摘要：DCS控制系统是随着现代工业生产自动化的不断发展和自动化控制需求不断提高应运而生的综合控制系统。不论是火力发电厂还是核能发电厂随着DCS系统的不断完善，基本在上世纪末期普遍采用DCS控制系统取代了传统的模拟仪表控制系统及PLC等控制系统。核电DCS与火电DCS由于控制对象的不同而各有特点。

   关键词：DCS；超临界机组；压水堆

   1 引言

   1975年美国Honeywell公司推出了第一套DCS系统：TDCS-2000。经过多年的发展，当前全球约有数百家厂商推出了千余种DCS系统，广泛应用于电力、石化、冶金等工控领域。世界上第一座火力发电厂是1875年在法国巴黎建成的，距今有130多年的历史。第一座核电站是奥布尼斯克(Obninsk)核电站，于1954年在前苏联卡卢加州开始运行，距今有50多年的历史。到上世纪末期DCS系统逐渐成熟后，火电厂和核电厂的仪控系统开始普遍采用DCS。

   火力发电厂生产过程：煤等化石燃料在锅炉炉膛中燃烧加热水冷壁里的水使之变为蒸汽，锅炉产生的蒸汽进入汽轮机，汽轮机旋转带动发电机发电。核能发电厂(压水堆)的生产过程：反应堆中的核燃料经过核裂变反应产生热量来加热一回路的水，一回路的给水在蒸汽发生器中将热量传给二回路的给水使之转化为蒸汽，蒸汽推动汽轮机转动，从而带动发电机发电。这个过程与火力发电厂相似，因此核反应堆也被称为“核锅炉”。由于燃煤锅炉与核锅炉有着不同的能量转换特性，也就注定了火电DCS与核电DCS有着不同的特点。

  2 DCS系统的基本特点

   2.1 高可靠性

   由于DCS将系统控制功能分散在不同的计算机上实现，系统结构采用容错设计，因此某一台计算机出现的故障不会导致系统其它功能的丧失。此外，由于系统中各台计算机所承担的任务比较单一，可以针对需要实现的功能采用具有特定结构和软件的专用计算机，从而使系统中每台计算机的可靠性也得到提高。

   2.2 开放性

   DCS采用开放式、标准化、模块化和系列化设计，系统中各台计算机采用局域网方式通信，实现信息传输，当需要改变或扩充系统功能时，可将新增计算机方便地连入系统通信网络或从网络中断开，几乎不影响系统其他计算机的工作。开放性另一方面表现在，当前主流的DCS产品几乎都可以通过组态直接无缝集成第三方系统和设备，无需更改系统程序。

   2.3 灵活性

   通过组态软件根据不同的流程应用对象进行软硬件组态，即确定测量与控制信号及相互间连接关系，从控制算法库选择适用的控制规律以及从图形库调用基本图形组成所需的各种监控和报警画面，从而方便地构成所需的控制系统。

  2.4 易于维护

  功能单一的小型或微型专用计算机，具有维护简单、方便的特点，当某一局部或某个计算机出现故障时，可以在不影响整个系统运行的情况下在线更换，迅速排除故障。

  2.5 协调性

   各工作站之间通过通信网络传输各种数据，整个系统信息共享，协调工作，以完成控制系统的总体功能和优化处理。

  2.6 控制功能齐全

  控制算法丰富，集连续控制、顺序控制和批处理控制于一体，可实现串级、前馈、解耦、自适应和预测控制等先进控制，并可方便地加入所需的特殊控制算法。

   3 火电DCS的侧重点

  以超临界百万火电机组为代表进行介绍。水的临界状态参数为22.12MPa，374.15℃，当机组主蒸汽压力参数高于这一临界状态参数时，通常称为超临界参数机组。对于超超临界参数，目前国际上尚无标准明确界定是多少，国内863课题把机组主蒸汽压力为25MPa以上、主蒸汽温度达580℃以上时，称其为超超临界机组。截止到2010年10月份，国内已经商运的百万超临界火电机组就达到了64台，这些机组的热控系统采用了四个厂家的DCS，其中采用西屋OVATION系统的44台、采用西门子SPPA-T3000系统的18台、采用和利时HOLLiASMACS系统的1台、采用国电智深EDPF-NT+系统的1台。综合以上四家的仪控系统，总结出当前国内百万火电机组DCS系统具有以下特点。

  3.1 管控一体化成趋势

   常规火电厂按工艺生产流程分为单元机组部分、机组公用部分、电厂辅网部分，与之配套的传统DCS也主要应用于这三块主要生产流程上。而近年来，随着计算机网络技术、数据安全和容错技术、模型仿真技术、实时数据库技术不断提高和电厂经营管理需求的不断提高，火电厂DCS系统已经从单纯的生产过程控制系统逐渐演变为以集生产过程控制系统(DCS)、生产管理系统、经营管理系统于一体的火电厂数字化系统，暨管控一体化系统，如图1所示。在当前的火电DCS市场上，除了最基本的生产过程监控系统之外，DCS厂商还要提供客户集生产管理、经营管理、资产管理等于一身的全方位一体化控制系统(或留有与厂级数字网的通讯接口)。
   
                     

                                        图1 火电厂管控一体化示意图

  3.2 仪控系统结构及子系统分类基本一致

   常规火电单元机组为一套仪控系统，按工艺分为炉、机、电三部分，按功能分为DAS（Data Acquisition System 数据采集系统）、MCS（Modular Control System 模拟量控制系统）、SCS（Sequence Control System 顺序控制系统）、FSSS（FurnaceSafeguard Supervisory System 炉膛安全监控系统）、ECS（ElectroControl System 电气控制系统）、DEH（Digital Electro-HydraulicControl System 数字式电液控制系统）、BPCS（By-pass ControlSystem 旁路控制系统）、MEH（Boiler Feedpump Turbine ControlSystem 给水泵汽轮机数字式电液控制系统）、ETS（EmergencyTrip System 紧急停机系统）、TSI（Turbine SupervisoryInstrumentation 汽轮机监控仪表）等，以上多数功能都集中在一套DCS系统中实现，只有FSSS、DEH、ETS、TSI设置独立的监控系统。而近年来随着DCS系统可靠性和开放性的不断提高，有些机组的FSSS和DEH功能也纳入了DCS系统中，一般只保留ETS、TSI为独立的监控系统。

  3.3 采用的控制算法先进

  相当一部分先进的控制算法、控制模式已经应用到火电厂的自动化控制过程中。

  （1）AGC自动发电控制(Automatic Generation Control)

   自动发电控制(简称AGC)是现代电网控制的一项基本和重要功能，是建立在电网调度自动化能量管理系统(简称EMS)与发电机协调控制系统(简称CCS)间闭环控制的一种先进的技术手段。AGC能控制机组自动响应电网调度发出的负荷指令，结合一次调频功能自动控制机组有功功率的增减，使电网频率维持稳定，同时使得发电和用电达到平衡。AGC提出虽已有10年时间，但前期应用自动化程度很不理想，近年来随着CCS功能的不断完善，使得AGC才开始名符其实。上海外高桥三期百万机组AGC应用是很成功的，另外，机组CCS功能还设置了热控智能保护，此项功能在不降低现有保护可靠性的同时还减少了机组误动和拒动的次数。

  （2） FCB快速甩负荷(Fast Cut Back)

  2008年3月，上海外高桥三厂百万机组分别完成了75%和100%负荷的FCB功能试验。试验时，控制人员未做任何干预，事先未采取任何预防措施，仅依靠自动控制系统良好的协调控制能力，使机组做到全甩供电负荷时，发电机带厂用电，锅炉和汽轮机运行平稳，真正实现了孤岛运行。2011年6月宁夏宁东电厂#2机组(660MW)100%额定功率快速甩负荷试验成功。机组FCB试验成功，表明机组主机设备、辅机设备、仪控DCS系统已经达到相当高的水平。试验显示：FCB功能不仅能显著提高电厂运行的安全系数，还大大增强了电力系统的安全性和稳定性。

  （3） 优化控制

  由于当前电力市场的峰谷差日益增大，百万机组也要参与电网调峰，如某DCS在提高机组负荷的快速响应能力上就进行了控制优化，具体采用以下措施：①电网负荷指令变化后，调整汽轮机机前压力设定值，从而提高负荷的初始响应速度；②将给水量和燃烧率的相互作用减小，增加焓值调整和机组调整的稳定性；③采用负荷或分离器压力校正调节参数，用变参数调节来提高调节品质。

  4 核电DCS的侧重点

  我国核电站经过30多年的发展，目前在进入商运的机组有11台，分布在秦山(5台)、大亚湾(2台)、田湾(2台)、岭澳(2台)。我国引进二代堆技术(法国M310)加以改进，形成了二代加压水堆CPR1000及CP1000(这两种堆型同宗同源，除燃料组件数目不一致外，主要结构基本一致)，同时我国也直接引进了三代堆技术AP1000和EPR。这四种堆型在我国都有项目在实施，会成为我国一定时间内的主流堆型。这四种堆型结构不同，所以他们采用的DCS仪控系统也不相同。本文提及的核电DCS选取AP1000、EPR、CPR1000这三种堆型采用的仪控系统为例。相比火电DCS，核电DCS具有以下不同之处。

  4.1 核电厂DCS安全级别并非只有一类各国对核电仪控系统的安全级别分类并不统一，其中美国只有核安全级和非安全级，但是欧洲却将仪控系统分为A、B、C三个等级，目前我国核电仪控系统参照美国的做法也分为两类。无论是三代堆AP1000和EPR，还是自我改善的二代加压水堆(CPR1000、CP1000)，这几种堆型的核电厂DCS都包括以下部分，即核岛DCS、常规岛DCS和BOP(Balance of Plant)。核岛DCS主体属于安全级设备范畴，常规岛DCS和BOP属于非安全级设备范畴。

   4.2 核电厂DCS系统结构多样

  AP1000压水堆采用的仪控系统是西屋公司的Common Q+OVATION平台；EPR压水堆采用的仪控系统是西门子的TXS+TXP平台；CPR1000压水堆采用的仪控系统是三菱公司与和利时公司提供的MELTAC-Nplus R3+HOLLYSYS N平台，CP1000压水堆采用的仪控系统是INVENSYS公司提供的TRICON+I/A平台，下面对前三种平台进行详解。

   （1）AP1000采用Common Q+OVATION平台，核岛DCS采用Common Q平台，常规岛DCS采用OVATION平台，整套DCS包括8大子系统：OCS（Operation and Control Centers System 运行与控制中心系统）、DDS（Data Display and Processing System 数据显示与处理系统）、PMS（Protection and Safety Monitoring System保护与安全监督系统）、PLS（Plant Control System 电站控制系统）、TOS（Turbine Control System 汽轮机控制与诊断系统）、IIS（Incore Instrumentation System 堆芯测量系统）、SMS9SpecialMonitoring System 专用监测系统0、DAS（Diverse ActuationSystem 多样化驱动系统)。系统结构如图2所示。
  
                       

                                      图2 AP1000仪控系统示意图 

   （2） EPR采用西门子公司的TXS+TXP平台，核岛DCS采用TXS平台，常规岛DCS采用TXP平台，整套DCS包括8大子系统：PICS（Process Information and Control Centers System 过程信息和控制系统）、SICS（Safety Information and Control Centers System安全信息和控制系统）、PAS（Process Automation System 过程自动化系统）、RCSL（Reactor Control,Surveillance and LimitationSystem 反应堆控制监督和限制系统）、PS（Protection System保护系统）、TPCS（Turbine Protection and Control System 汽轮机保护和控制系统）、SAS（Safety Automation System 安全自动化系统）、PACS（Priority and Actuator Control System 优先级和执行器控制系统）。系统结构如图3所示。
 
                  
                              
                                      图3 EPR仪控系统示意图  

   （3）CPR1000采用MELTAC-Nplus R3+HOLLYSYS N平台，核岛DCS采用MELTAC-Nplus R3平台，常规岛DCS采用HOLLYSYS N平台，核岛DCS系统主要包括：RPC（ReactorProtection Cabinet 反应堆保护系统）、ESFAC（Engineered SafetyFeatures Actuation Cabinet 专设安全驱动系统）、SLC（SafetyLogic Cabinet 安全逻辑机柜系统）、RPCC（Reactor PowerControl Cabinet 反应堆功率控制柜系统）、CCMS（Core CoolingMonitoring System Cabinet 堆芯冷却监测系统）、SR（SafetyRelated Cabinet 安全相关系统）。常规岛中汽轮机本体监控采用ALSTOM公司的专用系统TGS，其它的汽轮机辅机和电气监控采用一套整体MACS系统。系统结构如图4所示。

   4.3 核电DCS中的常规岛仪控系统更可靠

   （1）常规岛重要的联锁保护功能由两个冗余的独立回路实现。这两个回路，从信号源到保护信号的输出都是互为冗余、相互独立，分布在不同的机柜控制器内，相关的I/O冗余通道也是分布在不同的机柜控制器内。可靠性上考虑宁拒动勿误动时，两回路串联输出；可靠性上考虑宁误动勿拒动时，两回路并联输出。

  （2）对于一些重要的输出，在信号测量、控制器处理、执行单元三个环节均进行了交叉冗余设置，只要同一个环节上不同时出现故障，这个保护回路就可以正常工作。这种设计是非常可靠的。在火电厂，一般只有汽轮机保护回路才采取这样的配置，所以核电站的设计对控制的可靠性要求比火电厂要高得多。
 
                  
                

                                         图4 CPR1000仪控系统示意图 

   4.4 功能设计上更可靠

  为保证核电站安全、稳定、经济运行，核电DCS设计时必须遵循以下原则：单一故障原则、独立性原则、多样化原则、冗余性原则、故障安全原则、共模故障最小原则和经济运行原则。

  5 两者的区

   别火电机组DCS与核电机组DCS比较不是同一层面的比较，而是多方位多角度存在差异，本文仅狭义地比较DCS本身的差异：

  5.1 DCS设计标准不同

  （1）火电DCS设计遵循及参考的主要标准规程包括：

   电力部标准系列，如《中华人民共和国电力行业标准》(DL/T 5210.4-2009R热工仪表及控制装置)、《火力发电厂热工控制系统设计技术规定》(DL/T 5175-2003)、《火力发电厂分散控制系统在线验收测试规程》等；

  国际电工委员会标准类IEC系列，如《信息技术设备的安全要求》(IEC 60950)等；

   美国仪器学会标准类ISA系列，如《数字处理计算机硬件测试》(ISA RP55.1)等；

   美国科学仪器制造商协会标准类SAMA系列，如《仪表和控制系统的功能图表示法》(SAMA PMC 22.1)等；

   美国电子和电气工程师学会标准类IEEE系列，如《电厂分布式数字控制和监视导则》(IEEE 1046-)等；

   美国电子工业协会标准类EIA系列，如《数字终端设备与使用串行二进制数据进行数据交换的数据通讯设备之间的接口》(EIA RS-485)等；

  （2） 核电DCS设计遵循及参考的主要标准规程包括：

   核安全法规类HAF系列，如《核电厂质量保证安全规定》(HAF003)、《核电厂设计安全规定》(HAF102)等；

   核安全导则类HAD系列，如《核电厂质量保证大纲的制定》(HAD003/01)、《核电厂安全有关仪表和控制系统》(HAD102/16)等；

  国际原子能机构标准类IAEA系列，如《核动力厂安全重要仪表控制系统》(IAEA-NS-G-1.3)等；

  国际电工委员会标准类IEC系列，如《核电厂安全系统用计算机软件》(IEC 60880)等；

  国家标准类GB系列，如《核反应堆保护系统安全准则》(GB403)、《核电厂仪表和控制系统及其供电设备安全分级》(GB/T15474)等；

  美国电子和电气工程师学会标准类IEEE系列，如《数字计算机系统应用于核电站安全系统准则》(IEEE 7-4.3.2)等；

  法国标准RCC系列，如《反应堆核电站核岛电气设备设计和建造规则》(RCC-E)等；

  5.2 仪控设备安全级别不同

   核电仪控设备按用途和功能分为安全级(1E)和非安全级(NC)两大类。在发生事故时和事故后为保护公众所需的所有仪控设备为安全级，安全级以外的设备属于非安全级。按此标准，核电DCS包括安全级DCS设备和非安全级DCS设备，而火电DCS只包括非安全级DCS设备。

   5.3 系统体系结构不同

   火电站一个单元机组DCS采用炉、机、电一体化控制。核电站一个单元机组分为三个子系统：核岛DCS(1E级)、常规岛DCS(NC级)、辅控岛BOP-DCS(NC级)。

   6 结束语

   根据日本福岛事故后核电安全检察结果，即将出台的《核电安全规划》提出，国内未来新上核电项目要按照国际先进标准设计下一代核电站，在核电技术设备上要全面引进包括AP1000（美国西屋公司独创的先进非能动压水堆）和EPR（法国阿海法公司研发的欧洲压水堆）在内的第三代核电技术，同时要求尽量新上大容量设备，安全指标和质量标准均比《核电中长期发展计划》要求更高。另外从能源地理结构上看，近期我国东部将限制火电审批，将以核能发电取而代之，“十二五”期间将形成山西等五大综合能源基地加上中东部以兴建核电为主的“5+1”能源格局。所以，核电和火电在我国当前的能源结构都是不可缺少的，与之配套的火电DCS与核电DCS也将互相借鉴、取长补短、共同获得良好的发展。

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   贠小波（1977-）男，北京顺义人，工学学士，工程师，现就职于北京广利核系统工程有限公司工程部，长期从事仪控系统在工业自动化过程控制领域的应用与研究工作。  

  摘自《自动化博览》2012年第二期