核电厂安全重要仪表和控制系统标准体系分析.DOC

1、核电厂安全重要仪表和控制系统标准体系分析引言“积极推进核电建设 ”是我国电力发展的基本方针， “自主设计、自主制造、自主建设、自主运营”是我国核电发展的重大战略目标川。国家核电发展规划为核电工程建设描绘了一幅宏伟的蓝图，我国核电现已进入批量化和快速发展的阶段。核电标准是人们在核电发展历程中对技术和经验的总结，与我国工业基础和技术能力相适应的核电标准体系则是我国核电自主化的具体体现。核电厂安全重要仪表和控制系统是控制核电厂安全运行的神经元，其标准体系是核电标准体系的重要组成部分。一、我国核电发展现状及规划1.1 我国核电发展现状一次能源的多元化是国家能源安全战略的重要保证。核电是一种安全、清洁、

2、可靠的能源。发展核电可以改善我国的能源供应结构，保证能源的长期稳定供应，保障国家能源安全和经济安全。自 1991 年我国第一座核电站 秦山一期并网发电以来，我国已有 6 座核电站共 11 台机组（装机容量达 9.068x106 万 kw）先后投人商业运行，其中 9 台机组的堆型为压水堆，另外 2 台机组的堆型为重水堆。我国已投人商业运行的核电机组情况如表1 所示。1.2 我国核电发展规划国务院于 2007 年 11 月初正式批复的核电中长期发展规划明确了我国核电发展的目标。到 2020 年，核电运行装机容量争取达到 4000 万 kw，占全部发电装机容量的 4左右；核电年发电量达到 2600-

3、2800 亿 kw 时，占全国总发电量的 6以上。同时，考虑到核电的后续发展，到 2020 年末，在建核电容量应保持在 1800 万 kW 左右。根据我国能源需求的实际情况和能源结构调整的需要，核电的发展目标将做适当上调。根据我国核电发展的规划和总体部署，在今后相当长时间内，积极发展核电将是我国能源结构调整优化的主导思路之一。目前，我国已进人批量化发展核电的阶段。为统一和规范核电建设的相关工作，确保核电站各环节的安全，提升我国相关工业的整体技术水平，迫切需要建立完整的、与我国工业体系和技术基础相适应并与国际接轨的核电标准体系。二、我国核电标准现状2.1 核电标准发展历程我国核电标准起步于 20

4、 世纪 80 年代初期，在秦山一期、二期 2 个核电国产化工程项目以及后续的百万千瓦级核电工程项目的推动下，截至 2008 年，我国已编制 440 多项核电标准，其中 20为国家标准， 80为核行业标准。在这些标准中，绝大部分是与核岛相关的标准，而常规岛和核电厂配套子项 BoP（balanceofplant ）方面主要采用常规电力标准以及其他一般工业标准。现有的核电标准基本涵盖（或涉及）了核电建设的各个方面，包括厂址选择、建筑物设计施工、核电厂总体及系统设计、核电厂机械设备设计制造、核电厂仪控电设备设计制造、辐射防护、核电厂消防安装调试在役检查及应急等。2.2 核电标准存在的问题虽然我国的核电

5、标准化工作取得了一定的成绩，并在核电自主化进程中发挥了积极的作用，但由于过去较长时期内核电建设在技术路线上有争议、自主设计项目不多，而引进项目都是采用国外的标准，这给标准化工作带来了很大的困难。为保证在建工程建设质量，以往的核电标准工作全部采用“急用先编” 的原则，由此导致了核电标准体系建设的不利状况，如标准体系建设缺乏统筹考虑、标准编制显得零散、一些标准内容出现交叉和重复、相关行业之间标准不太协调统一以及部分标准技术水平滞后等。2.3 核电标准现状为了贯彻执行“坚持发展百万千瓦级先进压水堆核电技术路线” 的核电发展战略，推动核电自主化建设进程，在国家能源局的领导和组织下，由相关专业技术领域的

6、单位参与，分别对现行有效的 440 多项核电标准的技术水平、使用情况和相关标准协调性等方面进行了分析研究，同时，跟踪国际或国外先进标准的更新，并结合我国十多年来在核电厂设计、建造和运行方面积累的工程经验，制定了压水堆核电厂标准体系表 （简称标准体系） 。压水堆核电厂标准体系满足二代改进型压水堆核电机组的需求，同时兼顾三代非能动压水堆核电机组的特殊要求。这个标准体系是核电厂的专用标准体系，它纳人了对核电有特殊要求的标准，而适用于核电的常规工业标准没有列人其中。图 1 所示为压水堆核电厂标准体系框架结构图。由图 1 可以看出，按照核电工程主要过程以及某些类标准的重要性，压水堆核电厂标准体系可分成通

7、用和基础（a） 、核电前期工作（b） 、工程设计（c） 、设备（d） 、建造（e） 、调试（f） 、运行（g）和退役（h）8 个领域（括号中的英文字母为体系代码） 。三、核电厂安全重要仪表和控制系统3.1 安全重要仪表和控制系统概述核电厂安全重要仪表和控制系统（简称仪控系统）是指系统故障或误动作可能导致核电厂厂区人员或公众经受过量放射性照射以及防止预计运行事件导致不可接受后果的仪控系统，包括安全系统和安全有关仪控系统。安全系统是指安全上重要的系统，它用于在任何工况下保证反应堆安全停堆、从堆芯排出余热或限制预计运行事件和设计基准事故后果；安全有关仪控系统是指安全上重要但不属于安全系统的仪控系统。

8、3.2 核电厂安全重要仪控系统功能核电厂安全重要仪控系统涵盖整个核岛系统，其结构如图 2 所示。核电厂安全重要仪控系统在核电厂正常运行期间、预计运行事件（事故）期间和（或）事故发生后需要实施其安全重要功能，主要包括自动保护、过程控制和自动监测功能。各功能具体说明如下：自动保护功能，即触发反应堆紧急停堆和启动专设安全设施投入运行；过程控制功能，即将核电厂安全重要变量维持在运行限值内；自动监测功能，即对核电厂各种运行工况下安全重要系统和设备的运行状态提供信息显示、记录和报警等功能，并对安全重要系统在核电厂运行期间的可运行性实施监督。四、安全重要仪控系统所需标准鉴于核电安全重要仪控系统功能的多样性和

9、系统的复杂性，其设计、建造和运行涉及系统设计、设备制造和安装、设备维护等一系列安全相关标准。在系统设计方面，所需的标准有安全重要仪控变量的确定及其相应系统的配置、安全重要仪控功能的分类（涵盖技术要求和质保要求） 、功能系统（通道）的可靠性和可运行性设计、主控制室的综合设计、信息的处理和传输以及人因工程的应用；在设备制造和安装方面，所需的标准有（具有核电特殊要求的）设备的设计、制造、鉴定以及系统的集成、安装和调试；在设备维护方面，所需的标准主要有设备的定期监督试验与检查、老化管理和维修。五、标准编制策略积极采用国际先进标准或国外适用标准，结合我国已有的核电工程经验编制适用于我国核电自主化建设的标

10、准是核电厂安全重要仪控系统标准编制的基本策略。国际上可供采用的核电厂安全重要仪控系统标准主要有国际标准（IEC 标准）和美国国家标准（如 IEEE标准、ANS 标准和 ISA 标准等） ，另外还有一部分是其他国家标准，如联邦德国标准（KTA） 、法国电气设备建造规则（RCC-E）等。我国现行的核电厂安全重要仪控系统的标准（包括国家标准和行业标准）基本上由上述国际标准或国外标准转化而来。下面仅对 3个比较重要的核电厂安全重要仪控系统的标准体系展开分析。5.1 国际标准（ IEC 标准）自 20 世纪 90 年代以来，国际电工委员会（ IEC）的分技术委员会 SC45A 依据国际原子能机构的安全标

11、准 IAEANS-R-1-2000核电厂安全设计要求 、IAEANS-G-1.3-2002核电厂安全重要仪表和控制系统和 IAEA50-CSG-Q-2001核电厂安全质量保证 ，结合核电厂安全重要仪控系统全面采用数字化控制技术的发展方向，修制订了一批标准，初步建立了压水堆核电厂安全重要仪控系统的新标准体系。5.1.1 标准体系的适用性IEC 新标准体系适用于常规模拟量仪控系统、全数字化仪控系统或由模拟和数字集成的仪控系统。IEC 标准的技术水平反映了当今国际上核电工程建造的先进水平，符合我国压水堆核电厂工程建造的实际情况。5.1.2 标准体系范围标准体系包括根据纵深防御安全原理确定的核电厂安全

12、层次的所有安全重要仪控系统（包括动力源供给系统）在设计、建造和运行方面及安全相关的标准，涵盖了核功率（中子注量率）监控、工艺过程和设备状态的监控、辐射监测这三大领域的安全重要仪控系统。5.1.3 标准体系结构IEC 新标准体系分成以下 4 个层次。第一层次（顶层）标准是 IEC615132001 核电厂安全重要仪表和控制系统基本要求 。顶层标准全面规定了安全重要仪表和控制系统在核电工程整个寿期内（包括设计阶段、建造阶段和运行期间）各项活动中的安全准则，为仪控系统的总体设计提供指导。该层标准的一些基本要求将由第二层次的标准加以补充或直接相互引用。第二层次标准包括核电厂安全重要仪表和控制功能的确定

13、及分类、系统的可靠性和可用性设计、功能通道和设备的设计、信息处理和传输、主控制室的设计以及设备鉴定等方面的标准。第三层次标准是有关设备（设计、制造和鉴定） 、技术方法（如核电厂可靠性故障树分析法）和一些特定活动的标准。这一层次的标准与顶层标准没有直接关联，但根据标准内容特征，它可与第二层次的标准关联。第四层次“标准” 仅是一些技术文件，不作为标准，但与上述三个层次的标准编制或修订相关。5.2 美国国家标准美国是核电之母，有关核电标准是以联邦法规（ROCFR）和管理导则（R。G）为依据，各技术学会（如电气和电子工程学会 IEEE、核学会 ANS、仪表和自动化学会 ISA）编制本专业范围的“行业标

14、准 ”，经国家标准研究院认可为美国国家标准。由此可见，美国核电标准体系是由各学会编制的标准集成的。IEEE 核安全有关标准体系是以 IEEE6O3核电厂安全系统准则 、IEEE308核电厂IE 级电力系统准则和 IEEE323核电厂 lE 级设备鉴定为基本标准，连同其他相关子标准构成满足核电厂安全准则的安全级电气系统和设备的标准体系。三哩岛事故发生后，IEEE 将事故监测仪表准则、安全系统可靠性分析、人因工程在安全系统设计、建造和运行中的应用等相关标准充实到核电厂安全系统标准体系。随着数字化仪控技术广泛应用于安全系统，IEEE 标准已做了相应修订。IEEE 标准是依据美国核电工程的设计、建造和

15、运行经验以及大量的研究、试验成果进行编制和修订的它反映了美国的工业水平和核电工程建造水平。基于美国国情，IEEE 标准有准则类、导则类和实施方法类 3 种类型。IEEE 现行核电标准多数已转化成我国的相应标准。5.3 法国国家标准RCC-E核岛电气设备设计和建造规则是法国依据国际标准（ IEC 核电专用标准和IEC 常规工业的基础标准） 、法国标准和欧洲标准，并结合法国核电工程实践经验编制的一套电气设备和系统在设计、建造方面的“技术规则” ，用于核岛系统安全级电气系统和设备（包括仪表、控制和供电系统）的设计和建造。RCC-E 给出了安全级电气系统设计和建造的“ 纲要”和必须遵守 IEC 或法国

16、某个标准的规定，它是在消化核岛电气设备设计和建造标准内涵的基础上总结出的电气设备设计和建造“要点” 。5.4 采标策略基于对上述国际或国外核电标准体系的研究和分析，并结合我国现行标准的修制订情况，确定我国核电厂安全重要仪控系统标准采用国际或国外先进标准（简称采标）的策略为：以国际标准（IEC 标准）为主，辅以 IEEE 标准、ISA 标准和 RCC-E。六、标准体系结构依据核电厂安全重要仪控系统本身的特点，在分析和研究国外标准体系的基础上，结合国内核电工程所累积的经验以及对标准的需求，将仪控系统所需标准分成 4 个层次：第一层次，有关核电厂安全重要仪表和控制系统在设计、建造和运行各阶段如何满足

17、核电厂设计安全要求的标准，是仪控系统标准体系中的顶层标准；第二层次，有关安全重要仪控系统的设计等方面的标准，是顶层标准中安全要求的细化；第三层次，与顶层标准不直接相关，但基于该层次标准自身的特点，可与第二层次的标准相关联或相协调；第四层次，有关设备鉴定、安装和维修规程的标准。国家能源局于 2009 年 11 月发布了（压水堆核电厂标准体系 ，共计 680 项标准。安全重要仪表和控制系统的相关标准 170 项，其中现行有效的标准 39 项、正在修制订的标准巧项、待修订的标准 46 项、待制定的标准 70 项。七、结束语核电厂安全重要仪控系统的标准体系以满足二代改进型核电机组的设计、建造和运行所需标准为基础，是一种开放式的体系，需要进行动态维护。随着我国核电仪控技术的发展，特别是随着三代核电机组的国产化和模块化建造的进行，核电仪控系统标准体系将得到不断的调整和完善