仪表控制硕士班讲座课件.ppt

核电站数字仪表控制系统和先进主控制室,目录1、核电站的数字化分布式控制系统的现状2、数字化分布式仪控系统的必要性和优越性3、人因工程设计（HFE）4、主控室人机接口5、数字化分布式仪控系统的框架结构6、先进主控制室7、核电厂数字仪表控制系统采用的主要标准,1 、核电站的数字化分布式控制系统的现状,目前世界上控制仪表技术发展日新月异，尤其是计算机技术的发展更加迅速。 各工业领域中采用的仪表（包括变送器、控制仪表、显示仪表、电工仪表等）已逐步地计算机化和智能化，纯模拟量的控制和显示仪表全部被数字化和智能化仪表所替代将可指日可待。 数字化分布仪表控制系统已广泛用于火力发电厂，我国电力部门已明文规定30万千瓦以上的火电厂必须采用分布式仪表控制系统。,1 、核电站的数字化分布式控制系统的现状,世界核电站的控制仪表系统可概括地分为三个层次： 第一层次采用常规的模拟控制仪表系统，这是目前大多数核电站的情况； 第二层次是模拟和数字混合的控制仪表系统，即1E级的保护系统仍采用常规的控制和仪表技术，非1E级采用全数字化的控制仪表系统； 第三层次采用全部数字化的控制和仪表系统，目前只有为数不多的核电站采用这种最先进的控制仪表技术，这些核电站计有法国的N4型1450MWe核电站，美国西屋公司提供技术的SizewellB，Temelin units 1&2，GE公司的ABWR，ABBCE的System 80等。我国连云港核电站也采用了西门子Teleperm分布仪表控制系统，数字化分布式仪表控制系统在核电中的应用是核电新技术的重要分支，是核电发展的必然趋势。,1 、核电站的数字化分布式控制系统的现状,1 、核电站的数字化分布式控制系统的现状,对硬件平台的注意项：1) AC160是西屋公司“Common Q”产品的一部分，适用于所有堆型的1E级安全设施。2) AC450属于控制平台。3) Ovation平台用于电厂计算机、控制和替代后的WDPF。4) MP200是Materpiece 200平台，由AC450取代。5) Eagle是西屋第一个数字1E级安全平台，由AC160取代。,1 、核电站的数字化分布式控制系统的现状,1 、核电站的数字化分布式控制系统的现状,注：Ovation在保护系统中的应用许可证申请正在进行。准备用于KEWAUNEE（美国），RINGHALS（瑞典）。1996年，日本的K6&K7（ABWR）已采用全计算机化的I&C系统,2 、 数字化分布式仪控系统的必要性和优越性,提高核电厂的安全性 提高仪表精度，增加堆芯安全裕量。 数字技术的应用，容易实现指导运行和诊断事故的专家系统，采用先进的人机界面，增加操纵人员判断和操作正确性以及处理事故的能力。容易实现核电核中采用的纵深防御的安全策略。,2 、 数字化分布式仪控系统的必要性和优越性,提高自动化控制水平与可操作性扩大了反应堆自动控制的范围，增强了负荷自动跟踪能力，由于参与保护和控制的过程参数的一致性，提高了电厂的运行裕度。实现核电站的自动启停。,2 、 数字化分布式仪控系统的必要性和优越性,提高可维修性与可靠性 容易实现全程自动试验，满足定期试验要求。自诊断可以在数秒内把设备故障定位到可更换组件。可采用标准部件进行模块化维修，减少了备品备件的数量，同时备品备件容易从市场上获得。维修旁路，允许在线修理而不降低电厂的整体自动化水平，可避免由维修而导致停堆。具有内置故障测试设备，可使安全壳内设备数量减至最少以减少维修人员所受辐照量。安全网络与大容量信息主干网隔离，以及抗电磁干扰设计等大大提高了系统的可靠性。,2 、 数字化分布式仪控系统的必要性和优越性,可扩充性硬件功能模块可以按要求方便地增加或修改。高速公路多路传输数据通信技术允许将来改变 和增加接口。容易实现功能扩展和设备升级。提高经济性减少电缆的敷设用量，减少常规仪表，节省建 筑用房，减少备品备件数量。提高反应堆保护系统的运行裕量，在线和定 期试验能力，缩短试验时间，提高了可用率。 采用分散计算机控制系统，具有较好的价格/性能比。,2 、 数字化分布式仪控系统的必要性和优越性,2 、 数字化分布式仪控系统的必要性和优越性,提高核电厂的安全性 提高仪表精度，增加堆芯安全裕量。 数字技术的应用，容易实现指导运行和诊断事故的专家系统，采用先进的人机界面，增加操纵人员判断和操作正确性以及处理事故的能力。容易实现核电核中采用的纵深防御的安全策略。,2 、 数字化分布式仪控系统的必要性和优越性,提高自动化控制水平与可操作性扩大了反应堆自动控制的范围，增强了负荷自动跟踪能力，由于参与保护和控制的过程参数的一致性，提高了电厂的运行裕度。实现核电站的自动启停。,2 、 数字化分布式仪控系统的必要性和优越性,提高可维修性与可靠性 容易实现全程自动试验，满足定期试验要求。自诊断可以在数秒内把设备故障定位到可更换组件。可采用标准部件进行模块化维修，减少了备品备件的数量，同时备品备件容易从市场上获得。维修旁路，允许在线修理而不降低电厂的整体自动化水平，可避免由维修而导致停堆。具有内置故障测试设备，可使安全壳内设备数量减至最少以减少维修人员所受辐照量。安全网络与大容量信息主干网隔离，以及抗电磁干扰设计等大大提高了系统的可靠性。,3 、人因工程设计（HFE）,人因工程设计（HFE）包括十二项主要内容1.人因工程计划管理2. 运行经验审评3. 功能需求分析和功能分配4. 任务分析5.人员配备6.人因可靠性分析7.人机系统接口设计8. 运行程序开发研究9.培训计划开发研究10.人因VV11.设计执行12 人行为监测,3 、人因工程设计（HFE）,3 、人因工程设计（HFE）,1）. 人因工程设计（HFE）涉及十三技术工种：技术项目管理系统工程： 核工程IC工程土木工程人因工程电厂操纵员计算机系统工程电厂运行规程开发人员培训系统安全工程维修/检查工程可靠性/可用性工程,3 、人因工程设计（HFE）,2) 人因工程设计过程中产生的文件 l 运行经验审评文件 l 任务分析文件 l 功能需求文件 l 人因系统接口设计导则文件 l 设计技术规范书文件 l 仪表和控制结构图 l 方块图 l 仪表清单 l 系统技术规范书文件,3 、人因工程设计（HFE）,3）确认（Verification）类型 l 设计评审 l 独立评审/独立验算 （alternative calculations） l 试验4）运行经验评审,3 、人因工程设计（HFE）,5）功能需求分析和分配 l 功能需求分析：确定为满足电厂安全目的必须执行的功能，即为防止或减缓假想事故的后果，这些后果可能对公众健康和安全产生不适当的风险。 l 6个关键安全功能： 反应性控制（次临界） 堆芯冷却 RCS完整性 热阱 安全壳完整性 放射性排放控制,3 、人因工程设计（HFE）,5）功能需求分析和分配 l功能分配：电厂控制要求分析和控制功能分配给: (1) 人（即手动控制） (2) 系统部件（即自动控制和非能动，自控制现象） (3)人和系统部件的组合（即，共享的控制和带手动后备的自动系统）,3 、人因工程设计（HFE）,6）任务分析 (1)任务分析目的： l提供人因（机）系统接口设计 决策的依据之一 l使行为要求和人能力相匹配 l为运行程序开发提供输入 l为电厂人员配置、培训和通讯要求提供输入,3 、人因工程设计（HFE）,6）任务分析（2）任务分析包括： l全范围的运行模式包括起动、正常运行、不正 常和应急运行、瞬态工况、低功率和停闭工况。 l 操纵员动作：关键手动动作或高风险任务。 l应急响应导则中全范围的活动。 l 维修、试验、检查和监视（MTIS）（分析MTIS为确定一子组“高风险”的系统/结构/设备SSC）。,3 、人因工程设计（HFE）,6）任务分析（3）任务顺序分析（OSA）：NUREG-0711：l 电厂从换料后到100%功率的升温和启动l 紧急停堆、紧急停机和安全注射l 自然循环冷却（蒸汽发生器启动给水）l 丧失反应堆或二次侧冷却剂l LOCA事故后冷却和卸压l 在停闭时丧失正常余热排出系统（RNS）l 自动降压系统（ADS）手动驱动 通过PMS， 多样驱动系统（DAS）的手动紧急停堆l 在Mode l时ADS阀门试验,3 、人因工程设计（HFE）,6）任务分析（3）任务顺序分析（OSA）：连云港 l 正常运行阶段NS1：从冷停堆状态到功率运行状态的电厂启动阶段冷停堆状态以及从冷停堆转变到中间冷停堆状态；中间冷停堆状态以及从中间冷停堆状态转变到热冷停堆状态；热停堆状态以及从热停堆状态转变到可监视的最低功率水平；可监视的最低功率水平；从可监视的最低功率水平到功率水平。,3 、人因工程设计（HFE）,6）任务分析（3）任务顺序分析（OSA）：连云港 l正常运行阶段NS2：计划停堆。 l正常运行阶段NS3：保证换料阶段安全运行的最有效、最可靠的控制和监视。 l正常运行阶段NS4：控制设备多种故障，不能由控制室操纵员自动控制电厂。 l预期的运行事件阶段AS1：在预期的运行事件情况下保证安全运行。,3 、人因工程设计（HFE）,6）任务分析（3）任务顺序分析（OSA）：连云港 l 事故分析阶段1E1：反应性正速率增加。 l 事故分析阶段1E2：热量排出系统故障。 l 事故分析阶段1E3：主系统热量排出系 统 到最终热阱故障。 l事故分析阶段1E4：主冷却剂泄漏。 l事故分析阶段1E5：一次侧向二次侧系统泄漏。 l 事故分析阶段1E6：主蒸汽管道泄漏。,3 、人因工程设计（HFE）,6）任务分析（4） 任务分析的具体内容： l 确定各阶段的运行任务 l 确定MCR控制和监测的主要功能 监测功能：功能、监测的参数和状态 控制功能：控制目的、控制对象,3 、人因工程设计（HFE）,7）人员配备人员水平：操作、维修、工程、仪控、辐射防护、保卫、化学等人员。8）人因可靠性分析（HRA）和人因工程的综合,3 、人因工程设计（HFE）,9人机系统接口（HIS）设计（Human system interface Design）人机接口设施包括： l 大屏幕信息系统（WPIS）：非1E系统、无控制功能、能动态显示信息 l 报警系统 l 电厂信息系统: 非1E级数据显示和处理系统 l 计算机化的运行规程系统：该系统应有一个后备设计（利用纸质规程） l 软操/专设的控制：安全和非安全的控制，离散（专设）控制开关和软操,4、主控室人机接口,主控制室的显示器（CRT或等离子体等显示器）显示和操作幅面可分为四个层次： 1） 电厂状态参数（或八角图）； 2） 电厂概貌（图和全厂参数）； 3） 按功能分区（正常操作区、辅助操作区和事故操作区）的系统图； 4）子系统和设备。每一个层次包括电厂系统运行参数和技术数据，包括运行范围、整定值、控制带、趋势、流程图、参数表、报警清单、曲线组合和控制设备等。,4、主控室人机接口,电气状态参数（关键性参数）,电厂状态参数,电厂概貌图和全厂参数-,功能区,1,2,3,系 统 ,电 厂 概 貌Plant Overview,正常操作区,辅助操作区,事故操作区,RCS,CVCS,RCP,SIS,EFWS,子系统或 设备,4,蒸汽发生器 稳压器压力容器,CVCS（反应性 控制） CVCS（容积控 制）上充泵,主控制室人机接口显示和操作幅面分层,4、主控室人机接口,1）关键参数 关键安全参数（举例） 反应性控制 中子注量率（周期、反应性） 控制棒位置（棒到底位置） 反应堆冷却剂的硼浓度 反应堆冷却剂的冷段温度,4、主控室人机接口,1）关键参数 关键安全参数（举例） 反应堆堆芯冷却（热量导出） 反应堆冷却剂的热段温度 反应堆冷却剂的冷段温度 反应堆冷却剂压力 堆芯出口温度 反应堆冷却剂水位 过冷度,4、主控室人机接口,1）关键参数 关键安全参数（举例） 反应堆冷却剂系统的完整性（压力边界） 反应堆冷却剂压力 安全壳地坑水位 安全壳压力 安全壳大气放射性 凝汽器排气放射性 N16,4、主控室人机接口,1）关键参数 关键安全参数（举例） 热阱 蒸汽发生器水位（窄量程、宽量程） 蒸汽发生器给水流量 凝汽器背压等 安全壳完整性 安全壳氢浓度 安全壳压力 安全壳隔离阀位置 放射性排放控制,4、主控室人机接口,1）关键参数八角图（西屋公司）,Tavg(堆芯出口温 、次冷度,功率失匹核功率/汽机功率（启动速率）,安全壳温度地坑水位（安全壳压力）,安全壳、二次侧和其它区域放射性（安全壳、二次侧和其它区域放射性）,窄量程蒸汽发生器水位（宽量程蒸汽发生器水位）,净上充流量（压力容器水位）,稳压器水位（稳压器水位）,稳压器压力（稳压器压力）,4、主控室人机接口,2）全厂性参数（监视核电厂正常状态参数） 电功率 核功率 效率 负荷因子（Load Factor）图 运行时间因子(Operation Factor)图 机组能力因子(Unit Capability Factor)图 时钟（实时时间）,4、主控室人机接口,3）SPDS（R.G 1.97） 反应堆控制 中子注量率 10-6120%满功率 控制棒位置 全部插入位置或没有全部插入 RCS可溶硼浓度06000ppm RCS冷段水温度10205 堆芯冷却 RCS热段水温度10400 RCS冷段水温度10400 RCS压力021Mpa 堆芯出口温度 931260（对正在运行电站93899） 反应堆冷却剂水位 过冷度93（过冷）1.67（过热） RCS完整性 RCS压力021Mpa 安全壳地坑液位宽、窄量程、安全壳底部2730m3 的相当水位 安全壳压力0设计压力,4、主控室人机接口,3）SPDS（R.G 1.97） 燃料包壳完整性 堆芯出口温度931260 主冷却剂中的放射 性浓度或幅照水平 1/2技术规范书限值100倍限值 主冷却剂化学分析 3.7105Bq/gm3.71011Bq/gm 反应堆冷却剂压力边界 RCS压力 021Mpa 安全壳压力0.07Mpa设计压力 安全壳的地坑水位 地坑（窄量程） 安全壳底部2730m3的相当水位（宽量程） 安全壳区域幅照水平10-2Gy/hr102Gy/hr 排出流放射性惰性气体3.710-2Bq/c.c3.7102Bq/c.c 凝汽器排出系统的排出流3.7107Bq/c.c3.71011Bq/c.c 安全壳 RCS压力021MPa 安全壳氢浓度010% 安全壳压力 0.7MPa3倍设计压力（混凝土安全壳）,4、主控室人机接口,4、主控室人机接口,4）全厂流程图 （反应堆冷却剂系统、汽轮发电机系统） 5）功能分区： 正常操作区 辅助操作区 事故操作区,4、主控室人机接口,5）功能分区： 正常操作区的功能是在核电厂升温升压、临界、升功率、功率稳定运行、正常负荷跟踪、正常热停堆和冷停堆和部分二类瞬态工况下为操纵人员控制核功率、中子注量率分布、主冷却剂装量、堆芯热量导出、热阱、汽轮发电机以及维持堆芯和反应堆冷却剂性能等，提供全部必须的监测信息和控制手段。,4、主控室人机接口,5）功能分区 正常操作区,4、主控室人机接口,5）功能分区 正常操作区,4、主控室人机接口,5）功能分区： 辅助操作区的功能是支持正常操作区和事故操作区完成其功 能。辅助操作区的系统在正常运行时可以很少去监视或操作，只有当其本身出现不正常情况时，会自动发出报警信号，告诉操作人员辅助系统出现故障，只有这个时候，才要求操作人员去干预，这样的设计可将操作人员的注意力集中在电厂的重要性能、安全性能方面，可以大大减轻操作人员的负担。,4、主控室人机接口,5）功能分区 辅助操作区,电力系统,4、主控室人机接口,5）功能分区 辅助操作区,4、主控室人机接口,5）功能分区 事故操作区的功能是在核电厂发生二、三、四、五类事故工况和严重事故工况下，防止堆芯损坏和减缓堆芯损坏的后果，控制反应堆堆芯处于亚临界状态，维持主冷却剂装量、堆芯热量导出、热阱、反应堆冷却剂系统的完整性和安全壳完整性。,4、主控室人机接口,5）功能分区 事故操作区,安全壳系统安全壳喷淋系统可燃气控制系统安全壳排气系统,5、数字化分布式仪控系统的框架结构,数字化分布式仪控系统的框架结构的总体思路 系统纵向分为四层： （1）现场级（输入/输出层）：执行过程输入和输出功能。它是系统级与核电站工艺设备之间信号传递的桥梁。 （2）系统级（控制层）：执行信号采集、数据处理和执行保护与控制功能。该级包括： 反应堆保护系统； 反应堆控制系统； 汽轮发电机组控制和保护系统； 承担机组控制和设备保护任务的标准控制系统； 数据采集与处理系统。,5、数字化分布式仪控系统的框架结构,数字化分布式仪控系统的框架结构的总体思路 系统纵向分为四层： （3）机组级（过程信息处理层）：处理一个机组的所有数据，执行机组的监测、控制和信息显示功能，是人机接口的界面。包括主控室，数据处理和显示系统以及报警系统，应急控制室等。 （4）电站级（管理层）：处理所有机组公用数据。,5、数字化分布式仪控系统的框架结构,5、数字化分布式仪控系统的框架结构,西屋公司的方案,5、数字化分布式仪控系统的框架结构,田湾方案,6、先进主控制室,先进主控制室主要设施： 四台标准化的工作站： 两台分别由核岛操作员和常规岛操作员使用； 其余两台分别供值长和安全工程师使用； 高分辨率CRT和等离子体显示器：向操作员提供最佳信 息； 壁挂式大屏幕：向操作员提供整个电厂的全貌； 辅助控制台：考虑了操作员工作站系统全部或部分失 效的可能而设置的后备控制手段，该控制台独立于标准化工作站的计算机系统； 闭路电视和通讯系统等。,Conceptual Control Room Design,Conceptual Control Room Design,Man-in-the-Loop Test Simulator,幅面举例 - Temeln,幅面举例 - Qinshan,7、核电厂数字仪表控制系统采用的主要标准,美国为了发展核电厂数字仪表和控制系统，自80年代后期陆续制定出相关标准，并为美国核管会认可，IAEA和IEC也陆续制定出相关标准。这些标准大部分已变成我国国家标准和部标，这将为我国开发研究核电厂数字化仪表和控制系统提供了有力的支持，主要的标准有：IEEE std 7-4.32-1993“Criteria for Digital Computers in Safety System 50% Nuclear Power Generating stations”核电厂安全系统数字计算机的准则(GB/T 13629-1998)； IEEE std 603-1991“Criteria for Safety System for Nuclear power plants”核安全系统准则(GB13284-1998)； IEEE std 577-1992“Standard Requirements for Reliability Analysis for Design and Operation of Safety System in the Nuclear generating Station”核电厂安全系统设计和运行的可靠性分析要求(部分变成国标GB/T 7163-1999)；,7、核电厂数字仪表控制系统采用的主要标准,IEC880-1986“Standard for Computers in the Safety System of Nuclear Power Plants”核电厂安全系统计算机软件(EJ/T 1058-1998)； IEEE730-1989“Standard for Software Quality Assurance”计算机软件质量保证规范(EJ/T694-92)； IEEE828-1990“Standard for Software Configuration management Plants”计算机软件配置管理计划编制指南(EJ/T743-1993)； EJ/T 890-1994核电厂安全有关计算机软件质量保证细则(IAEA282)； IEC60987-1989“Programmed Digital Computers important to Safety for Nuclear Power Plants”可编程数字计算机用于核电厂安全重要系统(EJ529-1990)。,