壓水堆核電廠儀控系統的定期試驗設計

馬潔光　杜文艷

摘要：隨著我國對清潔能源不斷擴大的需求，促使國內核電快速發展， DCS控制系統作為一項成熟的工業控制技術，廣泛應用于國內各個核電站的建設與運行之中。但是由于核電廠反應堆保護的特殊性，為了確保整個保護系統的高度可靠性，即使是在反應堆運行過程中，也要求能用試驗的方法來確認保護系統所設計的功能完整性。本文將結合相關國標的要求，介紹壓水堆核電廠保護系統定期試驗的設計。

關鍵詞：核電;壓水堆;定期試驗;儀控系統

中圖分類號：TK323 ? 文獻標識碼：A

文章編號：1009-3044（2019）14-0228-03

Abstract： With the expanding demand for clean energy in China and the rapid development of nuclear power in China， DCS control system， as a mature industrial control technology， is widely used in the construction and operation of various nuclear power plants in China. However， due to the particularity of reactor protection in nuclear power plant， in order to ensure the high reliability of the whole protection system， even in the process of reactor operation， it is necessary to confirm the functional integrity of the protection system designed by the test method. This paper will introduce the design of periodic test for protection system of PWR nuclear power plant according to the requirements of relevant national standards.

Key words： Nuclear power plant; Pressurized Water Reactor; Periodic Test; DCS;

1定期試驗相關要求

在反應堆正常運行期間，反應堆保護系統是處于實時工作狀態的，只要反應堆的各項參數在設計范圍之內，保護系統真正動作的概率是非常低的，再加上保護系統的冗余設計和多重保護設計，使得系統內部存在的隱性故障（非安全故障）不容易被發現。為了確保整個保護系統的高度可靠性，即使是在反應堆運行過程中，也要求能用試驗的方法來確認保護系統所設計的功能完整性。T1，T2，T3定期試驗的目的也就是檢測保護通道動作參數是否合理、邏輯功能以及輸出通道是否正常，確保整個保護系統的安全功能不出現誤動和拒動的現象。

在國標GB 5204-94（核電廠安全系統定期試驗與監測）總則中規定：“安全系統必須設計成在電廠運行期間以及電廠停運期間是可試驗的。這種可試驗性必須允許單獨試驗一個冗余通道和負載組，同時保持系統對真實信號的響應能力或者必要時觸發被試驗通道的輸出或者按安全要求和運行限制條件旁通某個設備”。因此，T1，T2及T3試驗必須具備在反應堆功率運行和停堆換料大修等工況下進行功能測試的能力[1]。

不論是T1試驗，還是T2或T3試驗，在任何工況下進行試驗，都必須確保試驗信號不會對反應堆的安全運行產生干擾，更不能使得保護系統誤動作，而且在反應堆工況需要時不能阻礙保護系統執行其必要的保護功能。同時，要求定期試驗持續時間短，操作方式簡單可靠，試驗的各種功能信號測試完全，最大限度地降低定期試驗所帶來的風險，為核電廠的安全穩定運行提供保障。

2定期試驗的設計

2.1T1定期試驗介紹

T1試驗的內容：

T1試驗是反應堆保護系統儀表通道模擬信號處理部分的定期試驗，是測量通道的實驗。

T1試驗的目的：

T1實驗就是檢測保護系統模擬信號處理卡件的信號轉換、運算、報警參數的設置等等是否正常，同時對單通道的保護信號進行邏輯判斷、報警指示等功能的測試，以便及時發現保護系統儀表通道中所存在的隱性故障，提高整個反應堆保護系統的安全可靠性。

2.2 T2定期試驗介紹

T2試驗的內容：

T2試驗是反應堆保護系統邏輯信號處理部分的定期試驗，其試驗內容包括各類邏輯組合以及相關的信號傳輸的功能測試。

T2試驗的目的：

T2試驗的目的是檢查保護系統邏輯處理功能是否正常以及信號報警指示功能是否正常，及時發現邏輯處理和信號處理所存在的故障。

2.3 T3定期試驗介紹

T3試驗的內容：

T3試驗是反應堆保護系統輸出信號處理部分（即安全驅動器）的定期試驗，按照功能可分為①停堆系統T3定期試驗、專設安全系統T3定期試驗、③多樣化保護系統T3定期試驗。

T3試驗的目的：

T3試驗的主要目的是檢查反應堆保護系統的輸出是否正常以及部分執行機構能否正常動作，及時發現反應堆保護系統潛在的拒動風險。

T1，T2，T3三個定期試驗，它們的試驗周期有些不同，根據秦山二期核電廠的設計經驗，T1試驗和T3試驗為兩個月執行一次，而T2試驗為半年執行一次。定期試驗周期的確定主要取決于設備的可靠性程度和相似設備在電廠的運行維修經驗，并適當考慮運行中的設備可用性[2]。對于試驗周期較短的定期試驗，如T1和T3試驗，實際操作中采取每月執行一列的方法，即當月執行A列設備，則下月執行B列設備，依次類推;對于試驗周期較長的T2試驗，在功率運行情況下執行有困難的部分，例如報警指示信號的通道測試，可以在反應堆停堆換料期間進行，但對于邏輯處理部分的功能測試，必須要求在功率運行時也能進行，且不影響反應堆的安全穩定運行[3]。

2.4 T3閉鎖試驗與T3不閉鎖試驗區別

T3試驗的主要目的是用于檢驗整個數字化保護系統執行器驅動通道的完好可用性，T3試驗由閉鎖試驗和非閉鎖試驗組成，其中T3閉鎖試驗主要用于檢驗從數字化保護系統IO輸出到優選模件這一段回路，T3不閉鎖試驗用于檢驗從試驗指令發出經優選模件到執行保護功能的裝置或執行機構的完好可用性。兩個試驗在優選模件處交疊。T3不閉鎖試驗也用于檢驗一些接受安全指令連鎖的非安全級執行器[4]。

T3閉鎖試驗是在主控室安全級工作站SVDU上RPR的定期試驗畫面（DAS的定期試驗即為T3閉鎖試驗）上進行的，SVDU上發出定期試驗命令。閉鎖試驗由于不會影響電廠設備的操作，所以在電廠正常操作時，可以同時對一個或多個設備進行閉鎖試驗，即相關試驗可以在專用畫面上成組進行。

T3不閉鎖試驗是在主控室非安全級工作站KIC上的RPR定期試驗畫面上進行的，KIC上發出的試驗指令經由一層非安全級系統邏輯處理，優選模件，最終驅動現場設備動作。KIC上的每個試驗指令對應于執行同一部分安全功能的一組執行器。以此劃分，整個T3不閉鎖試驗程序可以劃分為若干個單個試驗。試驗的驗收準則為被測試設備能夠根據試驗指令正確的動作，到達指定的安全保護位置，對于一些閥門類設備，還需滿足行程時間要求。

3 T3不閉鎖試驗基本程序介紹

T3不閉鎖試驗命令從操縱員站KIC發出，試驗的輸出通過IA系統到最終執行機構，專門的T3試驗畫面用于二層OWPs快速的執行T3不閉鎖試驗，T3不閉鎖試驗是系統層的試驗，不閉鎖試驗可以在進行一個試驗信號下執行多個電廠設備的操作。這些設備按電廠功能進行邏輯分組，一個T3不閉鎖試驗不能測試整個系統，它是系統層的測試，它能測試某個系統內設備的邏輯分組。

T3不閉鎖試驗基本程序包括如下三個階段執行：

3.1試驗準備階段

1） 檢查確認電廠相關工藝系統，或相關工藝設備的狀態適于進行該試驗，包括設備狀態，工藝參數，報警等信息。若一些工藝系統或設備不在合適試驗的狀態，需要通過操縱員遠程或就地操作將其置于合適試驗的狀態（可能還需要儀控工程師在工程師站或機柜上模擬和強制信號，以解除一些閉鎖邏輯）;

2） 檢查確認所有被試驗執行器處于試驗初始狀態，對于大多數執行器，試驗準備階段需要置執行器于與安全動作方向相反的位置，但也有一些例外，如RRI，SEC泵，需要在試驗準備階段即將這些設備置于啟動狀態;

3） 置試驗相關系統于試驗狀態;

4） 檢查確認未發生保護系統安全動作;

5） 檢查確認儀控系統正常運行，無儀控故障，沒有進行保護系統的其他試驗或維護。

3.2 試驗執行階段

1） 申請試驗允許;

2） 確認獲得允許，允許指示燈亮;

3） 置試驗開關于"試驗"狀態;

4） 通過KIC畫面和BUP指示燈檢查確認是否所有被試驗執行器均達到安全保護位置;

5） 記錄并確認被試驗執行器的行程時間是否符合要求;

6） 置試驗開關于"正常"狀態;

7） 取消試驗允許;

8） 檢查確認允許指示燈已經熄滅。

3.3 試驗恢復階段

1） 確認被試驗設備恢復正常狀態;

2） 確認相關工藝設備狀態，工藝參數，報警等信息已經恢復正常，通過操縱員遠程或就地操作恢復一些相關的工藝設備到正常狀態;

3） 清除試驗相關系統的試驗狀態;

4） 清除畫面上的執行器行程時間記錄。

參考文獻：

[1] 朱攀，王銀麗.紅沿河核電廠反應堆保護系統定期試驗方案設計[J]. 四川：核動力工程，2015-02.

[2] 張建民.壓水堆核電廠全數字化控制系統[M].西安：西安交通大學，2005.

[3] 曲鳴，張玉峰.核電廠DCS設計驗證平臺[R].中國核科學技術進展報告.2011，10：193-196.

[4] 廣東核電培訓中心.900MW壓水堆核電站系統與設備[M].北京：原子能出版社，2005.

[通聯編輯：梁書]