摘要
秦山核电厂是国内第一个采用数字化技术来改造基于模拟技术的反应堆保护系统的核电厂。虽然国外已经有一些核电厂也利用数字化技术进行了改造，但原始设计不同，在改造的方案与性能要求上会有较大的区别。本文在广泛了解目前国际、国内数字化反应堆保护系统的发展状况、国外核电厂在该领域的应用现状与对秦山核电厂反应堆保护系统的历史和现状进行分析的基础上，对反应堆保护系统所采用的两种技术进行了比较，提出了适合秦山核电厂工程实际的数字化保护系统的方案。 由于在改造的过程中还要解决原模拟系统性能降低与遗留的安全问题，模拟技术本身的缺点不利于原有问题的彻底解决，实施过程中受到电厂环境的限制较大。采用经过严格审查验证的数字化安全仪控平台具有强大的自诊断能力、高度的组态灵活性和高度的可靠性，这些优势使其在核电厂安全系统中得到越来越多的应用。此外，完成同样的功能，其设备和电缆数量大幅减少，节省了很多空间。通道之间具有良好的隔离性能。这些因素特别适合象秦山核电厂这样的需要设备改造的核电厂。 数字化安全仪控平台来构建数字化反应堆保护系统有很多优点，但很多问题也是业界非常关注的，如：软件的可靠性、共模故障、较长的响应时间等，这给原有系统的改造提出了新问题。文中针对这些问题提出了相应的解决方案，重点讨论了软件对系统可靠性的影响以及如何对系统的组态进行有效的验证和确认。将最终安全分析报告中事故分析所采用的系统响应时间与新的数字化保护系统响应时间进行了分析和比较，列出了需要进行事故分析验算的停堆保护参数，以确认新的数字化保护系统的响应时间是否能够满足事故分析的要求。 针对软件的共模故障，数字化保护系统要求对保护参数进行多样性分组，这一点与基于模拟技术的保护系统明显不同。文中按照紧急停堆和专设安全设施驱动两大部分对现有保护系统功能分配进行了分析，在分析的基础上提出了对保护参数多样性分组方案。并针对现有秦山核电厂最终安全分析报告的评审结论、数字化系统本身的特点作了安全性分析。最后根据秦山核电厂的实际情况，对改造工作的各个环节进行了深入分析和比较，提出了系统接口的改进方案以及切合实际的项目实施整体可行性方案。为电厂选择供货商、改造基础设施、优化系统接口和功能提供依据，也为系统改造过程中各阶段的设计审查和设备验收、安装、调试提供指导。 研究工作主要解决人们对数字化系统的认识问题、安全系统与非安全系统之间信号的接口、保护系统内部各通道之间的实体分隔，分析响应时间对反应堆安全的影响，确定系统组态的验证与确认方法、保护参数的多样性分组和系统改造实施方案。
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