數字化儀控系統EUR-URD 需求分析對比探討

孫 偉 張龍強 江 輝 鄭 添

(深圳中廣核工程設計有限公司，廣東 深圳 518172)

0 引言

20 世紀末的美國，核電用戶倡議由美國電力研究院(EPRI)管理核電廠主要技術要求，即美國先進輕水反應堆計劃(advanced light water reactor，ALWR)。美國所有的商業反應堆和世界上超過70%的核電廠均使用輕水反應堆技術。ALWR 計劃的主要目的是制定一個全面的先進輕水反應堆設計要求，這些設計要求以需求文檔的形式提出未來輕水反應堆的設計要求。ALWR搜集了廣泛的基礎數據，包括美國正在運行的超過100家輕水反應堆發電廠和海外核電廠40 年基礎運行數據和信息。該計劃提供了用戶指導委員會，該委員會由來自約20 個美國和國外用戶的高級執行人員組成，ALWR 計劃辦公室擔任本委員會的人員，計劃辦公室負責與美國核蒸汽供應商、工程服務、咨詢、結構和建筑公司建立合同。因此，ALWR 要求是由用戶驅動的，該要求基本上是一個行業對下一代發電廠的共識要求。

20 世紀末的歐洲，各個國家獨立的管理機構頒發了針對核電廠的安全準則和導則，并且根據各自國家的情況進行開發及建設。這導致了歐洲核能的分裂。另一方面，隨著歐洲市場規則的強制執行，市場壁壘逐漸取消，引發了更為廣泛的競爭。鑒于此，隨著歐洲一體化的建立，國家間關系密切，有必要制定出一個大家認可的核電廠建造要求，增強歐洲核電競爭力，為此歐洲用戶要求(European user requirements，EUR)文檔應運而生。該要求由歐洲10 個國家的核電設備生產商和電力部門在1991 年底共同制定，采用共同的安全和環保目標，得到了歐洲主要國家的認可。

1 URD 技術特點分析

ALWR 需求文檔針對整個電廠，包括核蒸汽供應系統、BOP、開關站等。需求文檔包括兩個類型:改進型ALWR 和非能動ALWR。改進型ALWR 是一個簡單的、改進現有輕水反應堆的設計方案，它采用能動安全系統，并采用40 年的設計、施工和運營經驗，與現有的法規框架一致。

非能動ALWR 是輕水反應堆技術的進一步發展，雖然沒有改進型ALWR 成熟，但這些概念的建立依賴于現有的輕水反應堆經驗，并且改進型ALWR 設計要求為這些非能動設計提供技術基礎。電廠使用非能動安全系統為堆芯和安全殼冷卻，依靠如重力排水和自然循環等現象。非能動系統的活動部件和支持系統較少，這些系統的運行和維護比能動系統更簡單。

如上所述，URD 是一個頂層的設計要求，在需求的開發和組織過程中采用了系統級方法。URD 結構如圖1 所示。

圖1 URD 用戶需求文件結構Fig.1 Structure of URD

該文件第1 卷定義計劃的政策，并總結了頂層的設計要求。第1 卷以描述性格式進行說明，旨在以一個更簡潔的方式說明政策和頂層需求。需求文檔的第2 卷和第3 卷包含改進型和非能動型ALWR 各自的全部設計需求，每冊包含13 個章節，每卷第1 章定義適用于多數電廠系統的共同要求。第2、3 卷的第2 ～13章以系統組形式覆蓋整個核電廠，包括總體需求、發電系統、反應堆冷卻劑系統、反應堆輔助系統、反應堆系統、專設安全設施系統、廠房設計和布置、燃料和換料、電廠冷卻水系統、全廠支持系統、人機接口系統、電氣系統、放射性廢物處理系統、汽輪機系統。第10 章節重點描述與儀控相關的內容。

儀控系統作為ALWR 電廠的一部分，被用來執行與電廠正常運行(即啟動、停閉、備用、功率運行和換料)、異常工況、應急工況和事故工況有關的必要監測、控制和保護功能［1］。第10 章主要內容如下。

(1)電廠所有安全與非安全系統的儀表，包括敏感元件和就地儀表;

(2)所有安全與非安全系統的自動與手動控制裝置;

(3)保護功能，包括安全與非安全系統;

(4)診斷系統，包括松脫部件監測系統，旋轉機械診斷;

(5)電廠系統的監測與控制站，包括主控制室(MCR)、遠程停堆控制站、技術支持中心、應急指揮中心和就地控制站;

(6)儀表與控制的供電、接地以及環境;

(7)控制、數據采集、顯示、存取、監測與報警、技術支持和運行支持的計算機系統;

(8)電廠通信系統，包括和電廠運行與維護有關的可視與可聽的廠內通信。

第10 章的內容及結構如圖2 所示［1］。

圖2 第3 卷第10 章章節結構Fig.2 Structure of the chapter 10 of volume 3

2 EUR 技術特點分析

EUR 文件分為4 卷。

第1 卷，主要政策和頂層要求:該卷描述了主要設計目標、EUR 文件中執行的現有主要政策。

第2 卷，核島一般要求:該卷包括所有的一般要求和EUR 用戶對核島參數的選擇。

第3 卷，核島特殊要求:該卷劃分成許多部分。每個部分代表參與用戶利益的特定設計。它包括設計相關要求和與特定設計有關的參數選擇。

第4 卷，發電廠要求:該卷包括了與發電廠相關的一般要求。

2.1 第2 卷核島一般技術要求

第2 卷提供了核島所有需求和EUR 用戶的要求，與特殊的設計無關，覆蓋了電廠業主對供應商提出的評價、取證、設計、建造、測試和運行的大多數需求。第2 卷包括19 個章節:前言、安全要求、性能要求、電網要求、設計基準、規范和標準、材料相關要求、設備功能要求、系統和工藝功能要求、安全殼系統、儀表和控制、布置原則、設計過程和文件、可建造性、運行、維護和程序、質量保證、退役、概率安全評價方法、性能評價方法、成本評價數據。

下面重點介紹與儀控相關的第2 卷第10 章節的主要結構［2］。

2.2 第2 卷第10 章主要內容及結構

本節說明了儀控和人機接口相關的需求和一般設計原則，所有需求與儀控產品和方案無關。該節與其他章節內容一起構成全部的設計要求，主要包括儀控設計一般原則、關聯者及附屬需求、功能分析與分配、儀控設計功能需求、儀控設計技術要求、項目實施等。各部分內容基本符合設計過程，其結構關系如圖3 所示［2］。

圖3 EUR 第10 章結構示意圖Fig.3 Structure of the chapter 10 of EUR

各部分內容說明如下。

(1)儀控設計一般原則，說明了儀控的主要目標和與其他章節的關系。

(2)關聯者和附屬需求，包含與電廠工藝和外圍通信的主要接口方式，定義了關聯者并提供分析和設計的輸入。

(3)功能分析和分配，為了使儀控系統滿足電廠電站安全穩定運行要求，必須執行功能分析與分配。

(4)儀控設計功能需求，說明了EUR 的基本方針，及適用于儀控設計和期望達到的安全、可用率和性能指標，此外，還包含了一些特定的儀控功能需求。

(5)儀控設計技術需求，用于經驗反饋和設備規范要求等，主要內容包括技術選擇、標準化、人因工程、儀表、電磁兼容、供電、布置和電纜。

(6)項目實施，該節審查了儀控生命周期每個階段的內容，包括工程管理、安保、質量保證、設計、驗證、安裝、調試和運行等內容。

3 URD/EUR 主要差異分析

如上兩個章節描述了URD 和EUR 的主要結構及與儀控、人機接口相關的設計要求，表1 列舉出了兩個要求的差異分析。

表1 URD、EUR 技術差異分析Tab.1 Analysis of the difference between URD and EUD

續表1

4 結束語

本文結合實際工程項目，對URD、EUR 的主要章節及技術內容進行介紹，重點描述了其中涉及核電廠儀控系統和人機接口方面的內容，對其中主要技術要求進行了對比分析并得出了初步的結論。

通過上述分析可以看出，對于具體的技術點，整體上看兩者均有相同的技術要求，但落實具體的技術規范的詳盡程度或側重點可能有所不同。基于此，本文給出了初步的分析和結論。

上述結論對于核電廠數字化儀控系統設計具有現實的參考意義，為后續項目的設計提供了重要的借鑒，具有普遍性。

［1］ Electric Power Research Institute. Utility Requirements Document Chapter 10［M］.2000.

［2］ European Utility Requirements Chapter 10 Volume 3［M］.1998.

［3］International Electrotechnical Commission. IEC 61772-2009 Application of visual display units(VDUs)［S］.2009:11-17.

［4］ International Electrotechnical Commission. IEC 61227-2008 Nuclear power plants-control rooms-operator controls［S］.2008:9-12.

［5］ Institute of Electrical and Electronics Engineers. IEEE 1050 -2004 Instrumentation and Control Equipment Grounding in Generating Stations［S］.2004:31 -35.