淺析EPR核電廠總體儀控試驗設計方法

李永進 劉洋

【摘 要】結合臺山EPR總體儀控試驗設計策劃的方法，系統闡述試驗程序結構設計過程中的識別初始事件、排除驗證工況和優化程序結構三個關鍵過程。通過對試驗設計方法的淺析，旨在為后續中方企業自主規劃和設計先進核電站總體儀控試驗提供借鑒和參考。

【關鍵詞】總體儀控；最終安全分析報告；單一故障；失電試驗；切換試驗

中圖分類號： TM623 文獻標識碼： A 文章編號： 2095-2457（2018）13-0045-003

DOI：10.19694/j.cnki.issn2095-2457.2018.13.020

【Abstract】Combined with Taishan EPR Overall I&C; test design methodology，this document will give a detail description about how to build the Overall I&C; test structure with three Key steps：Identify initial events，Eliminate tested scenarios，Optimize test structures.The purpose for this overview introduction is to support other Chinese groups to design and build the similar Overall I&C; test structures for new developed nuclear power plant.

【Key words】Overall I&C;；Finally Safety Analysis Report；Single Failure；Power loss test；Switchover test

0 引言

臺山核電廠1、2號機組采用歐洲壓水堆核電廠（EPRTM）機組。由AREVA聯合EDF以及德國用戶開發，以法國N4和德國KONVOI機組為基礎，采用先進核電技術演變而來。

EPR核電機組采用全新供電方式，廠用電系統接線設計為4列x 50%冗余，滿足N+2原則。執行安全功能的電氣系統在各種運行瞬態和假設事故狀態下，即使一列檢修加上一列單一故障仍然可以保證安全功能。因此，EPR與CPR1000機組供電方式不同。

對于安全級系統，冗余序列的數量滿足N+2準則：

N=正常運行時所需要的列數（如果單列=100%能力，則只需1列；如果單列=50%能力，則需2列；如果單列=33%能力，則需3列）

+2=除了正常運行所需的N外，還附加同樣容量的兩列作為備用，用于應對兩種特殊運行工況：1）發生事故而喪失一列；2）計劃維修而導致一列不可用。

基于EPR全新的供電方式和儀控設計，AREVA聯合臺山調試團隊為臺山EPR設計和策劃了全新的總體儀控試驗程序結構體系，并且將其命名為OIC試驗（Overall I&C; test）。該試驗為核島綜合性聯調試驗，包括機組降級運行試驗、儀控系統切換試驗、儀控系統性能試驗和特殊工況試驗等類別，用以驗證核島工藝和儀控系統設計，同時滿足儀控系統試驗驗證策略完整性的要求。

本分析報告將淺述EPR總體儀控試驗的設計策劃方法，用于為后續機組策劃類似大型試驗提供指導和借鑒。

1 EPR總體儀控試驗設計總述

EPR核電機組作為三代商用核電機組，其設計理念和運行方式不同與傳統的國內二代核電機組CPR1000。僅僅在儀控系統和電氣系統設計方面，與CPR1000機組相比，就有非常大的變化，所以適用于CPR1000機組的總體儀控試驗設計策略不再適用于EPR核電機組。對于EPR機組來說，需要重新研究和設計與其相對應的總體儀控試驗策略。

根據臺山核電站最終安全分析報告FSAR（Final Safety Analysis Report）第7章中的設計承諾，儀控系統要能夠防御內部和外部災害所導致的共模故障。在各種災害之下，儀控系統可以通過降級運行、運行模式切換等手段實現電站的安全控制，嚴重事故情況時可以通過安全停堆來保護核電站。

由于EPR核電機組不僅工藝和電氣系統采用了冗余的安全序列供電方式，DCS設備也采用了雙路冗余供電的模式，所以單一電源失電（單一故障）不會對機組產生較大的影響。然而，在電站正常運行階段，仍然存在著其它各種誘因，使得儀控系統必然存在眾多潛在風險，從而導致部分功能不能正常運行甚至不可用，此類潛在風險來自于：

1）電站正常運行期間的維修工作，需要停運部分機柜或者設備；

2）電站外部災害，導致某一區域的儀控設備無法正常工作。比如飛機撞擊；

3）電站內部災害，導致部分儀控設備不可用；比如特定區域的蓄電池組爆炸；

4）儀控系統組件故障，比如卡件故障、網關失效、總線通訊喪失等；

5）儀控支持系統故障，比如供電故障、通風喪失、冷卻喪失等；

……

正因上述潛在風險的存在，所以儀控系統在最初設計階段已經協同機組總體設計，配套設計考慮了機組運行階段的降級運行及運行模式切換等各種運行方式。同時，上述風險也為總體儀控試驗設計提出了新的要求。在設計策劃試驗階段，不應該將總體儀控試驗僅僅定位于儀控系統自身的范疇，而應該結合設計初始分析后適當擴大試驗范圍，從總體儀控的角度出發考慮對機組整體運行的影響。

結合EPR機組最終安全分析報告的設計承諾，EPR總體儀控試驗設計從機組總體設計及運行的角度出發，統籌考慮了儀控、電氣及各工藝系統的設計特點，最終完成了試驗框架的設計和策劃工作。

總體而言，EPR核電廠總體儀控試驗設計可以分為如下三個階段：識別初始事件、排除驗證工況和優化程序結構。

2 EPR核電廠總體儀控試驗設計方法簡介

2.1 識別初始事件

作為設計策劃總體儀控試驗的第一步，識別初始事件主要通過對輸入文件的分析來完成。通過對最終安全分析報告（FSAR）、電站運行技術規范（OTS）、EPR核電廠應急事故程序（EOP）和儀控系統總體設計文件等輸入文件的分析，確定導致儀控系統及電站降級運行的所有初始事件。

本階段工作主要基于如下設計分析展開：

1）EPR機組總體運行設計文件分析（源于FSAR，包括預防性維修策略PM），主要用于研究分析機組運行期間的特殊運行工況管理；

2）EPR設計基準工況（DBC）/超設計工況（DEC）設計分析（源于FSAR，包括單一故障準則），主要用于研究適用于總體儀控試驗的驗證工況；

3）運行技術規范分析（OTS），主要用于試驗驗證范圍及內容的確定；

4）儀控總體設計分析（源于FSAR），主要用于研究分析試驗程序設置的范圍，比如PICS切換至SICS運行、MCR切換至RSS運行、T2000切換至HKS運行等；

5）災害研究分析（源于FSAR），主要用于確定總體儀控試驗可以覆蓋驗證的災害范圍，比如電氣廠房失火、通風喪失等；

6）EPR核電廠應急事故程序分析，主要用于研究分析試驗程序場景的設置和試驗邏輯的確定；

……

上述所有設計文件的分析工作，用于設計策劃總體儀控試驗的程序結構，最終編制調試大綱文件SCP。在這些設計輸入中，DBC設計基準工況的分析是核心關鍵。

DBC設計基準工況分析中，首先通過分析研究，梳理出所有的初始事件（Postulated Initiating Events：PIE）；然后，結合單一事故準則（SFC）、預防性維修（PM）的要求和EPR電站應急事故管理策略（EOP），最終研究確定與電站運行及總體儀控設計相關的試驗驗證場景。

對于各種工況和試驗序列的設計驗證，可以通過不同的試驗場景設置來完成。比如，對于電氣和安全廠房通風喪失（及火災）而引起儀控設備失效的試驗場景設置，可以模擬環境溫度惡化來驗證設備的真實動作，也可以通過模擬設備斷電工況來驗證設備失效的動作響應。

經過全面分析和等效論證，最終選用了相對折中和保守的方案來策劃總體儀控試驗方案。以儀控系統環境惡化、部分失效等情況為例，最終確認通過模擬機組失電的工況來進行驗證。

上述機組失電及降級運行模式的研究確認，僅針對與總體儀控相關的設計工況，其它與儀控失效或者降級運行無關的設計工況不在試驗策劃考慮的范疇之內。

通過研究分析發現，對于EPR核島設計而言，最有可能出現的工況為：

1）失去廠外電LOOP（>2H）工況疊加一臺柴油機單一故障或預防性維修（PM）工況，從而導致某單一核島電氣列完全失電（包括所在列儀控系統）；

2）失去廠外電LOOP（>2H）工況疊加一臺柴油機單一故障，再疊加其它列一臺柴油機預防性維修（PM）工況，從而導致產生核島兩個電氣列同時失電（包括所在列儀控系統）。

在機組正常運行過程中，結合EPR應急事故管理策略（EOP），導致出現核島單列喪失事故的工況除了失電之外，還包括核島部分區域火災工況。對于臺山EPR核電機組，當核島某一區域出現火災工況時，為了更好的控制機組狀態，避免操作人員不恰當的干預，在應急事故管理策略中，將要求操縱人員利用火災處理程序（FAIOp）停運對應列的所有電氣盤。這種特殊的運行干預措施，也進一步佐證了總體儀控試驗利用失電來模擬部分設備失效工況的合理性。

最后，結合DEC超設計工況、儀控總體設計要求（FSAR第七章節）和災害分析，研究制定了其它總體儀控試驗相關的特殊驗證場景。

通過本階段的研究和策劃，總體儀控試驗的初始程序范圍如圖1所示。

2.2 排除驗證工況

在通過第一階段的研究策劃之后，已初步分析設計了所有與總體儀控試驗相關的特殊驗證工況。

然而，在這些特殊的試驗場景之中：一些驗證工作已在工廠測試期間進行了相應的測試論證；另外一些工況由于在實際調試試驗中無法模擬，因而只能在軟件平臺進行驗證；還有一些工況已經被分散安排在其它的各個單系統調試試驗中進行生效驗證……所有這些特殊的工況將在本階段中逐一分析排除。

2.2.1 工廠測試論證

對于EPR機組，在工廠測試期間，已經全面對安全級和非安全級儀控功能進行了測試驗證。因此，與此相關的測試場景不需要進一步在現場進行重復驗證。

通過該階段分析論證后，可以排除初始程序清單中的如下場景：

1）儀控非抗震設備失效驗證

2）喪失保護系統PS

2.2.2 單系統試驗驗證

對于總體儀控試驗初始清單中部分場景所涉及的內容，相關的試驗驗證工作已經分解在單系統試驗驗證程序中。因此，在總體儀控試驗程序設計中，也將進一步進行排除。比如：

1）SAR喪失試驗

2）激活嚴重事故儀控SA I&C;

2.2.3 其它聯調試驗程序覆蓋

在EPR機組中，還設計有其它幾個與總體儀控試驗相似的虛擬系統聯調試驗，比如：電源切換試驗（BAS）。這些虛擬系統聯調試驗各自驗證的范圍雖然不盡相同，但是部分驗證內容卻有交叉之處。

在電源切換試驗（BAS）最初設計中，其已經考慮了部分總體儀控試驗所分析的試驗場景。

另外，部分總體儀控試驗場景也將覆蓋另外一部分試驗場景。比如：核島單列喪失試驗場景已經覆蓋了單個機柜喪失場景的驗證測試。

因此，通過該步驟的分析，又可以進一步刪減部分總體儀控試驗場景：

1）失去兩列核島電氣列試驗工況

2）全廠失電（SBO）試驗工況

3）喪失單個DCS機柜工況

……

最終，經過本階段分析之后，總體儀控試驗測試場景變化如圖2所示。

2.3 優化程序結構

結合參考電站的經驗反饋，總體儀控試驗的試驗窗口基本都在熱停堆工況，每份試驗執行的時間均在0.5-1天左右，耗時較長。如果在總體儀控試驗策劃初期沒有綜合考慮到試驗周期的影響，那么勢必將影響到熱試的整個工期。

因此，對于前兩個階段已經初步設計確定的試驗測試場景必須進行進一步的程序結構優化，從而讓整個總體儀控試驗既能夠滿足全面驗證的要求，又可以在程序數量和時間窗口方面滿足工程進度的需要。

為了實現優化程序結構的目標，在整個策劃過程中采取了如下的措施：

1）經過研究分析發現，EPR機組的核島第一區和核島第四區、核島第二區和核島第三區在初始設計方面，已經考慮了對稱設計的原則，所以在相同的試驗工況下可以精簡一半的程序數量；

2）在總體儀控試驗階段選擇方面，目前主要選定的試驗階段為標準熱停堆工況和標準冷停堆工況（RIS-RHR）兩種工況平臺；

3）對于喪失最終熱阱LUHS（Loss of Ultime Heat Sink）和喪失冷鏈LOCC（Loss of Coolant Chain）兩種工況，由于對機組總體運行和儀控的影響與部分總體儀控試驗及SBO工況相同，所以將統一在總體儀控及BAS SBO試驗中進行驗證；

4）對于部分區域火災、通風喪失、支持系統喪失等災害或事故導致的工況，由于在調試期間無法正常模擬，所以可以通過失電的方式進行統一模擬驗證，從而達到程序結構的優化；

5）作為儀控總體測試策略完整性的補充，最終在總體儀控試驗程序中也添加補充了部分特殊試驗程序，來保證儀控試驗的完整性。

……

最終，經過識別初始事件、排除驗證工況和優化程序結構的一體化研究分析，設計策劃了適用于臺山EPR的總體儀控試驗程序體系。

上述程序結構中，目前共計包括12份試驗程序，該12份程序的設置、試驗工況的選擇和傳統CPR試驗相比有很大的不同之處。在EPR總體儀控試驗程序中，這12份試驗程序又可以按照試驗內容的不同劃分為四個不同的子項：

1）機組降級試驗，包括TP OIC 101-104，主要通過在不同的試驗平臺下，依次停運核島四個分區的供電來模擬驗證機組控制策略和儀控系統響應。此部分試驗通過失電來模擬。

2）總體儀控切換試驗：包括TP OIC 105-109，主要驗證EPR I&C;系統在整體儀控設計中的不同降級運行方式。此部分試驗分為：機組從PICS切換到SICS運行、機組從MCR切換到RSS運行及機組從SPPA-T2000控制切換到HKS運行控制等。

3）儀控系統性能試驗：此部分試驗作為EPR儀控系統完整性試驗策略的補充，包括TP OIC 112和901，主要用以驗證特定工況下的DCS響應時間測量和DCS負荷率。

4）特殊工況試驗：此部分試驗為TP OIC 902，用于驗證確認DCS對機組狀態計算的準確性。

3 結論

總體儀控試驗是當前EPR機組中復雜程度最高的幾項聯調試驗之一，在傳統二代機組中，該類型試驗設計方法一直掌握在以EDF為代表的法國公司手中。通過對臺山EPR總體儀控試驗程序結構成型過程的研究分析，一方面將掌握核心調試技能；另一方面也將進一步加強和提升中方公司在總體儀控系統試驗策劃方面的能力，為后續其它技術路線核電站總體儀控試驗策劃提供參考。

【參考文獻】

[1]臺山核電廠1、2號機組最終安全分析報告[內部資料].

[2]臺山核電廠運行技術規范[內部資料].