發(fā)布時(shí)間：2021-04-16 04:35

　　在環(huán)境壓力日益增大、煤炭資源日益枯竭的今天,能源體系轉(zhuǎn)型勢在必行,而核能較風(fēng)力發(fā)電、太陽能發(fā)電擁有清潔、穩(wěn)定、利用率高、資源豐富等優(yōu)點(diǎn),對(duì)優(yōu)化我國能源戰(zhàn)略布局具有重要意義,近年來我國在建核電廠數(shù)量位列世界第一也證明了核電的重要性。但是由于核電廠事故也可能會(huì)對(duì)周圍環(huán)境造成嚴(yán)重破壞,所以核電廠的安全性至關(guān)重要。安全級(jí)儀控系統(tǒng)通過執(zhí)行相應(yīng)的安全功能確保核電廠正常運(yùn)行以及把核電廠維持在安全停堆狀態(tài)。由于此前的技術(shù)引進(jìn),國內(nèi)對(duì)于安全級(jí)儀控系統(tǒng)的深入研究處于起步階段,不同事故工況下系統(tǒng)的運(yùn)行邏輯、失效概率和系統(tǒng)的設(shè)計(jì)理念,是核電領(lǐng)域研究的重點(diǎn)。本文針對(duì)三代核電安全級(jí)儀控系統(tǒng),在Visio平臺(tái)下采用C++語言開發(fā)動(dòng)態(tài)鏈接庫來實(shí)現(xiàn)系統(tǒng)的組態(tài)仿真,可通過模擬事故工況下安全參數(shù)數(shù)值的變化和操縱員的手動(dòng)操作,分析核電廠安全級(jí)儀控系統(tǒng)從接收安全參數(shù)信號(hào)到觸發(fā)相應(yīng)的安全設(shè)施驅(qū)動(dòng)信號(hào)的內(nèi)部運(yùn)行邏輯,同時(shí)分析怎樣通過閉鎖信號(hào)實(shí)現(xiàn)不同運(yùn)行階段系統(tǒng)安全功能的切換,總結(jié)得到安全級(jí)儀控系統(tǒng)的運(yùn)行機(jī)理,構(gòu)成基本運(yùn)行仿真分析平臺(tái)。本文結(jié)合安全級(jí)儀控系統(tǒng)的運(yùn)行機(jī)理、硬件組成和運(yùn)行流程,分析安全級(jí)儀控系統(tǒng)失效機(jī)理。以緊急停堆功能失... 

【文章來源】：東南大學(xué)江蘇省 211工程院校 985工程院校 教育部直屬院校

【文章頁數(shù)】：88 頁

【學(xué)位級(jí)別】：碩士

【部分圖文】：

全球核電行業(yè)現(xiàn)狀盡管具有廣闊的發(fā)展前景，但是核能的發(fā)展一直受到核電廠安全性的制約[6]

因此核電廠安全級(jí)數(shù)字化儀控系統(tǒng)的安全可靠性對(duì)核電廠能否安全、高效運(yùn)十分重要。由于核電廠系統(tǒng)的復(fù)雜性，在分析其數(shù)字化儀控系統(tǒng)安全性時(shí)還需考慮不子系統(tǒng)間設(shè)備、參數(shù)的關(guān)聯(lián)。而故障樹分析法作為概率安全分析（PSA）中最為廣泛用的方法，在用于核安全領(lǐng)域時(shí)既能定性地分析出事故工況下核電廠安全級(jí)儀控系統(tǒng)失效機(jī)理，也能定量計(jì)算出不同事故下安全級(jí)儀控系統(tǒng)發(fā)生故障的概率[9]。我國在建核電廠主要采用第三代和第四代核電技術(shù)。此前由于核電控制系統(tǒng)都是用技術(shù)引進(jìn)，并未深入進(jìn)行機(jī)理性研究，在實(shí)現(xiàn)數(shù)字化儀控系統(tǒng)國產(chǎn)化的過程中，提安全級(jí)儀控系統(tǒng)的安全可靠性，同時(shí)分析安全級(jí)儀控系統(tǒng)在事故工況下的控制機(jī)理，當(dāng)前的研究重點(diǎn)。本文以 AP1000 核電機(jī)組的安全級(jí)儀控系統(tǒng)為研究對(duì)象，開發(fā)組態(tài)真平臺(tái)，探索研究對(duì)象的控制機(jī)理，對(duì)系統(tǒng)在事故工況下的失效事件進(jìn)行動(dòng)態(tài)故障樹模，定性定量分析安全級(jí)數(shù)字化儀控系統(tǒng)的安全可靠性，最后總結(jié)出核電廠安全級(jí)儀系統(tǒng)的設(shè)計(jì)理念。1.2 國內(nèi)外研究現(xiàn)狀1.2.1 AP1000 核電技術(shù)圖 1-2 是第三代加核電技術(shù)的總體結(jié)構(gòu)圖。AP1000 是由美國西屋公司在 AP600 基礎(chǔ)上設(shè)計(jì)研發(fā)并在 2011 年 9 月通過美國核管會(huì)的整體設(shè)計(jì)認(rèn)證的一種先進(jìn)的非能壓水堆核電技術(shù)[10]，與二代核電技術(shù)相比，AP1000 具有以下優(yōu)點(diǎn)：

廠都是在消化吸收 AP1000 的基礎(chǔ)上建設(shè)的，也是 AP1000 在世界范圍內(nèi)首批商業(yè)化運(yùn)行的核電廠。本文通過對(duì) AP1000 安全級(jí)儀控系統(tǒng)的安全可靠性及其在參數(shù)異常和事故工況下運(yùn)行機(jī)理的研究分析，得出核電廠運(yùn)行的薄弱環(huán)節(jié)并總結(jié)出安全級(jí)儀控系統(tǒng)的設(shè)計(jì)理念，力圖為今后的國產(chǎn)核電數(shù)字化儀控系統(tǒng)設(shè)計(jì)運(yùn)用提供基本方法，全面提高我國核電事業(yè)的安全性。1.2.2 安全級(jí)儀控系統(tǒng)二十世紀(jì)六十年代，模擬技術(shù)儀控系統(tǒng)廣泛應(yīng)用于核電廠在內(nèi)的世界各個(gè)電廠，控制顯示功能通過分立元件或者模擬集成電路以硬接線的方式實(shí)現(xiàn)。傳統(tǒng)模擬技術(shù)儀控系統(tǒng)雖具備一定的可靠性，但隨著核電廠參數(shù)和設(shè)備復(fù)雜程度的提高，逐漸被控制功能更完善和信息傳輸顯示的實(shí)時(shí)性更好的數(shù)字化儀控系統(tǒng)所取代�，F(xiàn)在世界各地在建或預(yù)備籌建的核電廠均采用數(shù)字化儀控系統(tǒng)。為避免負(fù)責(zé)安全功能的安全級(jí)數(shù)字化儀控系統(tǒng)和負(fù)責(zé)核電廠運(yùn)行的非安全級(jí)數(shù)字化儀控系統(tǒng)集成在一個(gè)系統(tǒng)時(shí)在參數(shù)通信和處理過程中可能發(fā)生的共模故障，必須采用安全級(jí)儀控系統(tǒng)獨(dú)立于其他非安全級(jí)系統(tǒng)運(yùn)行的方法。美國西屋公司 AP1000 核電廠采用的就是非安全級(jí) DCS 的 Ovation 系統(tǒng)加上安全級(jí) DCS 的 CommonQ 系統(tǒng)的組合；我國田灣核電廠采用的則是西門子公司的正常運(yùn)行儀控系統(tǒng)TXP和AREVA公司的安全級(jí)儀控系統(tǒng) TXS 的組合；而以紅沿河、寧德、陽江、防城港核電廠為代表的 CPR1000 技術(shù)采用的則是非安全級(jí) DCS 的 HOLLiAS 平臺(tái)和安全級(jí) DCS 的 MELTAC 的組合[12]。

【參考文獻(xiàn)】：
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碩士論文
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[2]基于Markov模型的核電站功能安全數(shù)字化控制系統(tǒng)可靠性評(píng)估方法研究[D]. 黃勇成.上海交通大學(xué) 2015
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[4]核電廠冷卻劑系統(tǒng)故障診斷專家系統(tǒng)設(shè)計(jì)研究[D]. 毛萬朝.哈爾濱工程大學(xué) 2014
[5]核電站數(shù)字化儀控系統(tǒng)可靠性分析方法研究[D]. 郭曉明.清華大學(xué) 2011
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