CN107924722B - 核电站安全管理系统 - Google Patents

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Abstract

本发明涉及自动化和计算机工程，可用于监测和控制核电站的安全性。技术成果包括提高安全系统的可靠性。系统包含了许多相同的安全通道,每个通道包括输入/输出站1–n工艺流程信号，致动器优先执行控制站1‑m,与单元控制室和备份控制点连接，自动安全调节器，输入/输出安全措施总线此自动安全调节器与输入输出站和优先执行控制站交换，通过交叉双工光纤连接线与其他的安全通道连接在一起。每个安全通道还包括另外包括正常运行的自动控制器1‑s，通过正常运行的冗余流ENL与优先执行控制站1‑m的输入输出站1‑n连接，冗余流ENL建立在交换接口Ethernet的基础上，交换接口是通过正常运行的冗余流EN将网络交换器和数据通信协议与正常运行系统连接起来的放射性结构。

Description

核电站安全管理系统
技术领域
本发明涉及自动化和计算机技术,能够适用于核电站自动控制(电站自动控制)和管理系统，其目的在于建立核电站安全管理系统(核电站安全管理系统)。
背景技术
已知的核电站数字化保护系统(美国专利号No.6049578,国际专利等级G21C7/36，专利公开日期2000年4月11日,模拟装置)由四个相同的处理和管理通道组成，通过对比可测参数和指定设定值的参数以及在参数超出设定范围时执行用户设定的保护措施，来识别是否出现紧急情况。安全通道之间相互独立，通过光纤线路相互交叉连接。每条通道由模拟传感器、离散传感器(这些传感器同时与通道相连),数字模拟转换器(确保可测模拟信号在输出端转换成数字模式)、双稳态触发器、逻辑对应处理器、执行机制控制程序启动逻辑处理器以及核反应堆自动保护装置组成。双稳态触发器将自身通道的可测数字信号转换成工艺参数，检查可测参数是否超出设定范围，根据每个参数形成二进制误差记号,把这些记号通过光纤线路传递到其他的处理和管理通道中。逻辑对应处理器接收到来自该通道双稳态触发器的二进制误差记号的信号参数，根据相应的参数从其他通道通过光纤线路传输接收误差信号。按照每一个参数逻辑对应处理器对输出的记号是否达到第4通道的2个零界值。如果逻辑对应处理器发现第四通道中两个零界参数值发生误差，逻辑启动处理器将做出必要的指令关闭反应堆、激活数字化安全装置。
发明内容
系统有以下缺点:
从正常运行系统着手是不能访问安全系统的传感器和执行机制的，这就需要额外消耗来监控状态，以及调控正常运行和安全系统的核电站总设备。安全防护系统的设备不具备对其结果进行外部监测的自我检测方式，难以确定故障，也就使恢复时间变长。安全通道建立在同样的处理和调控数字硬件上，通过基本和系统软件。这可能导致因常见原因而拒绝核电站安全管理系统，常见原因由于可编程硬件中的隐藏故障以及基本和系统软件中的隐藏错误引起的。
已知的核电站数字化管理系统和安全参数保障措施(俄罗斯专利号No.2356111,国际专利等级G21C7/36,专利公开日期2009年,原型机)由三个完全一样的单独安全通道组成,通过分析来自传感过程的参数数值对设备进行评估,在突发紧急情况时采取控制保护措施。每个安全通道之间依靠光纤线路相互联系,传递信息。每个安全通道包括输出端信号输出装置、比较器、控制形成装置、联锁装置和执行机制控制装置。输出装置是用于输出模拟信号和使其转换成数字模式的一种装置。比较器是用于比较计算出的参数值和先前设定好的参数值和启动控制信号装置的一种装置。联锁装置正是按照该种信号生成执行机制控制信号。每个安全通道中的数字处理装置通过穿插在通道间的光线与其他通道中相应设备连接，根据―3选2”原则形成4个级别的通道间线路和多数冗余。来自3个安全通道的控制指令的大部分处理也由硬件来完成，硬件在执行机制的执行器控制装置的输入端处。
核电站数字化管理系统原型包括执行机制控制系统的有线连接,在安全通道上可连接到单元(单元控制室)和备用(备用控制室),通过这种连接可实现执行机制与单元控制室及备用控制室的远程控制,还有在这两个控制室上这些机制状态的数据传输。
原型机的缺点如下:
从正常运行系统着手是不能以硬件-软件的方式访问传感器和执行装置的。需要额外消耗来监控状态，以及调控正常运行和安全系统的核电站总设备。安全防护系统的设备不具备对其结果进行外部监测的自我检测方式,难以确定故障，也就使恢复时间变长。安全通道建立在同样的处理和调控数字硬件上,通过基本和系统软件。这可能导致因常见原因而拒绝核电站安全管理系统,常见原因由于可编程硬件中的隐藏故障以及基本和系统软件中的隐藏错误引起的。
本发明能够避免以上不足。
本发明的技术成效是借助正常运行下内置于通道的安全装置，减少用于监控状态，以及调控正常运行和安全系统的核电站总设备的消耗；通过构建安全装置，和在不同硬件-软件平台的正常运行下的内置装置来提高安全装置的可靠性并防止因常见原因而停止执行；通过用控制器完成额外功能(可评估安全通道的工作，基于核电站状态的数据，数据是在技术工程和安全通道自动化控制器中获取到的)在正常运行下的自动化，扩大了安全管理系统的诊断可能性；通过内置于安全管理系统装置的监控故障功能，扩大了安全管理系统的诊断可能性，装置能发出专门的故障信号、输入信号,处理信号和传输信号。传输是用正常运行的自动化控制器来进行的，传输到正常运行系统控制高级处。
该技术成果如下:在有许多相同安全通道的核电站数字化安全管理系统中,每条安全通道包括信号输入输出站1–n,优先执行控制站1–m与单元控制室,备用控制室相连接,自动安全调节器与信号输入输出站,优先执行控制站交换关于自动安全调节器数据的安全设备输入输出流(通过光纤线路与其他安全通道相连),信号输入输出站包含同操作流程1-k相连接的通讯线路和通信模块--安全设备输入输出流的通讯接口转换器优先执行控制站包含优先执行控制模块1–e和通信模块:表决通信模块和安全设备输入输出流表决模块,自动调节器包含安全设备自动化信息处理模块和通信模块---安全设备输入输出流分支模块МР-41–p,所有安全通道的自动安全调节器都通过冗余流EN与正常运行系统相连，每个安全通道都额外含有正常运行的自动化控制器1-s，每个都通过正常运行冗余流ENL与信号输入输出站1-n和优先执行站-m相连，冗余流建立在Ethernet转化接口的基础上，放射状结构通过正常运行EN的冗余流将网络交换机和特殊的数据通信协议与正常运行系统联系起来，正常运行建立在Ethernet转化接口的基础上，环形结构将网络交换机和特殊的数据通信协议联系起来，正常运行的自动化控制器在信号输入输出站和优先控制站与通讯信息处理模块和优先执行控制模块和正常运行在信号输入输出站和优先控制站的内置软件硬件的固定通讯方式自动控制器建立在不同的硬件和软件平台、信号输入输出站和优先控制站，自动安全调节器调节器和供电设备和通信安全系统包含内置的自测和自我监控工具，在特殊输出上形成对应设备状态的二进制信号―可用的/有故障的”，然后进入自动控制器中，在这里信号经过加工通过EN流传送到正常运行系统的控制上层。在信号输入输出站中安全设备输入输出流的通信模块通讯接口转换器通过单独的输出流的通信模块通讯线路与安全通道的自动调节器和该站的1-k每个通讯信息处理模块连接。每一个信号输入输出站有2个正常运行系统冗余接口模块，通过冗余流与正常运行的自动监控器连接，每个通讯信息处理模块1-к内置正常运行的独立处理器,处理器通过正常运行总流―点对点”类型的双工串联接口的单独的线路与两个正常运行的接口模块连接。在每个安全通道中,优先执行控制站由N个站组成组,优先执行控制站的数量由安全通道的数量确定,优先执行控制站1的第一站通过安全设备输入输出流的线路连接到其安全通道的自动安全控制器,优先执行控制站2-n组的其他站连接到其他安全通道的自动安全控制器,每个优先执行控制站的通信模块按照―N选2”的原则与本优先执行控制站的表决通信模块和其它组优先执行控制站的表决通信模块连接,每个优先执行控制站的表决通信模块的通信模块通过安全设备输入输出流的通信线路与本站1-е每个优先执行控制模块的优先控制模块连接。每个优先执行控制站有2个正常运行的冗余接口模块ENL，通过冗余流接入正常运行的自动控制器，每个优先执行控制站1-e内置正常运行的独立处理器，处理器通过正常运行总流―点对点”类型的双工串联接口的单独的线路与2个正常运行的接口模块连接。
正常运行安全通道中内置的补充软件和硬件保证可以访问正常运行系统的安全管理系统的传感器和执行器，降低监测和控制核电站所有设备的成本。
内置在通讯信息处理模块中正常运行的单独处理器在核电站没有紧急事故发生的情况下按照正常运行自动调节器的命令完成正常运行系统输入输出模块的所有功能，完成核电站现状技术过程数据收集功能,把这些数据通过正常运行输入输出流和ENL传送到正常运行的自动控制器。
内置在优先执行控制模块中正常运行的单独处理器在核电站没有紧急事故发生的情况下按照正常运行自动调节器的命令和自动调节器一起完成正常运行系统的自动执行控制的功能，对自动安全调节器对执行设备发出的命令进行控制，接受由自动安全调节器控制的执行设备的现状数据,把这些数据通过正常运行的输入输出流和ENL传送到正常运行的调节器自动控制器。
在核电站没有紧急事故发生的情况下正常运行的自动调节器1-k完成正常运行的所有功能，在通过ENL流收到的来自信号输入输出站，优先执行控制站的技术参数的基础上评价核电站的现状,把这种状态与通过EN流来自安全通道的自动安全调节器的核电站现状进行比较。由于这个功能调节器检测到违反安全通道功能的情况，这保证安全通道有最短的时间恢复工作能力,也保证安全管理系统的高度准备状态。
把自动安全调节器和接入正常运行的EN流保证向正常运行系统控制的上层提供安全功能完成和安全管理系统正常运行的诊断信息和安全管理系统的设备状态信息，提高及时发现安全管理系统故障及时修复的可能性。
正常运行的软件和硬件是安全管理系统的组成成分,建立在处理器,基本和系统软件，开发工具的基础上,满足软件和硬件安全方面多样化的要求。这排除了软件硬件和安全控制系统的正常运行由于同样的原因同时发生故障的可能性。由于同样的原因安全通道发生故障时，自动控制器发现这一情况并停止核电站的运行以恢复安全通道的工作能力。
安全管理系统设备的自我检测和自我监控的手段和安全管理系统受控设备监测安全管理系统设备状态的外部手段通过控制器来实现,即使在受控设备由于故障或没有这项功能不能向上层传达相应的故障信息的情况下保证安全管理系统设备的诊断记录在上级控制。这增大了监测的可能性,缩短了恢复时间,提高了安全控制系统的准备程度。
附图说明
图1–8解释了本发明的本质。
图1和图2示意性地表示出了四通道安全管理系统的结构,其中,1-输入输出站1-n,n–一条核电站安全管理系统通道中信号输入输出站的数量；2-安全系统自动调节器；3–优先控制站1-m；m–一条核电站安全管理系统通道中优先执行控制站站的数量；4–正常运行的自动化控制器1-s,s-安全管理系统内控制器数量；5-正常运行的EN备用总线；6-EN和ENL总线的网路交换器；7-核电站安全管理系统通道设备的二进制状态信号(可用/不可用)；8-每个安全通道的调节器与其他安全通道的信息处理器间接口；9–安全输入输出流；10-正常运行的ENL备用总线；11-执行器控制信号；12-核电站安全管理系统控制信号；131–核电站安全管理系统每个通道的优先执行控制站与备用控制室的有线通信线路；132–核电站安全管理系统每个通道的优先执行控制站与备用控制室的有线通信线路；141-每个安全通道的调节器与备用控制室的信息处理器间1接口；142-每个安全通道的自动安全调节器与备用控制室的信息处理器2间接。
图3中给出了输入输出站的结构示意图(以通道1的信号输入输出站1为例),其中:9-输入输出流碎片；10(101,102)-冗余流ENL(ENL1,ENL2)；151-15k–通讯信息处理模块过程通信模块,к-信号输入输出站中通讯信息处理模块的数量；16–通讯接口转换器的通信模块；17-通讯接口转换器16通信模块与通讯信息处理模块151-15k模块通过安全设备输入输出流9流的通讯线路；181–信号输入输出站1的通讯接口转换器16与自动安全调节器自动调节器通过安全设备输入输出流9流的通讯线路；19(191,192)–输入输出站冗余流(输入输出站冗余流1,输入输出站冗余流2)；20(201,202)–冗余接口单元(冗余接口单元1,冗余接口单元2)输入输出站冗余流总线跟ENL总线的连接。
图4中给出了优先控制站结构示意图的方案:17-通过安全设备输入输出流的一条线路与自动安全调节器CPU 21和通讯接口转换器一条相连；19(191,192)正常运行的CPU 22处理器与冗余接口单元(余接口单元1,余接口单元2)冗余总线(输入输出站冗余流1,输入输出站冗余流2)一条相连；21-安全设施处理器CPU；22–正常运行的CPU处理器；22а-通讯信息处理模块的输入线路；22b-模数转换器。
图5示出了优先执行控制组成(优先执行控制站为4个个安全通道调节器的通信结构在4个安全设备输入输出流),其中9-安全设备输入输出流碎片；10(101,102)–冗余流ENL(ENL1,ENL2)；19(191,192)–输入输出站冗余流(输入输出站冗余流1,输入输出站冗余流2)；20(201,202)-正常运行输入输出流和ENL总线与备用接口单元(备用接口单元1备用接口单元2)；231–23e-优先执行控制模块；e-优先执行控制站内优先执行控制模块数量；24-《4选2》表决通信模块；25-表决通信模块；26-通过安全设备输入输出流9将通其他道的通信模块25与自动安全调节器自己线路；27-优先执行控制站之间的表决通信模块(通信模块)优先执行控制站1-4跟其他3个安全设备输入输出流9表决通信模块(通信模块)28–模块联系站24起来的站间通信线路,安全设备输入输出流9与优先执行控制模块231–23e,29–通信模块25接线与表决通信模块24和自己的优先执行控制站。
图6示出了通过由4个优先执行控制站1-4组成的正常运行的自动化控制器组，安全通道1与自己的调节器和另外3个安全通道调节器的通信结构，其中9-安全设备输入输出流碎片；24–表决通信模块；25–通信模块；26(2611,2622,2633,2644)–通过安全设备输入输出流将通道1站的表决通信模块与正常运行的自动化控制器自己(通道1)的调节器和其它3条安全通道联系起来的通信线路；27(2712,2713,2714,2721,2723,2724,2731,2732,2734,2741,2742,2743)–通过输入输出流将每一个优先执行控制站1-4站的表决通信模块与该组其它3个站的模块联系起来的站间通信线路；28-通过输入输出流9表决通信模块24与优先执行控制231–23e模块联系起来的通信线路；29-将优先执行控制站中的模块与模块联系起来的通讯线路。
图7给出了优先处理模块的结构示意图，其中：131-来自单元控制室的遥控线的执行结构；132-来自备用控制室的遥控线；19(191,192)–输入输出站冗余流(输入输出站冗余流1,输入输出站冗余流2)；30-输出驱动器的逻辑优先级控制可编程逻辑示意图；30-输出驱动器的逻辑优先级控制；31-正常运行CPU的处理器；32-输出驱动器的逻辑优先级控制；33–执行结构状态的输入信号通信；34-向执行结构发出的控制命令状态的调查反馈。
图8中给出了自动调节器道1的结构示意图，其中51,52-正常运行的冗余流EN；812,813,-自动调节器通道1与自动调节器通道2,3,4联系的处理器间接口；9-输入输出流碎片；1411,1421-通过接口处理器间接口1,处理器间接口2将通道1安全设备自动化信息处理模块的自动处理器与优先执行控制和备用控制其联系起来的接口；181,182,183,184-通过安全设备输入输出流将通讯模块МР-4 26р-1与通道1的信号输入输出站1,信号输入输出站2,信号输入输出站3,信号输入输出站4联系起来的通讯线路；2611,2612,2613,2614-通过安全设备输入输出流将通道1,2,3,4的优先执行控制站1-4站与МР-4 362模块联系起来的通讯线路；35-安全设备自动化信息处理模块的自动处理模块；361-36p-МР-4通讯模块；371-37p-安全设备自动化信息处理模块35与通信模块МР-4的联系。
具体实施方式
例子中是第4条通道安全控制系统,图1和图2中给出了核电站安全管理系统成套软件硬件的工作示意图。
每个的输入输出站1-n接收模拟过程和二进制信号,把它们数字化,然后通过安全输入输出流9传达到安全自动通道调节器2。按照输入输出站安全自动通道调节器2的命令生成并输出安全控制系统的信号9。
调节器2将接收到的模拟和二进制信号的数字值转换成工艺处理参数,通过处理器间接口8将它们发送到处理器间接口8其他安全通道的自动调节器2从这些安全通道中获取处理参数，并产生参数的程序选择用于进一步处理按照《4选2》的规则在第一级的通道间的交换和多数冗余。自动调节器2将按照多数规则选择的过程参数与核电厂安全运行的限制进行比较。在完成保护算法和处理结果中间变换的几个阶段将所获得的过程参数的进一步处理，通过接口8进行通道间交换,在每个阶段进行大部分处理。
如果调节器2通过分析处理的输入参数检测到紧急情况，它通过安全设备输入输出流7生成和发出用于在其安全通道的优先级控制站1-m 3中启动保护动作的命令，以及在第二级通道交换中的其他安全通道优先级控制站3中发起保护动作的命令。
如果紧急情况需要停止发应堆，那么自动安全调节器2通过流7向输入输出站3发出安全控制系统的命令。
操作过程中,自动调节器2通过正常操作的冗余流EN5将输入输出站优先执行控制站自动安全调节器的情况反馈信息形成和传送到正常操作系统的上层。通过EN流从正常操作系统接收中的自动安全调节器的2信息被阻止。
优先控制站1-m接收来自自己通道调节器2和其他安全通道的自动安全调节器2发出的控制执行装置的指令，并且在通道间交换和有表决电路的重量备用装置第二级别上按照―4选2”冗余原则来处理。
优先执行控制站1-m 3是根据大多数规则―4选2”指令选择的,能发出控制执行机制11的信号。
安全通道的优先执行控制站1-m 3也获取来自其他控制中心的控制指令:控制单元点,控制冗余点并按照控制中心的优先考量形成执行结构11控制信号。
单元控制室和备用控制室按照图2所示，以导电连接方式直接接入到每个安全通道的优先执行控制站1-m 3站点,还通过处理器间接口1141,处理器间接口2 142接口的有线连接接入到调节器2，以太网类型为《点对点》，具有数据级别的特殊通信协议。
在有线连接131,132上，将3二进制控制信号从单元控制室和备用控制室传输到优先执行控制站1-m,从优先执行控制站1-m 3传到优先执行控制和备用控制室的是——信号，能反映优先控制站点的状态和执行结构11到安全面板的输出。
通过处理器间接口1 141,处理器间接口2 142接口的有线连接，从安全通道3调节器传送到优先执行控制和备用单元的有完成保护算法的诊断信息，以及关于执行机制状态和优先控制模块状态的拓展诊断信息。
进入安全运行系统的安全控制系统的传感器和执行设备通过冗余流5穿过正常运行的自动控制器1-s 4,在图1中，自动控制器是安全控制系统输入输出站和优先执行控制站正常运行系统软件硬件的组成部分。
安全控制系统正常运行的自动控制器1-s 4与输入输出站1-n 1站和1-m 3优先执行控制站连接，相应地，通过冗余流10与安全控制系统的传感器和执行设备，自动控制器联系，自动控制器是正常运行系统的组成部分，与该站联系，完成正常运行系统在没有紧急事故发生的情况下对来自安全控制系统的数据进行加工的功能，收集评价核电站现状的必要数据。
4控制器1-s在通过冗余流来自输入输出站和优先执行控制站的过程数据的基础上将核电站的现状与通过冗余流EN5来自安全通道自动调节2安全器的核电站现状进行比较来检测违反安全通道ENL功能的情况。如果根据比较结果，检测到违反安全通道工作的信息，则采取措施消除故障并恢复通道的功能。
4控制器1-s与自动控制器与正常运行系统的数据进行交换，按照正常操作系统的应用程序，将正常操作功能执行的诊断信息，保护，正常运行的安全控制系统设备的状态通过冗余流EN5传送到上级控制。
4控制器1-s完成收集，分析和传送给上级控制二进制信号不可用7，二进制信号由安全控制系统设备内置的自我监控设备形成，该设备是输入输出站，优先执行控制站，自动安全调节器，供电和通讯设备的组成部分。即使监控设备由于由于故障无法执行此功能，该诊断信息也会传送到上级控制。
自动安全控制器的控制器与输入输出站1-n 1和1-m 3优先执行控制站通过专门的安全设备输入输出流9联系。
安全设备输入输出流9是―点对点”类型的双工串联接口，有―树”的结构，在上级根节点安全设备自动化信息处理模块的自动处理模块接入总线，在下部节点通讯信息处理模块和优先执行控制模块接入总线。在结构的中间节点分布着自动化控制器，输入输出站和优先控制站的通信模块。
总流有点对点类型的两组通信线：从安全设备自动化信息处理模块到通讯信息处理模块的输入输出模块和优先执行控制模块的优先管理模块的下游命令和数据线；从通讯信息处理模块和优先执行控制模块到安全设备自动化信息处理模块处理模块的上游数据流。对于下游数据流，每个通信模块执行沿着―树”线之一来自上部流节点的数据分支经过若干通信线路到达下部流节点的功能，而对于上游数据流来说，数据功能集中在把从较低的流节点通过多条―树”线路到达模块，到达较高的流节点模块通信线路。优先执行控制站优先控制站中表决模块中的通信模块(表决模块也按照―N选2”的原则将在二级通道交换所有来自安全通道的下行数据和命令进行多数处理。
输入输出站点的结构如图3所示，在通道1的输入输出站1上有：通讯接口转换器16流9，和通讯信息处理模块151-15k有关的模块。通讯接口转换器通过安全设备输入输出流17的独立线路连接而联合在一起，串列腔室双联接口以―点对点”的方式跟每个通讯信息处理模块151-15k模块连接，在安全设备输入输出流181流的有线连接上——与自动化调节器连接。
通信模块16分配指令和来自调节器经231线路进入的数据，到和通讯信息处理模块相连的有线连接17上，并集中来自通讯信息处理模块经线路17进入的数据，到优先执行控制站自动安全调节器的181有线连接上。通过有线连接181可以实现在通讯信息处理模块点的每个模块上引入输出器用于传输和接收来自动安全调节器的数据。
输入输出站有正常运行独立的软件硬件，保证可以进入正常运行系统的传感器和执行设备：正常运行的通讯信息处理模块中的内置处理器，按照正常操作的算法对过程信号进行预处理，以及连接安全控制系统正常运行的控制器的通讯设备。
通讯信息处理模块的连接，分别嵌入到正常运行的系统处理器中，借助于冗余接口模块1 201，冗余接口模块2 202和正常安全设备输入输出流1 191，正常安全设备输入输出流1 192，实现正常运行的系统。冗余正常输入系统正常安全设备输入输出流由串行双工接口的―点对点”类型的线组成，将每个冗余接口模块1 201，冗余接口模块2 202与的每个模块通讯信息处理模块151-15k连接。
冗余接口模块1 201，冗余接口模块2 202执行冗余流ENL1 101，ENL2102与内部正常安全设备输入输出流1 191，正常安全设备输入输出流1 192的接口功能。
通讯信息处理模块151-15k执行接收和再现模拟和二进制处理信号的功能，将处理的输入信号转换成数字形式和输出信号的数字值为模拟形式，对输入信号进行预处理，经由连接线路安全设备输入输出流17,181正常安全设备输入输出流9与自动安全调节器连接，和经由冗余接口模块1 201，冗余接口模块2 202继续通过冗余流ENL(ENL1,ENL2)101,102与自动调节器连接。
模拟信号输入通讯信息处理模块的结构，如图4所示：
通过安全算法过程的，信号输入和处理功能由安全设备处理器CPU 21执行。
通过正常运行的算法过程的，信号输入和处理的功能由正常运行的处理器22执行，能够满足关于安全设备处理器CPU 21的分集要求。
技术进程信号以模拟信号形式被引入到专用微电路模块中，通过电路22a将类数字变频器带入模拟数字转化器22b，实现变频信号向数字信号转化。CPU 21信息处理器接收从22b数字转化器中输出的数字信号，对其进行初步安全处理并传播，使其符合17条汇流线的模拟控制台模块上安全设备输入输出电流。
正常运行信息处理器22，正常将22b数字转化器中输出的数字信号进行初步处理并将处理后的信号源正常安全设备输入输出流1 191，正常安全设备输入输出流1 192发送到冗余接口模块1 201，冗余接口模块2 202并进一步发送到冗余源流ENL1 101,ENL2 102，图3中是ENL2 202接收到的正常控制操作。
通过类似方案构建出二进制信号输入模块及二进制信号输出模块。
优先执行控制站结构如图5所示，包括控制站第1频道，这一频道友4个基站1-4组成，这些基站的自动安全调节器将每个源线中的信号进行安全转换处理。输入输出匹配站包括：通信模块25，表决通信模块24，优先控制模块231-23e。与模块关联的有：在28条单独的通信线上有9个安全设备对每个231-23e模块进行点对点的串联；每3条通信线上有27个安全设备9，与通信模块25模块及其他三个基站相连。
表决通信模块24，其功能是将来自自动安全调节器的信号源和数据发送到模块231-23E中，并将优先执行控制模块231-23e输出的信号源和数据集中到自动安全调节器中，以及将来自29和27条通信线上的安全数据源信息以―4中取2―的形式进行处理后，发送到优先执行控制模块231-23e中。
通信模块25相关：在29条安全设备通信线上与表决通信模块24基站进行通信；每3条通信线上的27个安全设备与模块及其他三个安全频道1相连；26条通信线的9个安全设备CBY1与自动安全调节器相连保障频道1的安全，在其他3个基站上CBY与自动安全调节器相连保障另外三个频道的安全。
图6示出了通过由4个优先执行控制站1-4组成的正常运行的自动化控制器组，安全通道1与自己的调节器和另外3个安全通道调节器的通信结构。
图5中，优先执行控制模块231-23r模块与正常运行系统的联系借助于正常运行的接口模块1 201,正常运行的接口模块2 202,冗余接口模块，正常运行的冗余流1 191和正常运行的冗余流2 192和输入输出站中类似通讯信息处理模块还有正常运行的优先执行控制模块模块中内置的独立的软件硬件完成。
图7中在优先执行控制模块示意图中显示的是正常运行的硬件，安全硬件设备组织和执行机构中央控制的联系。
优先执行控制模块通过从一些控制中心获取到的起爆指令对执行机构进行控制：来自调节器，通过流的线路28；来自备用控制室，通过有总线ENL连接101,ENL2102和正常运行的冗余流1 191和正常运行的冗余流2192,图5,图7；从单元控制室通过线131和备用控制室通过线132。
控制指令的形成过程如下：借助来自在编程逻辑示意30中的自动安全调节器,优先执行控制和备用CPU 31控制室的起爆指令。
来自30的执行机构控制指令进入到优先控制逻辑31，在其中形成指令，下达到执行机构，指令与控制中心32的优先考量相符。
在核电站没有紧急事故发生的情况下，CPU 31的正常运行的处理器按照来自正常运行的自动控制器的指令和自动控制器一起完成正常运行系统中自动控制执行设备的功能，还要控制自动安全控制器对接口模块执行结构发出的命令，接收自动安全控制器控制的接口模块的现状数据，将这些数据通过正常运行的输入输出流和冗余流ENL传送给正常运行的自动控制器用以评价核电站和安全通道的现状。
通过输出驱动器的逻辑优先级控制出口的信息反馈线路，安全设备输入输出流28线路和正常运行的输入输出流1 191,输入输出流2 192，控制器，正常运行的自动控制器和自动控制器对发送给接口模块ИМ.的命令进行调查。在这种情况下，自动控制器询问发送给接口模块和自动安全控制器的控制器发送给接口模块的命令的状态。
通过输入线路33接口模块的状态信号进入单元控制室，备用控制室，穿过输出驱动器30的逻辑优先级控制32，安全设备的逻辑优先级控制和CPU 31的处理器进入自动控制器，自动安全控制器和自动控制器。在这种情况下，自动控制器的控制器接收发送给接口模块的自己命令的状态信号，还接收自动安全控制器发送给接口模块的状态信号。
自动化调节器结构如图8所示，在通道1的自动安全调节器例子中。自动安全调节器的安全设备自动化信息处理模块35自动化信息处理模块接收通过流9的流程参数数值，来自自己的通道输入输出站1-n的通讯信息处理模块，对它们进行处理，并在发现事故时按照安全算法形成并下达到自己或其他安全通道(控制保护作用的指令)上优先执行控制站1-m站点的模块上的安全设备输入输出流9。在执行安全算法过程中安全设备自动化信息处理模块35和安全通道上的安全设备自动化信息处理模块第2,3,4进行数据交换，相应地通过进程间接口812,813,814，并对来自所有安全通道的数据按照―4选2”规则进行多数处理。通过安全通道1上的安全设备自动化信息处理模块接口与备用控制室-处理器间接口11411和备用控制室-处理器间接口2 1421连接，信息处理模块接收来自优先执行控制和备用控制室的远程控制指令，并将执行保护算法的诊断信息传到优先执行控制和备用控制室。通过EN 51,52冗余流模块安全设备自动化信息处理模块将安全系统的诊断信息传输到正常使用系统中。
信息安全设备自动化信息处理模块接收来自输入输出站和优先执行控制站的信息并将指令和数据传输到站点的方式如下：通过安全设备输入输出流371-37р输入输出流线路与通信模块МР-4 361-36р相连，之后通过模块МР-4的线路4与输入输出站相连，以及通过线路19与优先执行控制站相连。每一个通信模块МР-4都通过第4线路可以连接到自己安全通道的4个优先执行控制站站点，比如输入输出站1-4,或者与4个站点中的4个组相连，比如自身或其他3个安全通道的优先执行控制站1-4。如图7所示的例子，自己通道的四个输入输出站1-4上的第一安全通道，连接了模块МР-4 36p-1，还把第一安全通道上的模块МР-4 362连接到了自己通道的优先执行控制站1-4站组上以及其他三个安全通道的优先执行控制1-4站组上。
通信模块МР-4 36p-1通过线路181连接到输入输出站1，通过线路182-连接到输入输出站2，通过线路183-连接到输入输出站3，通过线路184-连接到输入输出站4，上述站点都在自己(第一)安全通道中。
通信模块МР-4 362通过线路2611连接到优先执行控制站1-4四个站点上,站点在自己的,也就是第一安全通道上,通过第二线路2612连接到优先执行控制站1-4四个站点上,站点在第二安全通道上,通过线路2613连接到连接到优先执行控制站1-4四个站点上,站点在第三安全通道上,通过线路2614连接到优先执行控制站1-4四个站点上,站点在第四安全通道上。

Claims (3)

1.一种核电站安全管理系统，其包含多个相同的安全通道，每个安全通道包括过程信号输入/输出站、致动器优先控制站、安全自动化控制器和安全输入/输出总线，所述致动器优先控制站连接到主控制室和备用控制室，所述安全输入/输出总线用于安全自动化控制器与信号输入/输出站和优先控制站之间的数据交换，并使用双工光纤线路连接到其他安全通道，其特征在于，安全自动化控制器还通过冗余的EN总线连接到正常操作系统，该总线基于交换式以太网接口、用于连接网络交换机的环形结构和数据级通信协议；
每个安全通道还包括正常运行自动化控制器，每组信号输入/输出站、优先控制站各一个控制器，根据站的分布组成，结构上采用板条箱形式，仪表柜上方，每个柜4个板条箱；正常运行自动化控制器在仪表柜内通过“点对点”正常运行的径向冗余ENL总线与信号输入/输出站、优先控制站相连，该总线建立在交换式以太网接口、网络交换机和数据级通信协议的基础上，并由显示“完好/故障”类型的安全自动化控制器、信号输入/输出站、优先控制站状态的离散信号构成；正常运行自动化控制器通过正常运行的冗余EN总线连接到正常运行系统；内置在安全通道中的正常运行软硬件满足与安全软硬件相关的多样性要求；
安全自动化控制器、信号输入/输出站、优先控制站、信号输入/输出站的过程通信模块、优先控制站的优先级控制模块包含用于自监控的内置软硬件，根据自监控的结果，生成相应设备“完好/故障”状态的错误软件标志，根据该信号，安全自动化控制器、信号输入/输出站、优先控制站通过信号继电器的触点产生设备完好/故障的离散误差信号，这些信号由正常运行自动化控制器通过离散信号输入通道接收，正常运行自动化控制器监控、处理这些信号，并将处理结果通过EN总线传输到正常运行系统的上控制层；
安全自动化控制器包含内置软件，用于在从安全自动化控制器到过程通信模块和优先级控制模块的安全输入/输出总线的后台模式下进行定期自检，通过向信号输入/输出站、优先控制站发送测试命令，分析通过总线接收/未接收响应，并通过EN总线将测试结果传递给正常运行系统。
2.根据权利要求1所述的核电站安全管理系统，其特征在于，每个信号输入/输出站包含两个用于正常运行的冗余接口模块，通过冗余ENL总线连接到正常运行自动化控制器，并通过正常运行输入/输出总线的双工接口的单独线路与过程通信模块中内置的附加CPU处理器连接，该附加CPU处理器根据来自正常运行自动化控制器的读取命令，执行读取进入信号输入/输出站的过程通信模块的模拟和离散过程信号的数字值的功能，用于正常运行的冗余接口模块通过冗余ENL总线接收该过程信号，并通过正常运行输入/输出总线传送给各过程通信模块和正常运行自动化控制器。
3.根据权利要求1所述的核电站安全管理系统，其特征在于，每个优先控制站包含两个用于正常运行的冗余接口模块，通过冗余ENL总线连接到正常运行自动化控制器，并通过正常运行输入/输出总线的双工接口的单独线路与优先级控制模块中内置的附加CPU处理器连接，该附加CPU处理器根据正常运行控制中心的优先级，根据正常运行自动化控制器的命令，执行致动器的单独控制和调节功能，控制中心允许在没有来自安全管理系统的单独控制自动命令、主控制室和备用控制室的手动命令的情况下，在没有禁止正常操作命令的情况下，执行致动器的单独控制和调节命令，并允许在安全管理系统、主控制室、备用控制室发生故障时执行保护性控制命令。
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Families Citing this family (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
WO2018137142A1 (zh) * 2017-01-24 2018-08-02 北京广利核系统工程有限公司 核电站优先级管理系统
CN110398901B (zh) * 2019-04-28 2023-04-18 北京广利核系统工程有限公司 核电站dcs仿真机失电仿真方法及装置
CN111555941B (zh) * 2020-04-30 2021-12-17 中国科学院长春光学精密机械与物理研究所 一种通信协议测试驱动数据自动生成方法

Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN1289127A (zh) * 2000-11-10 2001-03-28 清华大学 基于硬件和软件并行处理的反应堆数字化保护系统
KR100857145B1 (ko) * 2007-02-08 2008-09-05 한국원자력연구원 통합 디지털 공학적 안전설비-기기제어계통 및 그 방법
CN102426863A (zh) * 2011-10-31 2012-04-25 中广核工程有限公司 核电站反应堆停堆信号传输系统和方法
CN104409123A (zh) * 2014-11-15 2015-03-11 北京广利核系统工程有限公司 一种核电站优先级管理系统

Family Cites Families (12)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US5745539A (en) * 1995-11-14 1998-04-28 Westinghouse Electric Corporation Apparatus and method for prioritization of multiple commands in an instrumentation and control system
US6049578A (en) * 1997-06-06 2000-04-11 Abb Combustion Engineering Nuclear Power, Inc. Digital plant protection system
US5984504A (en) * 1997-06-11 1999-11-16 Westinghouse Electric Company Llc Safety or protection system employing reflective memory and/or diverse processors and communications
KR100265321B1 (ko) 1997-11-28 2000-09-15 윤덕용 가압경수로형원자로보호계통용동적안전시스템
RU2150756C1 (ru) * 1999-01-28 2000-06-10 Грибов Алексей Алексеевич Способ сбора и обработки сигналов в системе контроля активной зоны ядерного реактора и система для его осуществления
KR100848881B1 (ko) * 2006-08-07 2008-07-29 삼창기업 주식회사 디지털 원자로 보호 시스템
UA78477C2 (en) * 2006-08-28 2007-03-15 Yevhenii Stepanovych Bakhmach Control digital safety system of nuclear station and method for providing the safety system parameters
US8117512B2 (en) * 2008-02-06 2012-02-14 Westinghouse Electric Company Llc Failure detection and mitigation in logic circuits
US20110313580A1 (en) * 2010-06-17 2011-12-22 Levgenii Bakhmach Method and platform to implement safety critical systems
RU2431174C1 (ru) * 2010-08-20 2011-10-10 Федеральное государственное унитарное предприятие "Всероссийский научно-исследовательский институт автоматики им. Н.Л. Духова" (ФГУП "ВНИИА") Комплекс резервируемых программно-аппаратных средств автоматизации контроля и управления
KR101244015B1 (ko) 2011-09-09 2013-03-15 한국수력원자력 주식회사 독립적 다중화 구조를 갖는 통합원전안전계통 및 구성 방법
RU2487372C1 (ru) * 2012-01-10 2013-07-10 Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский технологический институт имени А.П. Александрова" Система дистанционного радиационного контроля

Patent Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN1289127A (zh) * 2000-11-10 2001-03-28 清华大学 基于硬件和软件并行处理的反应堆数字化保护系统
KR100857145B1 (ko) * 2007-02-08 2008-09-05 한국원자력연구원 통합 디지털 공학적 안전설비-기기제어계통 및 그 방법
CN102426863A (zh) * 2011-10-31 2012-04-25 中广核工程有限公司 核电站反应堆停堆信号传输系统和方法
CN104409123A (zh) * 2014-11-15 2015-03-11 北京广利核系统工程有限公司 一种核电站优先级管理系统

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