中广核工程有限公司 | 一种核电站多样性驱动系统及驱动方法 |
| CN109712732A (zh) * | 2018-12-25 | 2019-05-03 | 江苏核电有限公司 | 一种核电站专设安全设施的手动多样化触发方法 |
| CN110009228A (zh) * | 2019-04-04 | 2019-07-12 | 中国核动力研究设计院 | 概率论与确定论相结合的核电厂多样性保护系统设计方法 |
| CN110366760A (zh) * | 2016-12-30 | 2019-10-22 | 纽斯高动力有限责任公司 | 核反应堆保护系统和方法 |
| CN110570960A (zh) * | 2018-11-15 | 2019-12-13 | 深圳中广核工程设计有限公司 | 一种核电站控制室故障降级运行方法及系统 |
| CN111462931A (zh) * | 2020-04-16 | 2020-07-28 | 中国核动力研究设计院 | 一种主辅控制室手动控制信号的切换方法 |
| CN114647939A (zh) * | 2022-03-23 | 2022-06-21 | 中国核动力研究设计院 | 一种船用核动力装置多样化保护参数的选取方法 |
| WO2023152853A1 (ja) * | 2022-02-10 | 2023-08-17 | 三菱電機株式会社 | 安全保護システムのバックアップ装置 |
Citations (7)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4585609A (en) * | 1981-12-31 | 1986-04-29 | Framatome & Cie | Method of monitoring an electricity generating station equipped with a nuclear reactor |
| JP2010249559A (ja) * | 2009-04-13 | 2010-11-04 | Toshiba Corp | デジタル安全保護系システム |
| CN102097145A (zh) * | 2010-11-05 | 2011-06-15 | 中广核工程有限公司 | 核电站非安全级平台仪控的系统及方法 |
| CN102324258A (zh) * | 2011-06-17 | 2012-01-18 | 中广核工程有限公司 | 一种防止核电站atwt机柜误驱动的方法和系统 |
| WO2012018016A1 (ja) * | 2010-08-06 | 2012-02-09 | 三菱重工業株式会社 | 原子力施設の制御システム |
| WO2012043223A1 (ja) * | 2010-09-30 | 2012-04-05 | 三菱重工業株式会社 | 原子力プラントの運転監視装置 |
| CN102543234A (zh) * | 2011-12-19 | 2012-07-04 | 中国核电工程有限公司 | 百万千瓦核电厂数字化仪控多样性保护系统事故分析方法 |
-
2013
- 2013-07-30 CN CN2013103268525A patent/CN103400623A/zh active Pending
Patent Citations (7)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4585609A (en) * | 1981-12-31 | 1986-04-29 | Framatome & Cie | Method of monitoring an electricity generating station equipped with a nuclear reactor |
| JP2010249559A (ja) * | 2009-04-13 | 2010-11-04 | Toshiba Corp | デジタル安全保護系システム |
| WO2012018016A1 (ja) * | 2010-08-06 | 2012-02-09 | 三菱重工業株式会社 | 原子力施設の制御システム |
| WO2012043223A1 (ja) * | 2010-09-30 | 2012-04-05 | 三菱重工業株式会社 | 原子力プラントの運転監視装置 |
| CN102097145A (zh) * | 2010-11-05 | 2011-06-15 | 中广核工程有限公司 | 核电站非安全级平台仪控的系统及方法 |
| CN102324258A (zh) * | 2011-06-17 | 2012-01-18 | 中广核工程有限公司 | 一种防止核电站atwt机柜误驱动的方法和系统 |
| CN102543234A (zh) * | 2011-12-19 | 2012-07-04 | 中国核电工程有限公司 | 百万千瓦核电厂数字化仪控多样性保护系统事故分析方法 |
Non-Patent Citations (3)
| Title |
|---|
| 俞金波: "AP1000的多样性驱动系统(DAS)分析_", 《黑龙江科技信息》 * |
| 周卫华等: "各堆型DAS系统功能设计对比研究", 《核科学与工程》 * |
| 郑伟智等: "CPR1000保护系统设计研究", 《核动力工程》 * |
Cited By (31)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN103714870A (zh) * | 2013-12-13 | 2014-04-09 | 中国核电工程有限公司 | 一种核电厂严重事故仪控系统的设计方法 |
| CN103646675A (zh) * | 2013-12-13 | 2014-03-19 | 中广核工程有限公司 | 核电站数字化分布式控制系统及其隔离方法 |
| CN104181420B (zh) * | 2014-08-20 | 2017-03-15 | 中广核工程有限公司 | 核电站atws系统的响应时间测试方法和系统 |
| CN104181420A (zh) * | 2014-08-20 | 2014-12-03 | 中广核工程有限公司 | 核电站atws系统的响应时间测试方法和系统 |
| CN104464861A (zh) * | 2014-12-02 | 2015-03-25 | 中广核工程有限公司 | 核电站转机驱动控制方法和装置 |
| WO2016091158A1 (zh) * | 2014-12-08 | 2016-06-16 | 中广核工程有限公司 | 核电站多样性驱动方法、装置及系统 |
| CN104485142A (zh) * | 2014-12-08 | 2015-04-01 | 中广核工程有限公司 | 核电站多样性驱动方法、装置及系统 |
| CN104571081B (zh) * | 2014-12-10 | 2018-10-02 | 国核自仪系统工程有限公司 | 核电多样化驱动系统验证装置及其验证方法 |
| CN104571081A (zh) * | 2014-12-10 | 2015-04-29 | 国核自仪系统工程有限公司 | 核电多样化驱动系统验证装置及其验证方法 |
| WO2017079950A1 (zh) * | 2015-11-12 | 2017-05-18 | 中广核工程有限公司 | 一种核电站多样性驱动系统及方法和多样性保护系统 |
| CN107437345A (zh) * | 2016-05-27 | 2017-12-05 | 江苏核电有限公司 | 一种核电站数字化安全设施驱动系统培训测试平台 |
| CN106205755A (zh) * | 2016-07-26 | 2016-12-07 | 中广核工程有限公司 | 反应堆保护系统通道响应时间智能化测试系统及方法 |
| CN106205755B (zh) * | 2016-07-26 | 2018-08-31 | 中广核工程有限公司 | 反应堆保护系统通道响应时间智能化测试系统及方法 |
| CN106850369A (zh) * | 2016-12-26 | 2017-06-13 | 中核控制系统工程有限公司 | 一种安全级dcs高速冗余总线通信方法 |
| CN110366760A (zh) * | 2016-12-30 | 2019-10-22 | 纽斯高动力有限责任公司 | 核反应堆保护系统和方法 |
| CN110366760B (zh) * | 2016-12-30 | 2024-05-07 | 纽斯高动力有限责任公司 | 核反应堆保护系统和方法 |
| CN106950850A (zh) * | 2017-02-20 | 2017-07-14 | 上海核工程研究设计院 | 一种数字化仪控系统动态可靠性集成分析方法 |
| CN108490855A (zh) * | 2018-04-02 | 2018-09-04 | 中广核研究院有限公司 | 一种核动力船舶主控室专用安全盘的配置系统 |
| CN108711459A (zh) * | 2018-05-30 | 2018-10-26 | 中国原子能科学研究院 | 一种用于快堆的多样化保护装置 |
| CN108711459B (zh) * | 2018-05-30 | 2020-12-11 | 中国原子能科学研究院 | 一种用于快堆的多样化保护装置 |
| CN109597393A (zh) * | 2018-11-15 | 2019-04-09 | 中国核电工程有限公司 | 一种核电厂事故处理策略中关键安全功能的设计实施方法 |
| CN110570960A (zh) * | 2018-11-15 | 2019-12-13 | 深圳中广核工程设计有限公司 | 一种核电站控制室故障降级运行方法及系统 |
| CN109712731A (zh) * | 2018-12-07 | 2019-05-03 | 中广核工程有限公司 | 一种核电站多样性驱动系统及驱动方法 |
| CN109712732A (zh) * | 2018-12-25 | 2019-05-03 | 江苏核电有限公司 | 一种核电站专设安全设施的手动多样化触发方法 |
| CN110009228A (zh) * | 2019-04-04 | 2019-07-12 | 中国核动力研究设计院 | 概率论与确定论相结合的核电厂多样性保护系统设计方法 |
| CN110009228B (zh) * | 2019-04-04 | 2021-04-02 | 中国核动力研究设计院 | 概率论与确定论相结合的核电厂多样性保护系统设计方法 |
| CN111462931A (zh) * | 2020-04-16 | 2020-07-28 | 中国核动力研究设计院 | 一种主辅控制室手动控制信号的切换方法 |
| CN111462931B (zh) * | 2020-04-16 | 2021-11-30 | 中国核动力研究设计院 | 一种主辅控制室手动控制信号的切换方法 |
| WO2023152853A1 (ja) * | 2022-02-10 | 2023-08-17 | 三菱電機株式会社 | 安全保護システムのバックアップ装置 |
| CN114647939A (zh) * | 2022-03-23 | 2022-06-21 | 中国核动力研究设计院 | 一种船用核动力装置多样化保护参数的选取方法 |
| CN114647939B (zh) * | 2022-03-23 | 2023-09-19 | 中国核动力研究设计院 | 一种船用核动力装置多样化保护参数的选取方法 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| CN103400623A (zh) | 核电站数字化仪控多样性保护方法和系统 | |
| US11728051B2 (en) | Nuclear reactor protection systems and methods | |
| US11961625B2 (en) | Nuclear reactor protection systems and methods | |
| CN104485142A (zh) | 核电站多样性驱动方法、装置及系统 | |
| KR100848881B1 (ko) | 디지털 원자로 보호 시스템 | |
| Park et al. | Design of instrumentation and control system for research reactors | |
| Shirasawa et al. | Digital I&C System in the US-APWR | |
| Yoshikawa et al. | Integrated functional modeling method for configuring NPP plant DiD risk monitor and its application for AP1000 | |
| Moutrey et al. | Sizewell B power station primary protection system design application overview | |
| Teolis et al. | Application of fault tree methodology to modeling of the AP1000 plant digital reactor protection system | |
| Yu et al. | A Post-accident Operating State Monitoring and Tracing System for Primary Circuit in Nuclear Power Plants | |
| von Haebler et al. | The PWR Protection System-Present and Future | |
| Tikku et al. | Safety System and Control System Separation Requirements for ACR-1000™ and Operating CANDU® Reactors | |
| Jang et al. | System design strategies of post-accident monitoring system for a PGSFR in Korea | |
| Ishimoto et al. | Mitsubishi Digital I&C System Features for PWR Plant | |
| Huang et al. | Reactor Protection Diversity Requirements and the Typical Solution Base on DCS | |
| Sun | Digital Instrumentation and Control System for Unit 5 & 6 of YangJiang NPP | |
| Cook et al. | LI Reclassification | |
| Kima et al. | Study on the Post-Fire Safe-Shutdown Analysis for CANDU NPPs | |
| Hustak et al. | Probabilistic assessment of NPP Dukovany IandC systems | |
| Stute | The German standard KTA 3501 Reactor Protection System and the Monitoring of Engineered Safeguards: Interface with regulatory requirements, high lights, differences to IAEA SG-D 3, Safety Guide on Protection Systems in nuclear power plants | |
| Wei-Jun et al. | The backup of main control means analysis and application in HYH NPP | |
| President-Nuclear | Docket Number 50-346 License Number NPF-3 Serial Number 2625 | |
| Ma et al. | The Analysis and Design Technology Research of DAS | |
| Oba et al. | ICONE15-10527 Utilization of Digital I&C system for the US-APWR |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| C06 | Publication | ||
| PB01 | Publication | ||
| C10 | Entry into substantive examination | ||
| SE01 | Entry into force of request for substantive examination | ||
| RJ01 | Rejection of invention patent application after publication | ||
| RJ01 | Rejection of invention patent application after publication |
Application publication date: 20131120 |