核電廠SMA繼電器震顫分析

劉飛洋，韓勇，游洲，劉文靜

中國核動力研究設計院核反應堆系統設計技術國家級重點實驗室，四川成都 610041

核電廠SMA繼電器震顫分析

劉飛洋，韓勇，游洲，劉文靜

中國核動力研究設計院核反應堆系統設計技術國家級重點實驗室，四川成都 610041

福島事件以后，核電站承受超設計基準地震能力受到廣泛關注。作為抗震裕度分析（SMA）的一部分，需要對儀控設備進行繼電器震顫，以評估在發生超設計基準地震事故時（例如1.67倍安全停堆地震），電儀設備能否正確執行預期安全功能。基于國內現狀和EPRINP-6041-SL等報告，給出了繼電器震顫分析范圍、分析流程、分析方法，根據實際經驗提出了分析假設和改進方案，并以福清核電站停堆斷路器、穩壓器電加熱器配電盤、穩壓器安全閥控制回路為典型對象進行了分析，分析結果表明福清核電廠在審查級地震下的繼電器震顫是可接受的。

核電廠；抗震裕度分析；繼電器震顫；審查級地震；高置信度低概率失效值

隨著對地球科學研究的深入，人們逐漸認識到核電廠遭受發生大于設計基準的安全停堆地震（safe shutdown earthquake，SSE）事故的可能性是存在的。最典型的例子就是日本福島事件，觀測到的最大加速度超過設計最大加速度多達1.26倍，達到0.561g。因此有必要考察核電廠耐受大于SSE級別地震的能力。根據國家核安全局的要求，國內各在建、已建、設計中的核電廠都需進行抗震裕度分析（seismic margin assessment，SMA）。

目前國內核電廠主要采用抗震試驗鑒定的方式，來確保SSE下，電儀設備仍然可以正確地執行命令要求，不會發生誤動或者拒動。但對于超過SSE較多情況下（如1.67倍SSE），可能沒有足夠的試驗數據來判斷電儀設備執行安全功能的能力，因此就需要采用合理的方法來評估設備的抗震能力。

SMA評估在美國開展較早，根據其經驗［1］，機柜、盤臺等電儀設備在發生較強烈地震時可以維持機柜的完整，繼電器在強震后也能保證結構不損壞，但設備是否會正確執行功能需要進一步分析。因此作為評估的一部分，需要對電廠的繼電器進行震顫分析。

繼電器震顫指的是地震可能引起繼電器等觸頭的振動，導致原本觸頭開／合狀態的改變，如其持續時間超過2 ms以上，進而可導致對外發出錯誤信號。該錯誤信號可能導致設備拒動或者誤動，影響反應堆安全，因此需要對涉及執行核安全功能的繼電器觸點進行分析，以確定是否需要完善規程或者更換元器件、優化設備設計等。

1 分析開展方法

繼電器震顫分析在國內并無應用先例，但在美國開展較早，其分析方法在EPRINP6041、EPRITR-1025287、GIP（generic implementation procedure）等程序、報告都有體現，這些方法都基于其經驗數據、試驗數據開展，如IEEE C37.98的試驗數據或者GERS（generic equipment ruggedness spectra）的數據。從目前國內技術現狀來看，短期內難以獲得繼電器的試驗數據，因此借鑒美國的方法必須進行適當調整才能進行分析。

1.1 分析范圍

核電廠所用繼電器數量眾多，對分析范圍按照設備結構類型、是否執行安全功能進行篩選。

1）按照設備結構特性，需分析的設備包括接觸器、輔助繼電器、保護繼電器、壓力開關、限位開關等帶動／靜觸頭可能發生抖動的設備；不需分析的設備包括固態繼電器、斷路器等無動／靜觸頭或觸頭難以發生抖動的設備。

2）執行安全停堆功能的必要設備。對于采用PRA-based SMA方法進行抗震裕度分析的，則分析范圍應擴大至影響PRA設備緩解功能的設備。

1.2 分析流程

根據上述分析范圍篩選方式，可以將篩選分為2種：從抗震能力方面篩選或者從執行功能方面篩選。由于從功能角度進行分析較為復雜，因此EPRI NP6041先從繼電器抗震能力后從功能角度篩選。而目前國內缺乏類似GERS數據，對照設備使用的繼電器也無法使用EPRINP7147中的數據，更沒有廠家按照IEEE C37.98試驗的結果，因此國內難以按繼電器的抗震能力篩選。為了盡量減少分析的設備數量，先從功能角度分析，標志出對安全停堆有影響的設備；再采用設備抗震鑒定試驗數據進行篩選；最后假設繼電器震顫進行后果分析。分析流程如圖1所示。

1）標識安全停堆所使用的設備，主要考慮涉及以下功能方面所涉及的設備：

a）反應性控制（包括指棒位、硼濃度、一回路冷段溫度測量等）；

b）一回路壓力控制；

c）一回路水裝量控制；

d）余熱排出控制。

2）根據安全停堆設備清單上所列的電氣儀控設備篩選出含有繼電器的設備。

3）根據電儀設備高置信度低概率失效值（high confidence low probability of failure，HCLPF）篩選出抗震裕量不足的含繼電器設備。

圖1 繼電器震顫分析流程

4）根據相應設備電路原理圖篩選出執行安全功能時包含閉鎖（block）或自鎖（seal-in）繼電器的回路，即繼電器震顫可能導致設備長時間處于拒動或者誤動狀態的回路。

5）根據設備接收安全級命令與發生繼電器震顫先后順序，分2種情況分析：

a）在設備發生繼電器震顫之前存在安全級命令，此時只分析設備發生誤動的情況；

b）在設備發生繼電器震顫之后接收安全級命令，若設備誤動后果（例如設備提前動作至安全位置）可以接受，則只分析設備拒動的情況，否則設備誤動與拒動的情況都需分析。

6）結合假定條件判斷上述繼電器震顫能否接受，操縱員是否能夠及時判斷并恢復受影響繼電器，篩選出可疑繼電器。

7）對于可疑繼電器給出建議措施，如：

a）制定操作規程應對繼電器震顫，并注意檢查是否與現有規程沖突；

b）通過試驗進一步分析繼電器的抗震能力；

c）更換為抗震能力更強的繼電器，如固態繼電器、旋轉開關等；

d）優化設備電路設計，避免使用不滿足要求的繼電器；

e）重新布置設備至地震動水平較低的位置；f）修改設備結構以減小對繼電器的振動。

1.3 析假設條件

分析前，先對設備內部、外部條件做必要的假設，以盡量減少功能分析中的復雜性，假設如下：

1）在可能導致繼電器震顫的地震發生前，反應堆沒有發生其他事故，處于正常運行或者啟／停堆狀態；

2）電氣儀控設備及其部件的結構在地震中保持完整，可能發生的故障僅為繼電器震顫（不考慮電纜脫落等）；

3）地震后可能發生閉鎖（block）或者自鎖（seal-in）的繼電器，復位后仍然可以工作；

4）對發生閉鎖或自鎖的繼電器，允許操縱員手動復位操作（后續再分析是否具備足夠的復位時間、可達性等）。

2 福清核電站的分析及結論

下面以福清1、2號機組核電項目中典型的停堆斷路器、穩壓器電加熱器安全級配電盤以及穩壓器安全閥控制回路為例進行介紹。

2.1 停堆斷路器（RTB）的分析

福清1、2號機組核電項目的審查級地震（RLE）選為1.67SSE，根據RTB所在位置的RLE反應譜［8］，選用7%阻尼的頻率－加速度曲線，0～10 Hz范圍內樓板加速度較大，最高可達1.4g，10 Hz以上加速度逐漸減小到0.45g。設備水平方向抗震試驗譜（TRS）如圖2所示［9］，在繼電器敏感頻率范圍（4～10 Hz）內，參照ERPITR-103959所述方法根據以下公式計算該設備在95%置信度、5%失效概率下的HCLPF值。

式中：Am為中值零周期加速度；βU為隨機（固有）不確定性的標準差；βR為認知（模型）不確定性的標準差；CTRS為修整后的試驗響應譜；CRRS為修整后的要求響應譜（此處即RLE）；FD為寬頻輸入譜的設備裕量因子，取1.4；FRS為構筑物響應因子，取1.0；P為RLE的零周期加速度，取0.334g。

通過上述方法可計算出停堆斷路器的HCLPF＝0.36g＞RLE，因此不考慮其發生繼電器震顫，可將設備篩除。

圖2 福清停堆斷路器地震試驗響應譜

2.2 穩壓器電熱器配電盤分析

對于穩壓器電加熱器安全級配電盤RCP005RS，根據式（1）、（2）計算其HCLPF值。計算結果僅有0.22 g，小于RLE，因此需要進一步分析繼電器震顫可能導致的影響。根據第1.3節所列的前提假設，RCP005RS僅在事故后可能投入，以防止一回路壓力意外下降。因此需考慮其繼電器震顫后是否造成誤動和拒動，具體分析如下。

1）功能要求：當接收到安全級運行命令時配電盤主接觸器001JA閉合向加熱器供電，命令消失時001JA斷開。存在卸載信號時不論是否存在運行命令主接觸器均斷開。

2）安全失效位置：主接觸器001JA斷開。

3）地震中繼電器震顫可能發生的錯誤運行：卸載信號不存在時，運行命令與主接觸器狀態不一致。由于不考慮地震發生前應急柴油發電機處于加載工況中，因此不需分析卸載信號存在時機柜內繼電器可能的震顫情況。

表1列出了RCP005RS中包含的所有類型繼電器，及其發生震顫后對穩壓器電加熱器狀態的影響，給出了操縱員在主控室所接受的信息。

由以上分析可以看出RCP005RS中繼電器震顫時分以下3類情況處理：

1）主接觸器和遠程控制繼電器震顫不會影響當前加熱器狀態的改變，對設備和操縱員無影響。

2）報警指示繼電器的震顫不會改變當前加熱器狀態的改變，但會發出報警信號，操縱員在主控室復位該報警即可。

3）漏電流保護繼電器等會使加熱器跳閘或者導致加熱器無法投入，同時會發出報警。若操縱員在主控室復位后該報警仍存在，則需到就地機柜去復位繼電器或者合上斷開的斷路器。

表1 RCP005RS繼電器震顫后果的分析

綜上所述，RCP005RS發生繼電器震顫時，可能會導致設備無法投入，操縱員根據報警信號及時復位繼電器或者合上斷路器，即可使設備正常運行。因此RCP005RS的繼電器震顫后果是可以接受的。

2.3 穩壓器安全閥控制回路分析

穩壓器安全閥電磁線圈控制由全廠數字化控制系統（DCS）完成，因其抗震試驗數據不能達到RLE水平，所以需要具體分析其控制回路動作情況。穩壓器安全閥中隔離閥由DCS固態電路控制，因此不需進行繼電器震顫分析。保護閥由繼電器回路控制，其中含觸點的設備包括后備盤（BUP）上的手操器、隔離柜中繼電器。圖3為保護控制回路原理圖，因為BUP的手操器為帶鑰匙的轉換開關，不考慮其發生震顫，所以只關注隔離柜中繼電器觸點（圖3中云線圈出部分）發生震顫的結果。當繼電器發生震顫時，將導致安全閥電磁線圈通電，但因為沒有閉鎖回路，所以觸點在震顫后會立即復位，斷開電磁閥的電源。由于震顫導致線圈接通的時間非常短（以4 Hz計算，不超過250 ms），因此安全閥難以通電開啟。更保守地假設，系統壓力確因保護閥開啟而下降至14.6 MPa（絕對壓力）以下，則保護閥后的隔離閥能夠及時關閉以防止系統進一步卸壓。因此穩壓器安全閥的繼電器震顫是可以接受的，并且無需操縱員進行后續恢復等動作。

2.4 分析

對福清核電廠的初步分析表明，繼電器的震顫不會導致系統失去380 V交流應急電源、直流和220 V交流不間斷電源；繼電器可能導致設備在審查級地震中誤動，地震結束后，仍然能響應和執行電廠保護和控制系統發出的命令，因此通過完善規程，對諸如遠程停堆站控制的部分設備采取必要復位手段即可保證核電廠在超設計基準地震事故工況下保持安全。

圖3 穩壓器安全閥保護閥控制回路原理圖

3 結束語

本文介紹的繼電器震顫分析方法是參考EPRI NP-6041-SL并結合了國內現狀改進后的一種分析方法，這種方法對于復雜度不高的設備，采用適當的保守假設可以較快得出核電廠安全相關儀控電氣設備在地震條件的動作行為及其后果，為核電廠是否具有抵御一定程度的超設計基準地震的能力提供依據，并對后續電站的改造或者新電站的設計給出了指導。

但是這種方法對于諸如柴油發電機等較復雜設備，其分析復雜度將呈幾何級數量上升，難以得出較準確結論。若被分析的繼電器能夠按照類似IEEE C37.98、EJ／T 706-1992標準所規定方式得到易損性曲線數據，就可以通過更為精確的設備故障樹得到設備繼電器震顫事故發生的概率，并直接應用于核電廠地震概率安全分析（seismic probabilistic risk assess-ment，SPRA）中，這將是后續深入研究繼電器震顫分析的方向。

［1］NUTECH Engineers Inc.Relay behavior at the perry power plant during the 1986 earthquake in Leroy，Ohio［R］.EPRI NP-6472，Palo Alto：Electric Power Research Institute，1989：4-1-4-3.

［2］Jack R Benjamin and Associates Inc.A methodology for as-sessment of nuclear power plant seismic margin［R］.EPRI NP-6041-SL，Palo Alto：Electric Power Research Institute，1991：3-30-3-37.

［3］BETLACK J，CARRITTE R，SCHMIDTW.Procedure for e-valuating nuclear power plant relay seismic functionality［R］.EPRINP-7148-M，Palo Alto：Electric Power Research Insti-tute，1990.

［4］WINSTON＆STRAWN.Generic implementation procedure（GIP）for seismic verification of nuclear plant equipment［D］.Washington DC：Seismic Qualification Utility Group，1993：6-1-6-26.

［5］RICHARDSJ，HAMEL J，KASSAWARA R.Seismic evalua-tion guidance，screening，prioritization and implementation detail（SPID）for the resolution of Fukushima near-term task force recommendation 2.1：seismic［R］.EPRITR-1025287，Palo Alto：Electric Power Research Institute，2013：3-10-3-19.

［6］Anco Engineers Inc.Seismic ruggedness of relays［R］.EPRI NP-7147-SL，Palo Alto：Electric Power Research Institute，1995.

［7］IEEE C37.98.Seismic testing of relays［S］.New York：The Institute of Electrical and Electronics Engineers，1987.

［8］方晚晴，馬英.樓層反應譜［R］，北京：中國核電工程公司，2012：附錄C-P5.

［9］ABDELGHANI A M.Qualification synthesis report［R］.Charlotte：Areva，2011：10-11.

［10］Jack R Benjamin and Associates Inc.Methodology for devel-oping seismic fragilities［R］.EPRI TR-103959，Palo Alto：Electric Power Research Institute，2010：10-1-10-16.

［11］中核工業總公司.核用繼電器抗震試驗［S］.北京：中核工業總公司：1992.

Relay chatter analysis for nuclear power p lant SMA

LIU Feiyang，HAN Yong，YOU Zhou，LIUWenjing
Science and Technology on Reactor System Design Technology Laboratory，Nuclear Power Institute of China，Chengdu 610041，China

The safety of the nuclear power plants under the strong earthquake beyond the design-basis level iswidely focused since Fukushima accident.In order to evaluate whether the anticipated safety function is performed at the earthquake beyond the design-basis level（e.g.1.67 times of safe shutdown earthquake），the relay chatter analysis shall be performed as part of seismicmargin assessment（SMA）work.This paper discusses themethodology of the relay chatter analysis for I＆C equipmentbased on the situation in China and EPRINP-6041-SL，which includes a-nalysis scope，procedure andmethod.Also，the analysis hypothesis and the improvement suggestion are proposed according to the practical experience.Three typical analysis cases of the reactor trip breaker board，pressurizer heater power supply switchboard，and pressurizer safety valve control circuit are presented.The analysis result proves that the relay chatter under the review level earthquake（RLE）is acceptable for Fuqing nuclear power plant.

nuclear power plant；seismic margin assessment；relay chatter；review level earthquake；high confi-dence low probability of failure

TL48

：A

：1009-671X（2015）01-075-05

10.3969／j.issn.1009-671X.201405008

http：//www.cnki.net／kcms／detail／23.1191.U.20150118.1300.004.htm l

2014-05-12.

日期：2015-01-18.

劉飛洋（1982-），男，工程師；韓勇（1963-），男，高級工程師.

劉飛洋，E-mail：liu_fy＠126.com.