GBT 13624-2026 核电厂安全参数显示系统的功能设计准则 标准立项发展报告

GB/T13624-2026核电厂安全参数显示系统的功能设计准则标准立项发展报告StandardizationDevelopmentReport:FunctionalDesignCriteriaforSafetyParameterDisplaySystemforNuclearPowerPlants摘要随着全球核能产业的持续复苏与我国核电装机容量的快速增长，核电厂的安全性与运行可靠性已成为行业发展的核心议题。安全参数显示系统（SPDS）作为核电厂数字化仪控系统（DCS）中的关键安全设施，其在事故工况下为操纵员提供准确、可靠、简洁的安全状态信息，是预防和缓解严重事故的重要屏障。本报告针对国家标准GB/T13624-2026《核电厂安全参数显示系统的功能设计准则》的立项背景、编制过程、主要技术内容及实施意义进行系统性阐述。该标准由全国核仪器仪表标准化技术委员会（SAC/TC30）归口管理，是在原GB/T13624-2008基础上的重大修订升级。标准立足我国“华龙一号”“国和一号”等自主三代核电技术工程实践，充分吸纳福岛核事故后的国际安全改进要求，重构了安全状态的监督方法，细化了人因工程设计原则，强化了与先进控制室DCS系统的交互设计，并新增了网络安全、系统在线可维护性等现代工程要求。标准的发布实施将有效填补现行标准在新型数字化仪控架构应用方面的空白，为核电厂安全级仪控系统的设计、制造、评审及监管提供统一、科学的技术依据，对提升我国核电厂运行安全水平、促进核电装备“走出去”具有重要的战略支撑作用。关键词核电厂安全；安全参数显示系统；功能设计准则；数字化仪控系统；人因工程；严重事故管理；国家标准修订；核安全监管Keywords:NuclearPowerPlantSafety;SafetyParameterDisplaySystem(SPDS);FunctionalDesignCriteria;DigitalInstrumentationandControl(DCS);HumanFactorsEngineering;SevereAccidentManagement;NationalStandardRevision;NuclearSafetyRegulation一、引言安全参数显示系统（SafetyParameterDisplaySystem,SPDS）是核电厂主控制室中用于连续监测和显示安全重要参数的系统，其核心功能是在正常运行及事故工况下，帮助操纵员迅速、准确地判断电厂的安全状态，从而采取及时有效的干预措施。国际原子能机构（IAEA）在其安全标准系列（如NS-G-1.3）中明确将SPDS作为核电厂安全重要仪表控制系统的基本配置要求予以规定。我国现行的GB/T13624—2008《核电厂安全参数显示系统的功能设计准则》自发布实施以来，对指导早期核电厂（如M310及其改进型机组）的仪控系统设计起到了积极作用。然而，过去十余年间，我国核电技术经历了从二代改进型向具有完全自主知识产权的三代核电（“华龙一号”、“国和一号”）的跨越式发展。数字化仪控系统（DCS）的全面应用、先进主控室人机接口（HMI）设计的革命性变化、以及福岛核事故后对严重事故管理及多样化冗余要求的显著提高，均使得2008版标准已无法完全适应当前技术发展和安全监管的需要。与此同时，我国“双碳”目标下核电建设步伐明显加快，统一并提升安全参数显示系统的设计标准势在必行。在此背景下，国家标准化管理委员会批准对GB/T13624进行修订立项，并将标准性质调整为强制性与推荐性相结合的管理模式（正文条款以强制性为主），旨在适应法规变化，进一步筑牢核安全防线。二、标准修订的背景与必要性2.1响应国家核安全战略，落实“积极安全有序发展核电”方针根据《中华人民共和国国民经济和社会发展第十四个五年规划和2035年远景目标纲要》，我国将“积极安全有序发展核电”作为构建现代能源体系的重要举措。安全是核电的生命线，标准是安全的基石。作为保障操纵员态势感知和事故诊断的关键设备，SPDS功能设计准则的修订，直接关系到新建核电厂“纵深防御”体系的完善程度。2.2适应三代核电技术特点，填补设计规范空白“华龙一号”和“国和一号”均采用了全数字化仪控平台，其安全级DCS普遍基于FPGA或高性能处理器构建。SPDS在新型DCS架构中的信号采集策略、数据传输路径、冗余容错机制及显示画面的组织逻辑，与传统模拟加数字混合系统存在本质区别。现有标准对数字化画面层级定义不清晰，对触摸交互及大屏幕显示适配性缺乏指导性规定。修订后的标准针对上述技术痛点给出了具体设计约束。2.3汲取国内外经验反馈，提升应对超设计基准事故的能力日本福岛核事故经验教训表明，在全厂断电（SBO）及严重事故工况下，维持关键安全参数的可用性与可读性至关重要。新标准将全面强化对严重事故管理导则（SAMG）的软硬件支持要求，明确在极端环境条件下SPDS的供电保障、信号隔离及显示性能指标，这是一次面向实战的全面技术升级。三、标准主要技术内容详述本标准的修订遵循“安全第一、预防为主、以人为本”的原则，在结构上沿用了原标准的主体框架，但在技术内涵上实现了脱胎换骨的更新。标准正文共分为九章及三个附录，以下对各章节主要技术内容进行深度解读。3.1范围（第1章）明确了标准规定了核电厂安全参数显示系统的功能设计准则，包括系统的基本功能、安全状态监督、显示与操作、系统设计、性能要求以及试验方法。适用于新建和改建的压水堆核电厂安全参数显示系统的设计。相较于2008版，新版标准明确将适用范围扩展到“改建”项目，这一变化适应了我国在役核电厂数字化仪控系统改造的需求（如大亚湾、秦山核电基地的DCS升级改造），对保障改造后系统的安全可靠性具有直接的指导作用。3.2规范性引用文件（第2章）新增和更新了多项关键引用文件，如GB/T13629《核电厂安全系统中数字计算机的准则》、GB/T13284.1《核电厂安全系统第1部分：设计准则》、GB/T15474《核电厂安全重要仪表和控制系统的功能分类和分配准则》、GB/T40864《核电厂安全重要仪表和控制系统电气设备的可靠性及可维修性一般要求和方法》等。通过引用最新的数字化仪控系统设计基准标准，确保了本标准与整个核安全标准体系的协调一致性。3.3术语和定义（第3章）重点修订了“安全参数显示系统”的定义，明确其为“基于计算机的、用于显示安全重要参数和电厂安全状态信息的系统”，同时增加并定义了“安全状态”、“关键功能”、“安全功能状态”、“安全显示参数（SDP）”及“关键安全功能监视（CSFM）”等重要术语，为工程设计和评审交流建立了统一的语言基础。3.4系统功能设计准则（第4章）作为标准的核心章节，该章在2008版的基础上进行了重大技术升级，主要技术内容涵盖了四个方面。一是安全状态的监督，引入“安全状态树”的顶层设计概念，要求系统能够根据反应堆堆芯冷却能力、反应性控制能力、放射性物质包容能力等关键安全功能的状态，综合给出电厂安全状态的明确指示，改变了过去仅罗列参数、缺乏综合判别的设计方式。二是关键安全功能监视，增加了针对“堆芯出口温度”、“稳压器水位”、“安全壳压力”等事故诊断关键参数的多重测量通道相互比较和动态趋势预测显示功能。三是显示与报警功能，规定采用分级报警处理策略，将报警信息按照优先级和紧急程度分类，利用颜色、闪烁、声音和文字组合方式进行合理呈现，有效防止操纵员在事故工况下出现信息过载与认知超负荷。四是数据采集与处理，规定了SPDS信号应取自安全级传感器，数据处理周期应满足故障检测和显示更新的实时性要求，并具备数据有效性判断功能。3.5系统设计准则（第5章）该部分针对硬件与架构提出了更为先进的准则要求。在可靠性设计方面，采用冗余容错架构，根据系统承担的安全功能等级（1E级或非1E级），规定相应的冗余配置策略及单一故障准则符合性验证方法。在设备鉴定方面，规定SPDS设备必须按照K3、K1等规定的环境鉴定等级执行老化试验、抗震试验和电磁兼容性试验。特别针对福岛核事故教训，新增了在超出设计基准的厂区恶劣环境（如极端温度、高湿度、辐射剂量显著增加等事故环境）下，系统维持最低限度可监视性能力的设备裕度设计要求。在人因工程设计方面，遵循HFE国际最新标准（如NUREG-0711），要求SPDS显示画面设计必须融合电厂规程（EOPs）和严重事故管理导则（SAMG），在100%的规程相关步骤中提供对应的关键参数指引。3.6性能要求（第6章）定量化规定了系统及设备的关键性能指标。在响应时间方面，从传感器信号变化到主控室画面刷新显示，时间应不大于2秒；对于报警信息，从触发到显示的时间应不大于1秒。在精度方面，模拟量显示参数的误差应不大于传感器和变送器基本误差限的1/2。在可用性方面，系统的设计可用率应不小于99.9%。此外，增加了系统在连续运行及环境扰动下的稳定性保持指标。3.7试验方法（第7章）将试验类别明确划分为型式试验、出厂试验和现场验收试验（SAT）三类。在型式试验中详细规定了高温、低温、湿热、振动、冲击、盐雾、电磁干扰等环境试验的具体方法和考核要求。在现场验收试验中要求开展功能测试、响应时间测试、报警准确率测试及人因工程可用性测试，并对测试范围和通过准则做了规定。3.8网络安全与其他要求（第8、9章）针对数字化仪控系统面临的网络攻击威胁，新增了SPDS网络安全设计准则。要求系统应结合《核电厂网络安全防范导则》实施分级防护，在系统内部实现安全级与非安全级之间的可靠隔离，同时对数据交换采取严格的访问控制和加密措施。四、标准修订的技术亮点与创新4.1突出“状态导向”设计理念标准将传统SPDS从“参数显示”定位提升为“安全状态决策支持工具”。通过定义5~8个关键安全功能的状态转换逻辑，使得操纵员面对复杂事故情景时，可以基于状态指示快速执行相应规程，有效缩短事故诊断时间（行业研究表明可缩短约30%-40%的诊断时间）。4.2强化人因工程与显示管理为了应对先进控制室操作员长时间工作负荷及自动化水平提高带来的警觉性降低问题，新标准对SPDS的显示画面提出了基于认知心理学原理的设计要求。例如，采用“绿色”表示正常、“黄色”表示关注、“红色”表示超限的三色原则，引导操作员注意力按优先级分配。4.3细化与DCS平台的深度集成要求明确SPDS作为DCS上层监视应用与安全级保护系统的接口协议和数据映射关系，要求在数据链路层和物理层均实现电气隔离。同时，兼顾了与第三方独立堆芯冷却监测系统（如堆芯吊篮振动监测）的联动报警要求。五、主要参与单位介绍5.1全国核仪器仪表标准化技术委员会（SAC/TC30）作为本标准修订的归口管理单位，全国核仪器仪表标准化技术委员会（SAC/TC30）在国家标准化管理委员会和国家国防科技工业局的领导下，负责核工业领域基础通用及专用标准的制修订技术管理工作。委员会由来自生态环境部核与辐射安全中心、中国核工业集团、中国广核集团、国家电力投资集团、清华大学、上海交通大学等国内权威监管机构、设计院、高校及核电运营单位的专家组成。在本次标准修订过程中，SAC/TC30下设的反应堆仪表分技术委员会具体组织了标准的立项论证、草案编制、公开征求意见和专家审查工作，统筹协调了行业内关于人因验证、数字化架构适应性、以及安全分级等方面的不同技术观点，为标准高质量出台奠定了组织与技术基础。5.2主要起草单位——上海核工程研究设计院股份有限公司上海核工程研究设计院股份有限公司（以下简称“上海核工院”）是“国和一号”（CAP1400）的总体技术牵头单位，始建于1970年，是中国核电工程设计的发源地之一。在本次GB/T13624-2026修订中，上海核工院作为第一起草单位，承担了标准框架设计、主要技术内容撰写及关键技术试验验证工作。上海核工院基于“国和一号”示范工程SPDS的完整研发与验证过程，将先进的基于任务的人因工程分析（TaskAnalysis）、显示画面工效学评价及严重事故管理规程导则执行验证经验固化为标准条款。同时，该院拥有国家能源核电仪表与控制系统研发（试验）中心，具备先进的DCS半实物仿真验证平台，能够在标准编制过程中对关键条款进行直观的工程验证，确保标准文本的指导性和可操作性。此外，中国核动力研究设计院、中广核工程有限公司作为重要参编单位，分别将“华龙一号”及EPR改进型机组的SPDS设计与运行反馈经验输入到了标准的相关条文中，使该标准成为了集国内三大主流核电技术路线经验于一体的综合性成果。六、标准实施的意义与展望6.1对核安全审评的支撑作用新标准实施后，将作为国家核安全局开展核电厂安全审评的重要依据文件，用于评价新建核电厂DCS平台中安全监视功能的充分性和有效性。6.2对核电“走出去”战略的保障作用GB/T13624-2026在编制原则和技术指标上充分参考了IAEA具体安全要求（SSR-2/1）及IEC60964等国际主流标准，确保了中国标准与国际先进标准的技术对等性。这对于“华龙一号”出口项目（如巴基斯坦卡拉奇核电项目）的标准认可和属地化审评具有直接支撑效益，有利于增强海外监管机构对中国核电装备安全性的信心。6.3未来发展与展望随着人工智能和先进传感技术的发展，SPDS有望通过引入故障预测与健康管理（PHM）技术，实现从“状态监视”向“预测性安全决策”的演进。本标准的修订为未来智能化安全监视功能的扩展预留了接口与设计弹性。在碳达峰、碳中和战略背景下，高安全标准的SPDS