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红沿河核电站安全级OCS控制系统设计

2010年2月23日 发表评论 阅读评论

摘要:红沿河核电站是目前我国最先进的CPR1000数字化压水堆核电站,为了提高整体自动化水平,采用 DCS 控制系统。文章主要介绍了红沿河核电站安全级 DCS 控制系统的设计。安全级 DCS 控制设计遵循多样性、冗余性和安全性,可以作为其他核电站参考。

0 引言
随着分散控制系统(DCS)的快速发展,DCS所具有的开放性、高可靠性、快速性和可操作性逐步被认可,常规火电厂普遍采用DCS作为综合控制系统口一。但是,由于核电站对核安全的特殊要求,核电站大都沿用传统的模拟控制系统,DCS在核电站的应用较少,岭澳核电站采用DCS控制常规岛[4,5],而秦山核电站则对循环冷却水控制系统进行了DCS改造问。采用DCS控制核电站是趋势,也是提高核电站综合自动化水平的必要手段。
1 核电站控制系统设计
核电站控制系统由安全级DCS、非安全级DCS、专用控制系统3部分构成。核电站控制系统设计应遵循如下原则:单一故障、多样性、独立性、冗余性等。考虑安全性,核岛控制系统设置了部分硬接线的控制按钮和显示仪表,安全保护系统采用A、 B2个系列,4个保护通道,执行“4取2”逻辑[7-9]。
核电站控制系统的多样性和冗余性是保证整个核电站安全的重要手段。多样性设计体现在:控制回路中应设置模拟仪表、就地显示仪表和智能型仪表,便于对于各种仪表读数,及时排查故障。控制系统中容易出现故障的部分、对系统本身正常工作有重要影响的部分和对现场设备有重要影响的部分都采用冗余设计。冗余设计体现在:双电源回路冗余供电;重要的控制回路采用主从卡冗余设计;控制站、工程师站和操作员站网络采用冗余设计[6]。
2 红沿河核电站DCS控制系统设计
红沿河核电站DCS控制系统由安全级和非安全级2个子系统构成,其中安全级采用三菱公司的MELTAC-Nplus R3系统,非安全级则采用国产和利时公司的HOLLIAS MACS6系统,如图l所示。MELTAC-Nplus R3主要完成核安全级控制功能,如反应堆跳闸保护逻辑、专设安全设施驱动、事故后监测等;HOLLIAS MACS6主要完成核岛、常规岛非安全级部分和辅助系统的控制及监测功能。
安全级DCS控制系统是设计重点,而非安全级的DCS控制系统与火电厂DCS控制系统差别不大,本文主要讨论安全级DCS控制系统的设计。安全级DCS控制系统主要包括:反应堆保护柜(RPC)、专设安全设施驱动柜(ESF)及安全逻辑机柜(SLC)、多样性驱动系统(DAS)及操作员工作站软操。
2.1 RPC设计
RPC的每个通道包含2个处理器子组,每个子组处理器冗余配置。每个通道通过对传感器输入信号进行运算处理,产生触发信号并送往其他通道及专设安全设施驱动系统。每个通道通过接送其他通道的触发信号进行”4取2″逻辑表决,产生反应堆跳闸信号。反应堆跳闸功能分配在每个通道的2个处理器子组,以满足参数多样性要求,每组输出通过硬接线或门输出信号至相应的停堆断路器,8个停堆断路器再次进行”4取2″表决,以完成停堆跳闸功能。
保护系统通道间及上下级间触发信号分别由独立的多路传输线传输,并进行电气及实体隔离。多样性驱动系统的信号通过电子隔离器进行分配,由硬接线连结。电子隔离器设置在数字化保护系统上游。
2.2 ESF设计
ESF驱动逻辑子系统通过接收RPC信号并进行“4取2”逻辑表决完成系统级ESF驱动逻辑。
2.3 SLC设计
SLC逻辑子系统通过接收系统级ESF驱动逻辑及其他数字化控制系统(包括控制室手动指令)完成部件级的逻辑控制,并从I/O输出驱动信号至部件。

2.4 DAS设计
多样性驱动系统由多样性驱动机柜和后备操作盘组成。多样性驱动机柜由基于模拟技术的卡件组成,后备操作盘由硬接线开关和继电器等组成,该系统为数字化反应堆保护系统的共模故障提供多样性后备,如图2所示。系统设计成非安全级,由冗余电路组成,系统与RPC之间进行电气隔离。
2.5 操作员工作站软操设计
操作员工作站按手动操作方式的不同又可分成4个方案,如表1。

安全级DCS系统与非安全级DCS系统分别为独立的网络,网络间通信只有安全级DCS系统单向传送监测信息至非安全级DCS系统,非安全级DCS VDU软操指令通过对安全级VDU显示画面的调用,由S-VDU实现对安全级DCS的控制,安全级VDU和非安全级 VDU 操作安全系统如图3,4所示。按有无硬接线后备盘可分为方案1、2。安全级DCS 系统与非安全级DCS系统也分别为独立的网络,但网络间通信除安全级DCS系统单向传送监测信息至非安全级DCS系统外,安全级VDU软操指令通过网络及GATEWAY实现对安全级的控制。按有无硬接线后备盘再分为方案3、4。红沿河核电DCS采用方案3。

三、参考文献
[1] 印江,冯江涛.电厂分散控制系统[M].北京:中国电力出版社,2006.
[2] 尹峰,韦东良.火电厂DCS性能考核试验与可靠性分析[J].热力发电,2006, 35(11):65-67.
[3] 孙岩松,张斌.基于先进虚拟DCS技术的火电厂仿真系统简介[J].华东电力,2007,35(7):83-85.
[4] 伍广俭,卓文标.岭澳核电站常规岛控制系统的技术特点[J]广东电力,2003, 16(l):23-26,45.
[5] 伍广俭.分散控制系统在核电站常规岛的应用[J].电力建设,2001, 22(9):52-55,59.
[6] 彭岚.核电厂备用循环冷却水系统的DCS设计[J].自动化与仪器仪表,2008(4): 42-43,50.
[7] 李博鹏.DCS系统在核电站中的应用田.大连海事大学学报,2007, 33(s):203- 205.
[8] 邵新安,庄明,白红宇,等.EAST低温系统主运行模式的控制流程设计与分析[J ].核技术,2005, 28(4):324-328.
[9] 叶明傲.压水推核电厂主冷却剂集散控制系统技术研究[D].哈尔滨:哈尔滨工程大学,2004.

来源:http://www.ca800.com/apply/html/2010-1-2/n47931.html



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