数字化仪控系统EUR-URD 需求分析对比探讨

孙 伟 张龙强 江 辉 郑 添

(深圳中广核工程设计有限公司，广东 深圳 518172)

0 引言

20 世纪末的美国，核电用户倡议由美国电力研究院(EPRI)管理核电厂主要技术要求，即美国先进轻水反应堆计划(advanced light water reactor，ALWR)。美国所有的商业反应堆和世界上超过70%的核电厂均使用轻水反应堆技术。ALWR 计划的主要目的是制定一个全面的先进轻水反应堆设计要求，这些设计要求以需求文档的形式提出未来轻水反应堆的设计要求。ALWR搜集了广泛的基础数据，包括美国正在运行的超过100家轻水反应堆发电厂和海外核电厂40 年基础运行数据和信息。该计划提供了用户指导委员会，该委员会由来自约20 个美国和国外用户的高级执行人员组成，ALWR 计划办公室担任本委员会的人员，计划办公室负责与美国核蒸汽供应商、工程服务、咨询、结构和建筑公司建立合同。因此，ALWR 要求是由用户驱动的，该要求基本上是一个行业对下一代发电厂的共识要求。

20 世纪末的欧洲，各个国家独立的管理机构颁发了针对核电厂的安全准则和导则，并且根据各自国家的情况进行开发及建设。这导致了欧洲核能的分裂。另一方面，随着欧洲市场规则的强制执行，市场壁垒逐渐取消，引发了更为广泛的竞争。鉴于此，随着欧洲一体化的建立，国家间关系密切，有必要制定出一个大家认可的核电厂建造要求，增强欧洲核电竞争力，为此欧洲用户要求(European user requirements，EUR)文档应运而生。该要求由欧洲10 个国家的核电设备生产商和电力部门在1991 年底共同制定，采用共同的安全和环保目标，得到了欧洲主要国家的认可。

1 URD 技术特点分析

ALWR 需求文档针对整个电厂，包括核蒸汽供应系统、BOP、开关站等。需求文档包括两个类型:改进型ALWR 和非能动ALWR。改进型ALWR 是一个简单的、改进现有轻水反应堆的设计方案，它采用能动安全系统，并采用40 年的设计、施工和运营经验，与现有的法规框架一致。

非能动ALWR 是轻水反应堆技术的进一步发展，虽然没有改进型ALWR 成熟，但这些概念的建立依赖于现有的轻水反应堆经验，并且改进型ALWR 设计要求为这些非能动设计提供技术基础。电厂使用非能动安全系统为堆芯和安全壳冷却，依靠如重力排水和自然循环等现象。非能动系统的活动部件和支持系统较少，这些系统的运行和维护比能动系统更简单。

如上所述，URD 是一个顶层的设计要求，在需求的开发和组织过程中采用了系统级方法。URD 结构如图1 所示。

图1 URD 用户需求文件结构Fig.1 Structure of URD

该文件第1 卷定义计划的政策，并总结了顶层的设计要求。第1 卷以描述性格式进行说明，旨在以一个更简洁的方式说明政策和顶层需求。需求文档的第2 卷和第3 卷包含改进型和非能动型ALWR 各自的全部设计需求，每册包含13 个章节，每卷第1 章定义适用于多数电厂系统的共同要求。第2、3 卷的第2 ～13章以系统组形式覆盖整个核电厂，包括总体需求、发电系统、反应堆冷却剂系统、反应堆辅助系统、反应堆系统、专设安全设施系统、厂房设计和布置、燃料和换料、电厂冷却水系统、全厂支持系统、人机接口系统、电气系统、放射性废物处理系统、汽轮机系统。第10 章节重点描述与仪控相关的内容。

仪控系统作为ALWR 电厂的一部分，被用来执行与电厂正常运行(即启动、停闭、备用、功率运行和换料)、异常工况、应急工况和事故工况有关的必要监测、控制和保护功能［1］。第10 章主要内容如下。

(1)电厂所有安全与非安全系统的仪表，包括敏感元件和就地仪表;

(2)所有安全与非安全系统的自动与手动控制装置;

(3)保护功能，包括安全与非安全系统;

(4)诊断系统，包括松脱部件监测系统，旋转机械诊断;

(5)电厂系统的监测与控制站，包括主控制室(MCR)、远程停堆控制站、技术支持中心、应急指挥中心和就地控制站;

(6)仪表与控制的供电、接地以及环境;

(7)控制、数据采集、显示、存取、监测与报警、技术支持和运行支持的计算机系统;

(8)电厂通信系统，包括和电厂运行与维护有关的可视与可听的厂内通信。

第10 章的内容及结构如图2 所示［1］。

图2 第3 卷第10 章章节结构Fig.2 Structure of the chapter 10 of volume 3

2 EUR 技术特点分析

EUR 文件分为4 卷。

第1 卷，主要政策和顶层要求:该卷描述了主要设计目标、EUR 文件中执行的现有主要政策。

第2 卷，核岛一般要求:该卷包括所有的一般要求和EUR 用户对核岛参数的选择。

第3 卷，核岛特殊要求:该卷划分成许多部分。每个部分代表参与用户利益的特定设计。它包括设计相关要求和与特定设计有关的参数选择。

第4 卷，发电厂要求:该卷包括了与发电厂相关的一般要求。

2.1 第2 卷核岛一般技术要求

第2 卷提供了核岛所有需求和EUR 用户的要求，与特殊的设计无关，覆盖了电厂业主对供应商提出的评价、取证、设计、建造、测试和运行的大多数需求。第2 卷包括19 个章节:前言、安全要求、性能要求、电网要求、设计基准、规范和标准、材料相关要求、设备功能要求、系统和工艺功能要求、安全壳系统、仪表和控制、布置原则、设计过程和文件、可建造性、运行、维护和程序、质量保证、退役、概率安全评价方法、性能评价方法、成本评价数据。

下面重点介绍与仪控相关的第2 卷第10 章节的主要结构［2］。

2.2 第2 卷第10 章主要内容及结构

本节说明了仪控和人机接口相关的需求和一般设计原则，所有需求与仪控产品和方案无关。该节与其他章节内容一起构成全部的设计要求，主要包括仪控设计一般原则、关联者及附属需求、功能分析与分配、仪控设计功能需求、仪控设计技术要求、项目实施等。各部分内容基本符合设计过程，其结构关系如图3 所示［2］。

图3 EUR 第10 章结构示意图Fig.3 Structure of the chapter 10 of EUR

各部分内容说明如下。

(1)仪控设计一般原则，说明了仪控的主要目标和与其他章节的关系。

(2)关联者和附属需求，包含与电厂工艺和外围通信的主要接口方式，定义了关联者并提供分析和设计的输入。

(3)功能分析和分配，为了使仪控系统满足电厂电站安全稳定运行要求，必须执行功能分析与分配。

(4)仪控设计功能需求，说明了EUR 的基本方针，及适用于仪控设计和期望达到的安全、可用率和性能指标，此外，还包含了一些特定的仪控功能需求。

(5)仪控设计技术需求，用于经验反馈和设备规范要求等，主要内容包括技术选择、标准化、人因工程、仪表、电磁兼容、供电、布置和电缆。

(6)项目实施，该节审查了仪控生命周期每个阶段的内容，包括工程管理、安保、质量保证、设计、验证、安装、调试和运行等内容。

3 URD/EUR 主要差异分析

如上两个章节描述了URD 和EUR 的主要结构及与仪控、人机接口相关的设计要求，表1 列举出了两个要求的差异分析。

表1 URD、EUR 技术差异分析Tab.1 Analysis of the difference between URD and EUD

续表1

4 结束语

本文结合实际工程项目，对URD、EUR 的主要章节及技术内容进行介绍，重点描述了其中涉及核电厂仪控系统和人机接口方面的内容，对其中主要技术要求进行了对比分析并得出了初步的结论。

通过上述分析可以看出，对于具体的技术点，整体上看两者均有相同的技术要求，但落实具体的技术规范的详尽程度或侧重点可能有所不同。基于此，本文给出了初步的分析和结论。

上述结论对于核电厂数字化仪控系统设计具有现实的参考意义，为后续项目的设计提供了重要的借鉴，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.