摘要：给出了一套基于和睦系统的ACPR1000核电厂反应堆保护系统自诊断功能的设计原则,在此基础上进行了方案设计,包括和睦系统平台故障诊断、故障处理、诊断信息上报和报警指示。实测验证表明,基于该自诊断方案设计的ACPR1000核电厂反应堆保护系统自诊断功能,可以将和睦系统所有的可诊断故障进行处理、上报和指示,为ACPR1000核电厂反应堆保护系统的日常维护和故障应急处理提供足够的决策信息,满足核电领域规范和现场应用要求。

摘要：和睦系统(Firm Sys)是具有完全自主知识产权的核电厂安全级数字化仪控系统。采用先进百万千瓦级压水堆(ACPR1000)的阳江核电站5、6号机组首次使用了基于Firm Sys平台的反应堆保护系统。按照标准法规要求,需对反应堆保护系统进行定期试验。定期试验设计需覆盖整个系统,与Firm Sys平台的自诊断设计以及保护系统结构关系密切,并需考虑定期试验过程不会对系统安全功能产生影响。本文提出了一套完整的定期试验解决方案,该方案满足法规标准的要求,与中国改进型三环路压水堆(CPR1000)项目相比,简化了反应堆保护系统的设计,优化了试验人员的操作过程,并对在运反应堆保护系统的定期试验方案进行了改进。

摘要：曲国利:您好!核电站数字化仪控系统是核电站的“神经中枢”,用于完成核电站反应堆安全停堆和事故缓解功能。这种核级DCS的设计制造应该有着非常高的质量要求,请您谈一谈贵公司是如何满足质量要求的呢?裴红伟:核安全级控制保护系统(简称“核级DCS”)。

摘要：核电机组的核安全级数字化控制保护系统控制站在大修期间处于单路供电状态。为方便设备维修,通常会对控制站执行临时控制变更(TCA),即强制控制站中的保护信号为固定值而不输出实时值。当单路供电出现故障又恢复时,控制站失电重启导致内部TCA自动清除,会误触发安全注入和安全喷淋信号,给核电站带来较大的安全隐患和经济损失。和睦系统(FirmSys)是我国首个自主研发的核安全级数字化控制保护系统平台。通过对和睦系统输出允许功能进行需求分析,提出了一种“允许用户手动干预控制站信号输出”的设计方案,彻底解决了控制站失电重启误触发问题。实现了输出允许功能的和睦系统已经在阳江5^(#)、6^(#)、红沿河5^(#)、6^(#)、田湾5^(#)、6^(#)、防城港3^(#)、4^(#)机组进行了成功应用。

摘要：在实际DCS工程中,针对输入复杂、工期紧张的项目,需要设计验证环节多次迭代,进而导致工期拖延,为解决以上问题,本文设计了一种基于和睦系统的工程应用软件验证平台。从实际需求出发,通过分析软件验证平台的功能及用途,从硬件和软件两个方面开展设计工作,并最终完成了平台的集成、测试。此外创新性地通过建立过程模拟及仿真模型,对运行工况及特殊工况的验证相比原验证方法更加全面,从而保证了工程质量。该平台设计完成后通过在某项目的实践检验,证明可有效减少成本、缩短工期、提高验证质量。

摘要：和睦系统(Firm Sys)是一套成熟可靠的核电站安全级数字化仪控平台,已成功应用于多个百万千瓦级核电机组的保护系统。为满足各类型核电机组的改造需求,Firm Sys平台越来越多地应用到小型核电项目中。按照法规和标准要求,需对安全级保护系统进行定期试验。定期试验方案设计是数字保护系统的关键设计技术之一。本文以某试验堆为例,基于Firm Sys平台进行小型核电保护系统的定期试验设计,提出了一套完整的定期试验解决方案,简化了定期试验操作流程,优化了定期试验步骤。可为同类型的小型核电保护系统的定期试验方案设计提供思路与参考。

摘要：为验证水⁃水高能反应堆(VVER)保护系统紧急停堆保护指令的可靠性及可用性,结合和睦系统(FirmSys)平台特性和VVER堆型停堆装置的结构特点,设计了1种切实可行的紧急停堆保护指令接口试验的定期试验方案。该方案使用数字化仪控设备安全控制显示装置(SCID)代替传统的盘台按钮与指示灯。SCID可作为接口试验的触发与显示装置。该方案是基于FirmSys的VVER堆型的接口试验的成功应用,满足法规要求和试验需求。该方案经过实际应用的验证,可有效避免试验误动、减少人因失误、缩短试验持续时间。该方案可为核电站同类型接口试验设计提供借鉴。

摘要：核电站保护系统通常采用四通道冗余设计,单通道采用热备冗余结构的控制站,主要是利用其主从切换功能提高单通道的可靠性。通道间采用单向点对点通信,如果该通信发生故障,相应的热备冗余控制站进行主从切换固然能提高可靠性,但是,由于四个冗余通道间均有通信,通道间通信故障可能带来多通道同时主从切换动作造成保护系统扰动,所以通道间通信故障是否需要进行主从切换是一个两难的选择。本文结合和睦系统(FirmSys)热备冗余主控制站的特点,引入故障模式影响分析(FMEA)技术对通道间通信及相关设备的故障模式及影响进行详细的分析,通过对切换与否的影响进行对比分析,给出最优设计方案。目前基于该方案的热备冗余主控制站的主从切换机制已应用于阳江5&6号机组、红沿河5&6号机组等的保护系统。本文为FMEA技术在系统设计方案中的应用提供了良好的实践。

摘要：当前在核安全级数字化仪表控制系统(DCS)机柜中主要采用强迫风冷的方式进行散热。但风扇寿命往往较短,需要实时监测其运行状态并定期维护更换,从而增加了核安全级DCS机柜的使用成本,相比于通过风扇强迫散热的方式,采用无风扇自然散热是一种更加可靠、经济的方法。本文介绍了一套针对自然对流散热系统的设计分析方法,通过Flotherm电子散热分析软件来验证该分析方法的合理性。依据该分析方法设计了一种应用于核安全级DCS和睦系统的无风扇机柜,该机柜在秦山核电站二期改造项目中实现了应用。

摘要：仪控系统独立工程审评(IERICS)是由国际原子能机构(IAEA)主导的、针对核电站仪控系统的专项审评,在国际上具有较高的权威。文章结合我国首个自主化核安全级仪控平台——和睦系统的IERICS过程,从标准要求、实施方法及文档要求等方面对安全设计准则的审评原则进行分析,总结了SSG-39安全导则中规定的安全设计要求,为后续相关核安全级仪控系统的设计和安全审查提供参考。