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1、核电数字化保护系统控制器研究摘 要目前，国际上核电仪控系统已经发展到第三代，新一代的核电仪控 系统采用数字化技术，提高了核电站运行的安全性和可靠性。我国正处 于核电事业的发展阶段，不仅需要新建数座百万千瓦级的核电站，还急 需将原有的部分老化的仪控系统更新换代。因此，发展我国自主设计的 核电仪控系统有着极其重要的意义。控制模件是整个保护系统中十分重要的组成部分，控制模件首先完 成数据信号采集后的预处理和数值正确性的确认，然后，根据反应堆紧 急停堆系统和专设安全系统分别设定的限值产生是否到达限值的逻辑信 号，再分别进行必要的逻辑运算，最后产生反应堆紧急停堆系统断路器 和专设安全系统驱动装置的启动信
2、号。安全可靠的控制模件对于降低核电厂各种事故造成的经济损失，尤 其是重大的安全事故，起到非常重要的作用。所以说安全可靠的控制模 件是实现安全仪控系统功能的前提条件。为了保证核级数字化设备达到足够的可靠性，除了设备本身（包括 相应的硬件和软件）的高可靠性外，还在很大程度上取决于系统的设计， 包括它的技术方案、体系结构等。作为保护系统中设计较为复杂的组件，控制模件系统的设计不光要 考虑自身的运行情况，还要为 I/O 组件、通信组件等提供必要的接口和 通信协议。本文在遵循核级仪控设备的设计准则的基础上，比较国外保护系统 控制模件的设计方案，采用当今计算机领域先进的技术，提出了一种基 于先进中央处理器
3、的控制模件，通过可编程逻辑器件连接处理器和系统 部件的设计方案。文章首先对核级控制模件系统的功能需求进行分析，提出了模块化 的设计方案，并对各模块进行了详细的功能说明。其次，在基于模块设计的基础上，阐述了采用先进计算机技术的控 制模件系统硬件架构设计方案，并给出了完整的设计电路。最后，对于控制模件中比较重要的任务调度设计了一种较为可行的 方法。核电保护系统的控制模件系统设计在我国还处于一个空白阶段，希 望通过本论文中的控制模件的开发，为我国核电仪控系统的自主化设计 提供一些思路。关键词：核电仪控，保护系统，控制模件，系统设计The Research of Process Module for
4、Digital Reactor Protection SystemABSTRACTNowadays, nuclear power plant (NPP) have been developed to the third-generation. The new technology use digital instrument and control (I&C) system, which can improve the safety and reliability of nuclear power plant. Our country is in the period of developin
5、g nuclear power, nearly 40 million kilowatt-level nuclear power stations will be build in the next 20 years and most of aging I&C system will be replaced in the resent years. So, it has great meanings to realize the nuclear powers self-development. Control module is one of the most important parts o
6、f the protection system. It directly controls the reactor shutdown system. To make digital nuclear instrument have enough reliability, except for devices it selfs high reliability (including hardware and software), it also depends on the design of the system, includes system architecture and technol
7、ogy proposal. As one of the most complex module in protection system, when design a control module, a lot of matters should be take into consideration. Not only running status, but also I/O interface and communication protocols. Based on the design criteria of the nuclear I&C system, this paper brin
8、g out these following parts: Firstly, analyze the needs of the control module and bring forward a design method of modularization. Secondly, this paper expatiate the design method based on advanced computer technology. Entire schematic circuit diagram is presented in hardware design, and every main
9、module is introduced detailedly. Finally, take all the I/O module into account, this paper bring forward a method of process scheduling which is based on time sharing. In the end, theboot code is given also.Keywords: Nuclear I&C, Safety System, Control Module, System Design第一章 绪论1.1 引言 到 2020 年，中国大陆
10、的人均 GDP 要达到 3000 美元。为了适应社会、经济发展 的需要，能源必须要有较大发展。政府有关部门提出，2020 年，在降低煤电比例的 同时，要把核电的比例提高到 4%以上，使 2020 年核电机组的装机容量达到 4000 万 kW，加上在建的核电机组，未来 15 年，平均每年要新建 23 台百万千瓦级核电机 组，总的投资规模超过 500 亿美元。 仪表和控制系统是核电站的重要组成部分，机组的安全可靠、经济运行已经在很 大程度上取决于仪表控制系统的性能水平， 因此仪表与控制系统是发展核电的一个关 键。从我国已经建成的核电厂来看，早期建设的核电厂都是以模拟量组合单元仪表为 主的控制系统（
11、如秦山核电厂主控制系统采用 Foxboro 公司的 SPEC200 组装仪表， 大亚湾核电站主控制系统采用 Baily 9020 系统） ，整个系统所需要的仪表控制器件数 量多，运行操作管理和维护工作任务重，大部分采用手动操作，控制系统性能已明显 落后，安全性和经济性也随着设备老化和备件减少以及故障率的升高而明显降低。同 时，大部分在役核电机组都在进行寿期延长工作，更换大量陈旧的仪表与控制设备是 其中的一个非常重要的部分。因此，早期核电厂的仪表控制系统急需换型改造。 计算机技术的飞速发展使得现阶段核电厂数字化 I&C （仪表和控制） 系统部分已 经从单机测控系统进入集散控制系统（DCS）阶段，
12、并且随着通讯技术的高速发展， 产生了全数字化仪表控制系统概念， 它将成熟的常规电厂集散控制系统融入现场总线 控制系统（FCS）及可编程序控制器（PLC） ，全面应用在常规岛、BOP（核蒸汽系统 以外的设备） 、核岛部分的全过程控制，构成核电厂全新数字化仪表控制系统。 数字化仪控系统除了完成其自身的测量、数据采集、控制等功能外，还具备自检 功能，能完成自我诊断、自我管理、在线修改、信息采集等，为预防性维修提供了有 效的手段。数字化仪控系统还具备高容错性、高冗余度的特点。通过数字化仪控系统 的改造，可进一步完善和提高仪控系统的功能和安全性。所以，我国核电数字化仪控 系统的改造势在必行。1.2 核电
13、仪控系统的发展从我国已建成的和在建的核电工程来看，核电站的仪控系统经历了三个阶段1： (1) 常规模拟控制组合单元仪表为主的仪控系统，主要采用小规模集成电路为基 础的模拟量功能元件及继电器等硬逻辑电路来控制， 仪表器件数量多,运行操作 管理和维护工作任务重,主控室较大， 典型的有我国 300MW 秦山核电站主控制系 统应用的 FOXBORO 公司的 SPEC200 组装仪表。 (2) 模拟量和数字量混合运用的主控制系统，主要以模拟控制加上数字式分散控 制系统，所需仪表数量大为减少，大量采用软硬件自诊断技术、冗余技术和网络 通信技术等，提高了系统运行的可靠性。数字化技术是经过大量的试验验证后，
14、逐步运用于常规岛等辅助系统。 广东岭澳核电站 （2980MW）仪表控制系统就属 于这一类。(3) 数字化仪控系统，数字化仪控系统将应用成熟的常规电站分布式控制系统 （DCS）加以改进并移植过来，高级的人机接口技术、光纤网络技术等合理地构 成了核电站的全新数字化仪控系统。在常规岛、核岛等都全面应用数字化技术。 典型的有：法国法马通公司 N4 系 统、 美国西屋公司的 AP1000 的 Common Q+Ovation 系统以及德国西门子 TELEPERM XP+XS 系统等。 1.2.1 核级数字化保护系统特点 核级数字化仪控系统特点： (1) 系统各工作站是通过网络接口连接起来的，各工作站独立
15、自主地完成自己的 任务，且各站的容量可扩充，配套软件随时可加载组态，每个工作站都是一个能独立 运行的高可靠性子系统； (2)实时可靠的工业控制局域网使整个系统信息共享，各站之间从总体功能及优 化处理方面具有充分的协调性； (3) 通过人机接口和 I/O 接口，对过程对象的数据进行实时采集、分析、记录、 监视、 操作控制， 还可以进行系统结构、 组态回路的在线修改、 局部故障的在线维修； (4) 结构上采用容错和冗余设计，使得在任一个单元失效的情况下，仍可保持系 统的完整性，即使全局性通信或管理失效，局部站仍能维持工作。从硬件上包括操作 站、控制站、通讯链路都采用双重化配置，从软件上采用分段与模
16、块化设计、积木式结构、程序卷回或指令复执的容错设计，具有很高的可靠性； (5) 硬件和软件采用开放式，标准化设计，具有灵活的配置，可适应不同用户的 需要。工厂改变生产工艺、生产流程时只需改变系统配置和修改软件组态即可实现； (6) 软件面向工业控制技术人员、工艺技术人员和生产操作人员，采用实用而简 捷的人机会话系统，复合窗口技术，画面丰富、直观。趋势图、流程图、批量控制图、 计量报表、操作指导画面、菜单功能等均具有实时性。所配置的平面密封式薄膜操作 键盘、触摸式屏幕、鼠标器、跟踪球等操作器更便于操作，并越来越具有通用性。 1.3 数字化仪控系统概述 核电站数字化仪控系统的含义是指使用以微处理器芯片构成的，以数字处理技 术为特点的智能化电子设备和计算机系统替代核电厂中传统的常规测量控制系统， 这 其中同时包括与核安全有关的控制与保护系统2。 仪表和控制系统的主要目的是在稳态和瞬态功率运行期间，执行适当的控制和 提供自动保护，防止反应堆不安全
