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    基于NuPAC的核電廠反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)關(guān)鍵特性分析

    2014-03-20 08:23:58
    原子能科學(xué)技術(shù) 2014年3期
    關(guān)鍵詞:反應(yīng)堆核電廠特性

    曾 海

    (國(guó)核自?xún)x系統(tǒng)工程有限公司,上海 200233)

    NuPAC是國(guó)核自?xún)x系統(tǒng)工程有限公司和洛克希德馬丁公司合作開(kāi)發(fā)的安全儀控系統(tǒng)平臺(tái)。NuPAC平臺(tái)采用現(xiàn)場(chǎng)可編程門(mén)陣列技術(shù)(FPGA),具有和傳統(tǒng)分散式控制系統(tǒng)(DCS)或可編程邏輯控制器(PLC)的集中式結(jié)構(gòu)不同的分散式系統(tǒng)結(jié)構(gòu)。

    基于NuPAC 的大型先進(jìn)壓水堆核電廠反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)為電廠在正?;虍惓G闆r下提供保護(hù)。反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)設(shè)備(包括電氣、機(jī)械、可編程邏輯和軟件部件)監(jiān)測(cè)反應(yīng)堆的狀態(tài),并產(chǎn)生反應(yīng)堆停堆和專(zhuān)設(shè)安全設(shè)施觸發(fā)信號(hào)。此外,反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)提供事故后監(jiān)測(cè)功能來(lái)監(jiān)測(cè)設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故過(guò)程中和事故后反應(yīng)堆的狀態(tài)。為保證反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)的可利用率,以及保證系統(tǒng)性能滿(mǎn)足規(guī)定的要求,反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)提供定期監(jiān)督測(cè)試功能?;贜uPAC 的反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)支持在線定期測(cè)試功能,同時(shí)也支持在線診斷和維護(hù)功能?;贜uPAC 的反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)提供與其他儀控系統(tǒng)和設(shè)備的外部接口,如傳感器、執(zhí)行機(jī)構(gòu)、開(kāi)關(guān)以及非安全控制系統(tǒng)等。

    本文分析基于NuPAC 的反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)的關(guān)鍵特性,歸納的反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)關(guān)鍵特性將體現(xiàn)于系統(tǒng)需求規(guī)范和系統(tǒng)詳細(xì)設(shè)計(jì)需求規(guī)范中,以確保最終的反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)設(shè)備具備本文描述的關(guān)鍵特性。

    1 源數(shù)據(jù)分析

    反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)關(guān)鍵特性的分析開(kāi)始于設(shè)計(jì)團(tuán)隊(duì)組織的一次頭腦風(fēng)暴會(huì)議。在頭腦風(fēng)暴會(huì)議中,每位團(tuán)隊(duì)成員均認(rèn)真思考并提出他或她認(rèn)為重要的系統(tǒng)特性。會(huì)議共發(fā)現(xiàn)了34個(gè)系統(tǒng)特性。進(jìn)一步分析發(fā)現(xiàn),有些系統(tǒng)特性只是風(fēng)險(xiǎn)而不是系統(tǒng)特性;而根據(jù)法規(guī)標(biāo)準(zhǔn)要求有必要增加新的系統(tǒng)特性;此外,有些系統(tǒng)特性相近,可合并。通過(guò)分析確定了14個(gè)系統(tǒng)關(guān)鍵特性(表1)。

    本文對(duì)每個(gè)關(guān)鍵特性根據(jù)其分級(jí)因子如可能性(如果無(wú)正確設(shè)計(jì)則不滿(mǎn)足該關(guān)鍵特性的可能性)、重要性及可檢測(cè)性分配分值,表2列出分級(jí)因子及其對(duì)應(yīng)的分值。根據(jù)3個(gè)分級(jí)因子分值的乘積,可確定關(guān)鍵特性的重要等級(jí)。

    表1 關(guān)鍵特性Table 1 List of key characteristics

    表2 分級(jí)因子及其分值Table 2 Grade factor and value

    2 相關(guān)性分析

    關(guān)鍵特性是反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)最重要的設(shè)計(jì)特征。為保證系統(tǒng)設(shè)計(jì)滿(mǎn)足關(guān)鍵特性,需進(jìn)行相關(guān)性分析。此外,通過(guò)相關(guān)性分析也會(huì)顯示關(guān)鍵特性如何體現(xiàn)于系統(tǒng)設(shè)計(jì)以及詳細(xì)設(shè)計(jì)中。

    2.1 單一故障準(zhǔn)則

    單一故障準(zhǔn)則是反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)需滿(mǎn)足的一條系統(tǒng)頂層需求,10CFR 50[1]附件A 第21條規(guī)定“單一故障不能導(dǎo)致保護(hù)功能喪失”,IEEE 603—1991[2]第5.1 節(jié) 中 也 規(guī) 定“安全系統(tǒng)應(yīng)在以下情況下執(zhí)行設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故要求的安全功能:1)安全系統(tǒng)發(fā)生單個(gè)可探測(cè)的故障,同時(shí)發(fā)生所有可識(shí)別但不可探測(cè)的故障;2)單一故障引起的所有故障;3)由于故障和誤停堆引起的設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故,或要求安全功能動(dòng)作的設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故導(dǎo)致的所有故障和誤停堆?!?/p>

    反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)設(shè)計(jì)通過(guò)采用IEEE 379—2000[3]中規(guī)定的方法來(lái)滿(mǎn)足單一故障準(zhǔn)則。IEEE 379—2000[3]第5.1節(jié)規(guī)定“獨(dú)立性原則是有效應(yīng)用單一故障準(zhǔn)則的基礎(chǔ)。安全系統(tǒng)的設(shè)計(jì)應(yīng)保證部件的單一故障不會(huì)影響?yīng)毩⒌娜哂嗖考蛳到y(tǒng)的正確運(yùn)行。”由此可見(jiàn),冗余和獨(dú)立是反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)設(shè)計(jì)采用的兩種有效的滿(mǎn)足單一故障準(zhǔn)則的方法。

    基于NuPAC 設(shè)計(jì)的反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)由4個(gè)冗余序列組成,當(dāng)某個(gè)序列被旁通進(jìn)行維護(hù)或測(cè)試時(shí),系統(tǒng)仍滿(mǎn)足單一故障準(zhǔn)則。系統(tǒng)的每個(gè)序列均具有雙冗余的雙穩(wěn)邏輯子系統(tǒng)和符合邏輯子系統(tǒng),可在不旁通該序列的情況下對(duì)每個(gè)子系統(tǒng)進(jìn)行維護(hù)和測(cè)試,從而不降低系統(tǒng)的可利用率。4個(gè)序列設(shè)備的供電電源也是冗余的。

    IEEE 384—1992[4]規(guī)定,實(shí)體分隔和電氣隔離是獲得系統(tǒng)冗余序列之間的獨(dú)立性的方法。反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)4個(gè)序列的設(shè)備分別位于4個(gè)隔離的設(shè)備間內(nèi)。4個(gè)序列的電纜橋架之間及安全級(jí)電纜橋架和非安全電纜橋架之間通過(guò)屏障或距離進(jìn)行分隔。此外,進(jìn)出機(jī)柜的不同序列的電纜、機(jī)柜內(nèi)不同序列的電纜槽及不同電壓等級(jí)的電纜槽之間均按IEEE 384—1992的要求進(jìn)行隔離。

    系統(tǒng)序列之間的接口進(jìn)行電氣隔離以保證某序列內(nèi)部部件的故障不會(huì)影響其他序列的功能。反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)和非安全系統(tǒng)之間進(jìn)行電氣隔離和通信隔離,通信隔離滿(mǎn)足IEEE 7-4.3.2—2003[5]附件E中通信獨(dú)立性的要求。

    單一故障準(zhǔn)則以及與之相關(guān)的冗余和獨(dú)立性原則與反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)的結(jié)構(gòu)設(shè)計(jì)、供電設(shè)計(jì)、電纜橋架和電纜槽設(shè)計(jì)、系統(tǒng)通信以及隔離設(shè)備等相關(guān),在系統(tǒng)設(shè)計(jì)階段將按IEEE 379—2000以及IEEE 352—1987[6]的要求進(jìn)行單一故障分析。

    2.2 完整性

    IEEE 603—1991[2]中規(guī)定“安全系統(tǒng)應(yīng)在設(shè)計(jì)基準(zhǔn)所列的全部適用條件下完成所承擔(dān)的安全功能”,這里“全部適用條件”包括設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故引起的全部正常或異常的供電和環(huán)境條件,如電壓、頻率、溫度、濕度、壓力、沖擊、振動(dòng)、地震、電磁干擾以及輻射等。反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)應(yīng)進(jìn)行各種環(huán)境鑒定試驗(yàn),包括電壓和頻率瞬態(tài)試驗(yàn)、溫度試驗(yàn)、濕度試驗(yàn)、壓力試驗(yàn)、沖擊試驗(yàn)、振動(dòng)試驗(yàn)、抗震試驗(yàn)、電磁干擾試驗(yàn)、輻照試驗(yàn)等以確保系統(tǒng)的完整性。

    反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)設(shè)備安裝于抗震機(jī)柜內(nèi),設(shè)備和部件的機(jī)械設(shè)計(jì)應(yīng)滿(mǎn)足相應(yīng)的抗震要求。反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)設(shè)備將根據(jù)IEEE 344—2004[7]的要求進(jìn)行抗震分析,以保證系統(tǒng)在地震條件下的完整性。

    反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)機(jī)柜和機(jī)箱的散熱設(shè)計(jì)確保系統(tǒng)運(yùn)行時(shí)的溫度條件在規(guī)定限值范圍內(nèi)。機(jī)柜冷卻裝置確保系統(tǒng)設(shè)備和部件在核電廠正常和異常溫度條件下的充分冷卻。

    反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)的信號(hào)處理部件的設(shè)計(jì)可確保在發(fā)生異常,如輸入輸出處理故障、精度或圓整問(wèn)題、系統(tǒng)恢復(fù)錯(cuò)誤、電壓和頻率波動(dòng)等情況下保持安全功能。測(cè)試和校驗(yàn)功能及安全功能分別由不同的子系統(tǒng)承擔(dān),以保證測(cè)試和校驗(yàn)功能不影響安全功能。

    反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)設(shè)備機(jī)柜按IEEE 1050—1996[8]的要求進(jìn)行正確接地,以降低外部干擾的影響。數(shù)字處理部件的自檢功能以及系統(tǒng)的自診斷子系統(tǒng)可檢測(cè)部件、子系統(tǒng)和序列的故障。系統(tǒng)完整性與整個(gè)系統(tǒng)、系統(tǒng)所有部件、系統(tǒng)功能設(shè)計(jì)及系統(tǒng)測(cè)試需求相關(guān)。

    2.3 質(zhì)量

    反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)的質(zhì)量由系統(tǒng)設(shè)計(jì)、開(kāi)發(fā)和生產(chǎn)過(guò)程的質(zhì)保程序來(lái)保證。

    反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)的設(shè)計(jì)和開(kāi)發(fā)過(guò)程按技術(shù)支持過(guò)程(TSP)的要求組織進(jìn)行,TSP 是按10CFR 50附件B[9]以及HAF 003[10]的要求設(shè)計(jì)的反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)設(shè)計(jì)開(kāi)發(fā)流程;反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)的生產(chǎn)制造也將符合HAF 003的要求;系統(tǒng)的獨(dú)立驗(yàn)證和確認(rèn)活動(dòng)滿(mǎn)足IEEE 1012—1998[11]的要求;對(duì)于系統(tǒng)采用的商業(yè)級(jí)物項(xiàng),也將按EPRI 106439—1996[12]的要求進(jìn)行商業(yè)級(jí)物項(xiàng)認(rèn)證。

    反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)的質(zhì)量特性與設(shè)計(jì)、開(kāi)發(fā)以及生產(chǎn)活動(dòng)中的質(zhì)保程序相關(guān),通過(guò)質(zhì)保程序中規(guī)定的質(zhì)?;顒?dòng)來(lái)保證。

    2.4 確定性

    反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)的確定性特性和系統(tǒng)執(zhí)行的安全功能相關(guān)。10CFR 50附件A 通用設(shè)計(jì)準(zhǔn)則[1]第20條規(guī)定“保護(hù)系統(tǒng)應(yīng)設(shè)計(jì)為(1)自動(dòng)觸發(fā)包括反應(yīng)性控制系統(tǒng)在內(nèi)的相關(guān)系統(tǒng)的動(dòng)作,以確保在預(yù)期運(yùn)行事件下不會(huì)超出規(guī)定的燃料設(shè)計(jì)限值,并且(2)探測(cè)事故狀態(tài),并觸發(fā)安全重要的系統(tǒng)和設(shè)備運(yùn)行?!被贜uPAC的反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)將自動(dòng)觸發(fā)反應(yīng)堆停堆和專(zhuān)設(shè)安全設(shè)施動(dòng)作以緩解設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故的后果。反應(yīng)堆停堆和專(zhuān)設(shè)安全設(shè)施將自動(dòng)觸發(fā)直到動(dòng)作完成。按IEEE 603—1991[2]第6.6 和6.7節(jié)的方法,系統(tǒng)的運(yùn)行旁通和維護(hù)旁通不會(huì)影響安全功能的自動(dòng)觸發(fā)。

    反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)的確定性也與系統(tǒng)的故障安全模式相關(guān)。10CFR 50 附件A 通用設(shè)計(jì)準(zhǔn)則[1]第23條規(guī)定“當(dāng)發(fā)生下列情況,比如系統(tǒng)斷開(kāi)、失去動(dòng)力源(如電源、儀表空氣),或出現(xiàn)假設(shè)的惡劣環(huán)境時(shí)(如極熱或極冷、火災(zāi)、壓力、蒸汽、水和輻射),反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)應(yīng)設(shè)計(jì)為故障時(shí)進(jìn)入安全狀態(tài),或故障時(shí)進(jìn)入設(shè)計(jì)基準(zhǔn)能夠接受的狀態(tài)?!狈磻?yīng)堆停堆功能設(shè)計(jì)為失電觸發(fā)以滿(mǎn)足故障安全要求。專(zhuān)設(shè)安全設(shè)施觸發(fā)功能設(shè)計(jì)為得電觸發(fā)以防止安全系統(tǒng)的誤動(dòng)作。反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)的自診斷功能能夠檢測(cè)系統(tǒng)部件的故障,出現(xiàn)嚴(yán)重故障(如核心FPGA 或應(yīng)用FPGA 芯片故障)時(shí),自動(dòng)產(chǎn)生停堆觸發(fā)命令。

    反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)的確定性也與反應(yīng)堆停堆和專(zhuān)設(shè)安全設(shè)施觸發(fā)功能的邏輯實(shí)現(xiàn)有關(guān)。FPGA 中的有限狀態(tài)機(jī)將確保功能邏輯執(zhí)行的確定性。

    反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)的確定性也與通信以及系統(tǒng)的安全顯示相關(guān)。根據(jù)導(dǎo)則DI&C-ISG-04—2009[13]的要求,系統(tǒng)序列間通信、序列內(nèi)通信以及和非安全系統(tǒng)之間的通信將采用確定的點(diǎn)對(duì)點(diǎn)串行通信。此外,反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)的安全顯示是確定的,顯示信息將以固定的刷新率周期性地進(jìn)行傳輸和刷新。

    2.5 多樣性和縱深防御(D3)

    儀控系統(tǒng)采用的數(shù)字計(jì)算機(jī)技術(shù)引起的影響安全的共模故障是安審機(jī)構(gòu)關(guān)注的重點(diǎn)之一。SECY 93-087 ⅡQ—1993[14]指出“共模故障可導(dǎo)致硬件結(jié)構(gòu)的冗余失效,也可導(dǎo)致由數(shù)字儀控系統(tǒng)執(zhí)行的監(jiān)測(cè)、控制、反應(yīng)堆保護(hù)、專(zhuān)設(shè)安全功能提供的一道或多道縱深防御屏障的喪失。”導(dǎo)則NUREG 0493A[15]描述了對(duì)1 個(gè)基于數(shù)字計(jì)算機(jī)的反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)的多樣性和縱深防御分析,分析表明該系統(tǒng)采用縱深防御屏障之間的一定程度的隔離來(lái)實(shí)現(xiàn)對(duì)共因故障的防御(NUREG 0800BTP 7-19[16])。

    反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)采用DI&C-ISG-02—2009[17]和RG 1.152—2011[18]中規(guī)定的方法提供多樣性和縱深防御措施。反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)由反應(yīng)堆停堆系統(tǒng)、專(zhuān)設(shè)安全設(shè)施觸發(fā)系統(tǒng)和事故后監(jiān)測(cè)系統(tǒng)組成,根據(jù)NUREG 0800BTP 7-19[16]的規(guī)定,這3個(gè)系統(tǒng)構(gòu)成了抵御共因故障的3道屏障。此外,基于FPGA 技術(shù)的反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)和基于CPU 及軟件技術(shù)的控制系統(tǒng)之間是多樣的。

    反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)在主控室為停堆和專(zhuān)設(shè)安全設(shè)施的手動(dòng)觸發(fā)提供了監(jiān)測(cè)和控制手段。作為自動(dòng)停堆的后備,手動(dòng)停堆信號(hào)通過(guò)硬接線送至系統(tǒng)設(shè)備驅(qū)動(dòng)輸出的下游,即送至停堆斷路器控制回路。來(lái)自主控室安全盤(pán)操作開(kāi)關(guān)的專(zhuān)設(shè)安全設(shè)施的手動(dòng)驅(qū)動(dòng)信號(hào)通過(guò)硬接線送至符合邏輯子系統(tǒng)。

    10CFR 50附件A 通用設(shè)計(jì)準(zhǔn)則[1]第22條規(guī)定“設(shè)計(jì)技術(shù),比如功能多樣性、部件多樣性和運(yùn)行多樣性,應(yīng)盡可能采用以防止保護(hù)功能的喪失。”反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)采用功能多樣性設(shè)計(jì)技術(shù),對(duì)核電廠的每個(gè)設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故均設(shè)置了2個(gè)以上不同的保護(hù)參數(shù)進(jìn)行監(jiān)測(cè)和保護(hù)。

    2.6 可靠性

    反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)應(yīng)具有較高的可靠性:1)系統(tǒng)拒動(dòng)概率應(yīng)小于1.2×10-5;2)引起電廠停機(jī)的系統(tǒng)故障概率應(yīng)小于0.002 次/年。反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)的定性和定量可靠性分析將提供系統(tǒng)可靠性的分析和證明。

    系統(tǒng)的4冗余設(shè)計(jì)極大地提高了系統(tǒng)的可靠性,此外,系統(tǒng)部件充分的平均無(wú)故障時(shí)間(MTBF)也為系統(tǒng)可靠性提供了保障。

    2.7 安保性

    2001年9月11日發(fā)生在美國(guó)紐約的恐怖襲擊事件引起了核安全監(jiān)管機(jī)構(gòu)對(duì)核電廠安全系統(tǒng)安保問(wèn)題的關(guān)注。10CFR 73.54[19]的部分條款中要求,電站許可證申請(qǐng)單位應(yīng)確保數(shù)字計(jì)算機(jī)和通信系統(tǒng)及網(wǎng)絡(luò)免受網(wǎng)絡(luò)攻擊。

    RG 1.152—2011[18]規(guī)定反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)應(yīng)置于安全的開(kāi)發(fā)環(huán)境和運(yùn)行環(huán)境中。反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)設(shè)計(jì)開(kāi)發(fā)項(xiàng)目建立了數(shù)字安保計(jì)劃,建立了與互聯(lián)網(wǎng)隔離的并受控的集中式信息系統(tǒng)。對(duì)該信息系統(tǒng)的訪問(wèn)設(shè)置了物理和邏輯上的權(quán)限控制。安裝于集中式信息系統(tǒng)上的配置管理系統(tǒng),以及驗(yàn)證和確認(rèn)活動(dòng)可以消除對(duì)安全系統(tǒng)軟件的無(wú)意的、不需要的和不期望的修改。

    根據(jù)IEEE 603—1991[2]第5.9節(jié)的要求,反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)將提供行政權(quán)限控制措施,這些措施將包括門(mén)鎖、鑰匙開(kāi)關(guān)以及登陸密碼。

    反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)和非安全控制系統(tǒng)之間的單向通信保證安全功能不會(huì)受到與之連接的非安全控制系統(tǒng)的影響,用戶(hù)也無(wú)法通過(guò)控制系統(tǒng)訪問(wèn)反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)。

    當(dāng)可編程邏輯下載燒寫(xiě)到FPGA 芯片形成FPGA 芯片內(nèi)的硬件電路后,這些硬件電路不會(huì)受到數(shù)字攻擊的影響。對(duì)FPGA 芯片的修改和訪問(wèn)需要特殊的工具和接口,當(dāng)系統(tǒng)運(yùn)行時(shí)這些工具和接口會(huì)被移除。

    2.8 可操作性

    雖然反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)的設(shè)計(jì)可保證設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故發(fā)生后72h內(nèi)無(wú)需操縱員干預(yù),但系統(tǒng)也提供了手動(dòng)操作所需的人機(jī)界面資源。反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)的人機(jī)界面資源包括主控室的安全盤(pán)、輔助控制室的非安全盤(pán)、主控室的安全顯示界面以及設(shè)備控制機(jī)柜內(nèi)的設(shè)備就地操作面板。所有人機(jī)界面的設(shè)計(jì)均滿(mǎn)足IEEE 1023—2004[20]的要求。

    主控室安全盤(pán)上的手操開(kāi)關(guān)提供安全功能的手動(dòng)觸發(fā)手段,來(lái)自手操開(kāi)關(guān)的手動(dòng)觸發(fā)信號(hào)送入反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)的符合邏輯子系統(tǒng)中。主控室安全盤(pán)手操開(kāi)關(guān)的設(shè)計(jì)應(yīng)滿(mǎn)足IEEE 603—1991[2]第5節(jié)和第6.2節(jié)的要求。

    位于主控室的反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)安全顯示也提供軟操界面。系統(tǒng)軟操功能包括對(duì)某些可能導(dǎo)致嚴(yán)重后果的安全設(shè)備的部件級(jí)手動(dòng)操作、保護(hù)功能的阻止和復(fù)位操作以及核測(cè)信號(hào)的校驗(yàn)功能。主控室安全顯示界面設(shè)計(jì)滿(mǎn)足IEEE 603—1991[2]第5.8節(jié)要求,提供的信息顯示滿(mǎn)足RG 1.97—2003[21]和IEEE 497—2002[22]的要求。安全顯示的畫(huà)面設(shè)計(jì)符合NUREG 700[23]和NUREG 711[24]的要求。

    當(dāng)發(fā)生火災(zāi)等事故導(dǎo)致主控室不可居留時(shí),輔助控制室的非安全盤(pán)上的手操開(kāi)關(guān)為操縱員提供了后備的手操手段。來(lái)自輔助控制點(diǎn)非安全盤(pán)手操開(kāi)關(guān)的手動(dòng)觸發(fā)信號(hào)經(jīng)光電隔離后送至反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)符合邏輯子系統(tǒng)。操縱員在輔助控制點(diǎn)手動(dòng)操作所需的信息來(lái)自非安全顯示界面。主控室的手操開(kāi)關(guān)和輔助控制點(diǎn)的手操開(kāi)關(guān)間通過(guò)轉(zhuǎn)換開(kāi)關(guān)進(jìn)行聯(lián)鎖,保證僅有來(lái)自一個(gè)地方(主控室安全盤(pán)或輔助控制點(diǎn)非安全盤(pán))的反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)手動(dòng)操作有效。

    反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)安全顯示界面也為引起嚴(yán)重后果的安全設(shè)備提供部件級(jí)的手動(dòng)軟操功能,此外所有反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)控制的安全級(jí)和非安全級(jí)設(shè)備均可通過(guò)設(shè)備控制模塊的就地操作面板進(jìn)行手動(dòng)操作。

    2.9 兼容性

    基于NuPAC平臺(tái)的反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)的目標(biāo)用戶(hù)是CAP系列大型先進(jìn)壓水堆核電廠,因此,反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)的設(shè)計(jì)應(yīng)和目前及未來(lái)的CAP系列核電廠設(shè)計(jì)相匹配,反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)的性能,如通道精度和通道響應(yīng)時(shí)間應(yīng)滿(mǎn)足目前CAP核電廠的要求。

    NuPAC 平臺(tái)提供足夠的能力,可實(shí)現(xiàn)CAP系列核電廠要求的反應(yīng)堆停堆、專(zhuān)設(shè)安全設(shè)施觸發(fā)、事故后監(jiān)測(cè)以及維護(hù)和測(cè)試等功能。NuPAC平臺(tái)也可實(shí)現(xiàn)所要求的設(shè)備控制和優(yōu)選控制邏輯功能。NuPAC 平臺(tái)能實(shí)現(xiàn)復(fù)雜的算法,如超功率ΔT 計(jì)算、超溫ΔT 計(jì)算,甚至偏離泡核沸騰比計(jì)算。NuPAC 平臺(tái)為反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)提供與其他系統(tǒng)和設(shè)備接口必需的輸入輸出信號(hào)接口和通信接口。

    基于NuPAC的反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)設(shè)備將滿(mǎn)足CAP系列核電廠的土建設(shè)計(jì)要求,機(jī)柜尺寸、安裝方式以及電纜布線都將和目前以及未來(lái)CAP系列核電廠設(shè)計(jì)相匹配。

    反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)設(shè)備供電將和目前及未來(lái)CAP系列核電廠供電系統(tǒng)設(shè)計(jì)相匹配,系統(tǒng)供電滿(mǎn)足中國(guó)電源規(guī)范,系統(tǒng)耗電不超出目前CAP電站供電系統(tǒng)的容量范圍。

    基于NuPAC平臺(tái)的反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)也可用于已建核電廠的現(xiàn)代化升級(jí)改造。輸入輸出信號(hào)接口可覆蓋已建核電廠的儀控系統(tǒng)接口類(lèi)型。系統(tǒng)耗電小于模擬式系統(tǒng),因而可滿(mǎn)足已建核電廠供電系統(tǒng)的容量要求。

    基于NuPAC平臺(tái)的反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)滿(mǎn)足相關(guān)環(huán)保要求。反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)設(shè)備將通過(guò)中國(guó)CCC 認(rèn)證以防止設(shè)備對(duì)人員的人身傷害。反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)設(shè)備滿(mǎn)足除鉛之外的其他RoHS要求,鉛的使用僅限于印刷電路板的插針以及焊錫中,并嚴(yán)格限制使用量。廢棄電路板將根據(jù)政府環(huán)保要求進(jìn)行統(tǒng)一收集和處理。

    2.10 性能

    10CFR 50.36[25]規(guī)定必須確定安全儀表的保護(hù)定值,以確保自動(dòng)保護(hù)功能能有效保護(hù)核電廠在安全限值范圍內(nèi)運(yùn)行。根據(jù)RG 1.105—1999[26]和 其 背 書(shū) 的ISA 67.04—1994[27]規(guī)定,保護(hù)定值的計(jì)算應(yīng)考慮安全儀表通道的所有誤差,其中包括計(jì)算機(jī)系統(tǒng)信號(hào)輸入卡件的測(cè)量誤差。

    根據(jù)RG 1.105—1999[26]和ISA 67.04—1994[27],儀表通道的誤差來(lái)自測(cè)量?jī)x表以及電子測(cè)量電路的線性度、磁滯回環(huán)、死區(qū)和可重復(fù)度。儀表誤差不在本文范圍之內(nèi),但反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)的電子測(cè)量電路應(yīng)具有良好的精度以盡可能減小儀表通道的測(cè)量誤差,并滿(mǎn)足CAP系列核電廠的精度要求?;贜uPAC的反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)提供穩(wěn)定的測(cè)量精度,電壓和頻率波動(dòng)不會(huì)影響精度。此外,在4~60 ℃范圍內(nèi)及考慮6、12、18和30個(gè)月時(shí)間漂移的影響情況下,系統(tǒng)輸入卡件仍能滿(mǎn)足基本的精度要求。

    IEEE 603—1991[2]第4.10 節(jié)規(guī)定“設(shè) 計(jì)基準(zhǔn)事故開(kāi)始后的關(guān)鍵時(shí)間點(diǎn)和電廠條件”應(yīng)作為反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)需滿(mǎn)足的設(shè)計(jì)基準(zhǔn),因此,反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)的響應(yīng)時(shí)間,即從保護(hù)參數(shù)超出定值,到執(zhí)行機(jī)構(gòu)的觸發(fā)所經(jīng)歷的時(shí)間,應(yīng)滿(mǎn)足上述規(guī)定的設(shè)計(jì)基準(zhǔn)的要求。反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)的結(jié)構(gòu)應(yīng)保證系統(tǒng)響應(yīng)時(shí)間滿(mǎn)足CAP 系列核電廠響應(yīng)時(shí)間要求。此外,由于FPGA 硬件電路的并行執(zhí)行的特點(diǎn),基于NuPAC 的反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)的響應(yīng)時(shí)間將優(yōu)于基于CPU 和軟件技術(shù)的系統(tǒng)。

    2.11 可維護(hù)性

    10CFR 50[1]附 件A 通 用 設(shè) 計(jì) 準(zhǔn) 則 第21條規(guī)定“反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)應(yīng)能在反應(yīng)堆運(yùn)行時(shí)進(jìn)行功能的定期測(cè)試,包括對(duì)通道的獨(dú)立測(cè)試以確定故障,以及可能發(fā)生的系統(tǒng)冗余的喪失。”IEEE 603—1991[2]第5.7節(jié)也規(guī)定“應(yīng)提供安全系統(tǒng)設(shè)備的定期測(cè)試和校驗(yàn)功能,同時(shí)保持執(zhí)行相關(guān)安全功能的能力。”

    反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)的自診斷功能能探測(cè)大部分系統(tǒng)部件的可檢測(cè)故障,通過(guò)4序列之間的比較也可檢測(cè)序列故障。系統(tǒng)和部件自診斷功能不能覆蓋的故障將通過(guò)定期測(cè)試來(lái)檢測(cè),定期測(cè)試由序列內(nèi)的維護(hù)測(cè)試子系統(tǒng)實(shí)現(xiàn)。維護(hù)測(cè)試子系統(tǒng)可對(duì)相應(yīng)序列進(jìn)行維護(hù)和測(cè)試,其中包括IEEE 338—1987[28]規(guī)定的功能測(cè)試、精度測(cè)試和響應(yīng)時(shí)間測(cè)試。系統(tǒng)的4冗余設(shè)計(jì)使得在對(duì)單個(gè)序列進(jìn)行維護(hù)測(cè)試時(shí),其他3個(gè)序列仍能有效地執(zhí)行所需的安全功能。

    根 據(jù)IEEE 603—1991[2]第5.10 節(jié) 的 要求,反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)設(shè)備和部件應(yīng)便于維護(hù)和替換。系統(tǒng)卡件可進(jìn)行熱插拔,卡件替換也無(wú)需特殊工具。此外卡件的維護(hù)、測(cè)試和替換無(wú)需斷開(kāi)或改變電纜接線。

    根 據(jù)IEEE 603—1991[2]第5.11 節(jié) 的 要求,反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)設(shè)備應(yīng)進(jìn)行清晰的標(biāo)識(shí)以便于電廠運(yùn)行人員識(shí)別系統(tǒng)設(shè)備。此外LED指示也為運(yùn)行人員識(shí)別故障部件提供了方便。

    2.12 設(shè)計(jì)裕量和可持續(xù)性

    反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)為今后系統(tǒng)擴(kuò)展和升級(jí)提供足夠的設(shè)計(jì)裕量,系統(tǒng)具有至少15%的輸入輸出裕量;FPGA 資源占用率不超過(guò)95%;設(shè)備機(jī)柜占用的設(shè)備廠房空間也為今后增加機(jī)柜留出了裕量。由于NuPAC 分散式的結(jié)構(gòu)特性,如果不是安裝空間和供電容量的限制,基于NuPAC的反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)可無(wú)限擴(kuò)展。

    相比CPU 技術(shù)而言,F(xiàn)PGA 技術(shù)具有更好的可移植性,芯片的升級(jí)換代不會(huì)引起系統(tǒng)硬件和軟件的重大變更。此外,F(xiàn)PGA 芯片具有更長(zhǎng)的使用壽命。盡管如此,在系統(tǒng)設(shè)計(jì)開(kāi)發(fā)過(guò)程中,也會(huì)建立反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)主要部件的升級(jí)管理計(jì)劃以及技術(shù)更新計(jì)劃,以為用戶(hù)提供長(zhǎng)期的支持和備品備件服務(wù)保證。

    2.13 靈活性

    與集中式的分散控制系統(tǒng)或可編程邏輯控制器相比,NuPAC 平臺(tái)具有分散式系統(tǒng)結(jié)構(gòu)(圖1)。每塊通用邏輯模塊均具備輸入輸出和處理功能。每塊卡件均可任意配置不同的I/O子卡,從而執(zhí)行不同的功能;由最多18塊通用邏輯模塊構(gòu)成的機(jī)箱可執(zhí)行更復(fù)雜的功能;機(jī)箱間可通過(guò)數(shù)據(jù)通信連接,形成更大的系統(tǒng)?;贜uPAC平臺(tái)的反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)可獲得更大的靈活性和可擴(kuò)展性。

    2.14 經(jīng)濟(jì)性

    NuPAC平臺(tái)采用標(biāo)準(zhǔn)化模塊設(shè)計(jì),最大程度地減少卡件種類(lèi),從而降低核電廠的維護(hù)成本。此外,由于FPGA 技術(shù)良好的移植性,原有的開(kāi)發(fā)好的可編程邏輯可移植到升級(jí)后的FPGA 芯片中,從而最大程度節(jié)約了核電廠在升級(jí)改造中需重新投入的軟件開(kāi)發(fā)成本。

    此外,在設(shè)計(jì)開(kāi)發(fā)過(guò)程中將建立供應(yīng)鏈管理計(jì)劃,以最大程度降低生產(chǎn)成本,因而降低核電廠備品備件的成本。

    圖1 NuPAC平臺(tái)結(jié)構(gòu)Fig.1 Architecture of NuPAC platform

    3 結(jié)論

    關(guān)鍵特性是反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)為了滿(mǎn)足法規(guī)標(biāo)準(zhǔn)要求和用戶(hù)需求所需具備的最重要的設(shè)計(jì)特征。關(guān)鍵特性的分析和識(shí)別經(jīng)過(guò)了頭腦風(fēng)暴、源數(shù)據(jù)分析及相關(guān)性分析過(guò)程。

    在相關(guān)性分析中,每個(gè)關(guān)鍵特性均與有關(guān)的法規(guī)和標(biāo)準(zhǔn)相關(guān)聯(lián)。關(guān)鍵特性分析是反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)需求分析的第1步,關(guān)鍵特性及其相關(guān)性分析為下一步的需求分析提供了基礎(chǔ)性的指導(dǎo)。系統(tǒng)需求將在關(guān)鍵特性分析基礎(chǔ)上進(jìn)行擴(kuò)展和細(xì)化,保證系統(tǒng)設(shè)計(jì)滿(mǎn)足關(guān)鍵特性要求,也滿(mǎn)足有關(guān)法規(guī)和標(biāo)準(zhǔn)的要求。

    [1] NRC.10CFR 50 Domestic licensing of production and utilization facilities,Appendix A:General design criteria for nuclear power plants[S].USA:NRC,2007.

    [2] IEEE.IEEE 603—1991 IEEE standard criteria for safety systems for nuclear power generating stations[S].USA:IEEE,1991.

    [3] IEEE.IEEE 379—2003 IEEE standard application of the single-failure criterion to nuclear power generating station safety systems[S].USA:IEEE,2000.

    [4] IEEE.IEEE 384—1992 IEEE standard criteria for independence of class 1eequipment and circuits[S].USA:IEEE,1992.

    [5] IEEE.IEEE 7-4.3.2—2003 IEEE standard criteria for digital computers in safety systems of nuclear power generating stations[S].USA:IEEE,2003.

    [6] IEEE.IEEE 352—1987 IEEE guide for general principles of reliability analysis of nuclear power generating station safety systems[S].USA:IEEE,1987.

    [7] IEEE.IEEE 344—2004 IEEE recommended practice for seismic qualification of class 1eequipment for nuclear power generating stations[S].USA:IEEE,2004.

    [8] IEEE.IEEE 1050—1996 IEEE guide for instrumentation and control equipment grounding in generating stations[S].USA:IEEE,1996.

    [9] NRC.10CFR 50 Domestic licensing of production and utilization facilities,Appendix B:Quality assurance criteria for nuclear power plants and fuel reprocessing plants[S].USA:NRC,2007.

    [10]中國(guó)核安全局.HAF 003 核電廠質(zhì)量保證安全規(guī)定[S].北京:中國(guó)核安全局,1991.

    [11]IEEE.IEEE 1012—1998 Standard for software verification and validation[S]. USA:IEEE,1998.

    [12]TOROK R C.EPRI TR 106439—1996 Guideline on evaluation and acceptance of commercial grade digital equipment for nuclear safety applications[S].USA:Electric Power Research Institute,1996.

    [13]NRC.DI&C-ISG-04—2009 Highly-integrated control rooms:Communications issues(HICRc)[S].USA:NRC,2009.

    [14]NRC.SECY 93-087ⅡQ—1993 Policy,technical,and licensing issues pertaining to evolutionary and advanced light-water reactor(ALWR)designs(Item ⅡQ)[S].USA:NRC,1993.

    [15]NRC.NUREG 0493A Defense-in-depth and diversity assessment of the RESAR-414integrated protection system[S].USA:NRC,1979.

    [16]NRC.NUREG 0800 BTP 7-19 Guidance for evaluation of diversity and defense-in-depth in digital computer-based instrumentation and control systems[S].USA:NRC,2007.

    [17]NRC.DI&C-ISG-02—2009 Diversity and de-fense-in-depth interim staff guidance[S].USA:NRC,2009.

    [18]NRC.RG 1.152—2011 Criteria for digital computers in safety systems of nuclear power plants[S].USA:NRC,2011.

    [19]NRC.10CFR 73.54 Protection of digital computer and communication systems and networks[S].USA:NRC,2009.

    [20]IEEE.IEEE 1023—2004 IEEE recommended practice for the application of human factors engineering to systems,equipment,and facilities of nuclear power generating stations and other nuclear facilities[S].USA:IEEE,2004.

    [21]NRC.RG 1.97—2003 Demonstrating control room envelope integrity at nuclear power reactors[S].USA:NRC,2003.

    [22]IEEE.IEEE 497—2002 IEEE standard criteria for accident monitoring instrumentation for nuclear power generating stations[S]. USA:IEEE,2002.

    [23]NRC.NUREG 700 Human-system interface design review guidelines[S].USA:NRC,2002.

    [24]NRC.NUREG 711 Human factors engineering program review model[S].USA:NRC,2004.

    [25]NRC.10CFR 50.36 Domestic licensing of production and utilization facilities-technical specifications[S].USA:NRC,2008.

    [26]NRC.RG 1.105—1999 Setpoints for safety-related instrumentation[S].USA:NRC,1999.

    [27]Instrument Society of America.ISA 67.04—1994 Setpoints for nuclear safety-related instrumentation[S]. USA:Instrument Society of America,1994.

    [28]IEEE.IEEE 338—1987 IEEE standard criteria for the periodic surveillance testing of nuclear power generating station safety[S]. USA:IEEE,1987.

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