中控中国原子能科学研究院仪控系统设计验证平台项目

1.项目背景

【企业介绍】        

中国原子能科学研究院隶属中国核工业集团公司，受中国核工业集团公司和中国科学院双重领导。创建于1950年，是我国核科学技术的发祥地和国防核科研、核能开发研究和核基础科研的创新基地。曾为中国“两弹一星”的过关作出过历史性贡献，中国第一座重水反应堆和第一台回旋加速器建在该院。

中国原子能科学研究院目前隶属于中国核工业集团公司，下设有7个研究所：核物理研究所、反应堆工程研究设计所、放射化学研究所、快堆研究设计所、同位素研究所、核技术应用研究所、辐射安全研究所；2个技术部：科技信息部、放射性计量测试部；7个国家级、部委级研究中心或重点实验室：中国核数据中心、核数据国家级重点实验室、国家同位素工程技术研究（实验）中心、国家能源快堆工程研发（实验）中心、北京串列加速器核物理国家实验室、核保障技术重点实验室、国防科技工业电离辐射一级计量站；7个工程项目部：中国先进研究堆工程部、串列加速器升级工程部、核燃料后处理放化实验设施工程部、放射性“三废”设施治理工程部、特种材料专项工程部、基地建设工程部、退役治理工程部；还有后勤集团、职工医院、实验工厂等服务单位和北京原丰科技开发总公司、核电服务中心等产业实体。中核集团公司挂牌设立的多个研究中心或重点实验室、核工业研究生部、中国核工业科技馆、中国核学会核化学与放射化学分会、同位素分会、北京核学会等均设在这里。

【项目介绍】

本项目为国家1497重大专项科研项目之一，是为CFR600 新堆型快堆核电站设计建立仪控系统设计验证平台。该项目的实施及验证结果将为后续钠冷快堆核电示范工程项目的设计、建设、工程实施提供指导。

【工艺装置】

本项目分为三个子项目：数字化保护系统验证平台、主工艺系统协调控制验证平台、数字化仪控系统验证平台。

数字化仪控系统验证平台、数字化保护系统验证平台项目是为了验证快堆数字化系统的方案设计，解决在设计中可能遇到的技术问题，并对系统的关键技术进行验证，为快堆系统设计和硬件选型提供支持；而主工艺系统协调控制验证平台项目则是对全数字化控制系统的协调控制策略进行特性分析，获得有效的支持，为CFR600核电站控制系统设计提供帮助。

数字化保护系统验证平台采用我公司TCS-900控制系统以及NI公司产品，形成适用于核电厂并完成设计验证功能的数字化保护系统，对保护系统的关键技术进行验证，为核电厂保护系统和安全控制系统设计提供支持。

数字化监控系统设计验证平台采用我公司ECS-700N控制系统，主要功能是为核电厂非安全级部分提供设计验证平台，针对关键技术、关键算法、系统性能测试及优化、人机界面以及人因功能研究等方面进行设计验证。

主工艺系统协调控制验证平台采用GSE公司建模软件及我公司VF软件，主要功能是基于数学模型对核电厂堆芯中子动力学、一回路（Na回路）、二回路（Na回路）、三回路（水回路）进行全厂主工艺系统仿真建模，按照系统规程与验证程序进行模型校验与调试。

【控制难点】        

主工艺系统协调控制验证平台：首次采用核电行业内常用仿真模型GSE软件，无软件应用经验及业绩；此外，对于快中子堆堆芯核物理参数、钠冷回路缺乏了解。对于钠冷快堆设备模型建立缺乏经验。

数字化保护系统设计验证平台：TCS-900控制系统首次应用于核电行业，实现安全级功能逻辑验证；首次采用美国仪器公司NI产品实现I/O信号模拟仿真，结合Labview上位机软件实现人机交互功能。缺乏NI、Labview产品设计、应用经验。

数字化监控系统设计验证平台：虚拟控制器实现36000点仿真，仿真I/O规模庞大。2. 项目意义

快中子反应堆是世界上第四代先进核能系统的首选堆型，代表了第四代核能系统的发展方向，其形成的核燃料闭合式循环，可使铀资源利用率从目前的1%提高至60%以上，也可使核废料产生量得到最大程度的降低，实现放射性废物最小化。国际社会普遍认为，发展和推广快堆，可以从根本上解决世界能源的可持续发展和绿色发展问题。

被誉为中国“快堆之父”的中国工程院院士徐銤表示：目前快堆面临的主要难题是，需要通过示范工程的建设来对关键系统进行设计验证。

中国原子能科学研究院仪控系统设计验证平台项目旨在为福建霞浦快中子反应堆示范堆的建立、设计提供设计验证，为福建霞浦快中子反应堆示范堆非安全级DCS控制系统、安全级控制系统方案奠定基础。