大型鈉冷快堆1E級DCS的緊急停堆系統可靠性計算分析與評價

張 強，李磊實，黃 婧，尹寶娟

大型鈉冷快堆1E級DCS的緊急停堆系統可靠性計算分析與評價

張 強，李磊實，黃 婧，尹寶娟

（國防科工局核技術支持中心，北京 100080）

國產1E級分布式控制系統（DCS）首次應用于大型鈉冷快堆，其可靠性對反應堆的安全至關重要。針對大型鈉冷快堆，采用獨立于設計方馬爾可夫分析法的故障樹分析方法，選擇保護系統中緊急停堆系統的拒動概率進行審評復核計算，建立故障樹可靠性計算分析模型進行計算，并與設計方提供的可靠性計算結果比較分析。結果表明，1E級DCS保護系統中緊急停堆系統的拒動概率計算結果與設計方計算結果相對偏差在8%以內，兩種方法的計算結果符合技術規格書要求，表明設計方計算結果是可接受的，為大型鈉冷快堆1E級DCS的核安全審評提供了技術支持。

DCS，可靠性，故障樹，審評復核

隨著關鍵核電設備國產化進程的持續推進，擬建和在建核電廠的安全重要儀表和控制系統普遍采用新研發的國產1E級分布式控制系統（DCS）[1]。國內具有自主知識產權的1E級DCS國產化也不斷取得突破，如中國核動力研究設計院“龍鱗系統”將應用于大型鈉冷快堆核電機組。在1E級DCS設計許可核安全審評中，可靠性是1E級DCS的一項重要技術指標，直接影響反應堆的安全性和運行經濟性，也是核安全審評中關注的重點。

開展獨立審評復核計算，是我國核安全監管技術審評單位在核安全審評中正在逐步使用的一項重要技術手段，可有效提高核安全審評的獨立性、科學性和有效性[2]。相關核安全法規和標準對1E級DCS可靠性均有相應的安全要求，對1E級DCS可靠性開展獨立審評復核計算，能夠對1E級DCS設計方可靠性計算的可信性和有效性進行獨立評價，為核安全審評奠定良好的技術基礎。

1 核安全審評要求

我國相關核安全法規和標準對1E級DCS的可靠性核安全審評提出了明確的要求?！吨腥A人民共和國核安全法》第10條規定：應當持續開發先進、可靠的核安全技術，充分利用先進的科學技術成果，提高核安全水平[3]?！逗藙恿S設計安全規定》（HAF102—2016）規定，核電廠設計必須適當考慮安全重要物項發生共因故障的可能性，以確定應該如何應用多樣性、多重性和獨立性原則來實現所需的可靠性[4,5]。

為細化核安全法規對1E級DCS可靠性的總體要求，相關標準對可靠性給出了具體技術要求。例如，《核反應堆保護系統安全準則》（GB/T 4083—2005）規定，核電廠緊急停堆系統的可靠性要求為：每個變量的系統安全故障率（誤停堆）≤1次/年；每個變量在要求保護動作時，系統因隨機故障而不動作的概率≤10-5[6-8]。根據設計方提供的大型鈉冷快堆DCS技術規格書的規定，大型鈉冷快堆1E級DCS保護系統中緊急停堆系統可靠性要求為：每個變量在要求保護動作時，系統因隨機故障而不動作的概率≤10-7。

2 獨立審評復核

緊急停堆系統作為1E級DCS中保護系統的重要組成部分，其可靠性直接關系到反應堆的運行安全，也是核安全審評中關注的重點。本文以大型鈉冷快堆1E級DCS為例，選擇保護系統中典型系統緊急停堆系統的拒動概率進行獨立審評復核計算分析與評價，采用故障樹分析方法進行可靠性建模，該計算方法有別于設計方采用的馬爾科夫計算分析方法。

2.1　1E級DCS總體結構

大型鈉冷快堆1E級DCS的典型系統為保護系統，其功能主要由保護組處理機柜（RPC）完成的緊急停堆功能、由RPC和專設系列處理機柜（ESFAC）共同完成的專設安全設施驅動功能構成。圖1為設計方提供的大型鈉冷快堆1E級DCS保護系統（緊急停堆系統和專設安全設施觸發系統）總體架構。

2.2　緊急停堆系統

為了提高緊急停堆系統可靠性，大型鈉冷快堆1E級DCS緊急停堆系統設計4個保護組（ⅠP、ⅡP、ⅢP、ⅣP），每個保護組均由2個互為冗余的保護子組構成[9]。其中，保護組ⅠP分為保護子組RPC-A和RPC-a、保護組ⅡP分為保護子組RPC-B和RPC-b、保護組IIIP分為保護子組RPC-C和RPC-c、保護組IVP分為保護子組RPC-D和RPC-d，如圖2所示。緊急停堆系統相關的信號采集及邏輯處理在四個保護組內實現，每個保護子組均采用2個主從熱備冗余中央處理器（CPU），即設置了主CPU和熱備用CPU。

圖1 大型鈉冷快堆1E級DCS系統總體結構圖

圖2　大型鈉冷快堆1E級DCS緊急停堆系統

保護系統所需的現場一次儀表傳感器信號，首先經過程儀表處理系統（PIPS）中的信號采集、隔離和分配等模塊處理后，再送至相應的保護組處理模塊（RPC）[10]。每個保護子組均對所在保護子組產生和接收的觸發信號進行4取2（2oo4）邏輯表決；若表決通過，則該保護子組將產生保護子組緊急停堆信號。該保護子組緊急停堆信號產生后，將被送往停堆斷路器（RTB），停堆斷路器對所接收的保護子組緊急停堆信號進行2oo4邏輯表決；若表決通過，則將斷開電路。

2.3　1E級DCS緊急停堆系統可靠性模型

2.3.1四通道冗余結構拒動失效故障樹模型

大型鈉冷快堆1E級DCS緊急停堆系統建立故障樹可靠性計算分析模型主要考慮PIPS和RPC部分。針對1E級DCS緊急停堆系統四個保護組2oo4架構，當3個或3個以上PIPS或者RPC發生拒動時，將會導致緊急停堆系統發生拒動。當PIPS或者RPC發生共因失效時，也將直接導致緊急停堆系統發生失效。構建的拒動故障樹模型如圖3所示。

圖3　四通道冗余結構拒動故障樹

2.3.2緊急停堆系統拒動失效故障樹模型

大型鈉冷快堆1E級DCS緊急停堆系統拒動失效作為頂事件，根據圖2緊急停堆系統整體架構和圖3四通道冗余結構拒動故障樹，建立了如圖4所示的大型鈉冷快堆1E級DCS緊急停堆系統拒動失效故障樹模型。

2.3.3轉化計算模型

將圖4故障樹模型轉化為如式（1）所示的計算關系。

其中，變量（）——t時刻時的緊急停堆系統拒動概率；

PIPS（）——PIPS拒動概率；

PIPS-NC（）——PIPS非共因拒動概率；

PIPS-C（）——PIPS共因拒動概率；

RPC（）——保護組拒動概率；

RPC-NC（）和RPC-C（）——保護組非共因拒動概率和保護組共因拒動概率。

根據圖4故障樹邏輯結構可得：

（3）

根據參考文獻[11，12]，（）可表示為式（6），式中的D表示拒動率。

將公式（2）、公式（3）、公式（4）、公式（5）和公式（6）分別代入公式（1）中可得計算關系公式（7）。

其中，DDNCPU表示CPU危險可檢測非共因失效率；DUNCPU表示CPU危險不可檢測非共因失效率；DDNI表示I卡危險可檢測非共因失效率；DUNI表示I卡危險不可檢測非共因失效率；DDNO表示O卡危險可檢測非共因失效率；DUNO表示O卡危險不可檢測非共因失效率；DDNPIPS表示PIPS危險可檢測非共因失效率；DUNPIPS表示PIPS危險不可檢測非共因失效率；DDC表示RPC危險可檢測共因失效率；DUC表示RPC危險不可檢測共因失效率；DDCPIPS表示PIPS危險可檢測共因失效率；DUCPIPS表示PIPS危險不可檢測共因失效率；MTTR表示維修時間。

采用平均需求時失效概率avg表示大型鈉冷快堆緊急停堆系統拒動概率，如公式（8）所示。其中，表示緊急停堆系統的定期試驗周期。

2.3.4計算分析

（1）基本輸入參數

選取3種典型變量，即模擬量調理信號PIPSA21、開關量調理信號PIPSD和熱電偶調理信號PIPSTC。可靠性基本輸入參數由設計方提供，表1為緊急停堆系統中關鍵模塊及其失效率。根據大型鈉冷快堆相關技術規定，1E級DCS緊急停堆系統平均修復時間=4 h，可檢測共因失效因子D=0.3%，不可檢測共因失效因子=0.6%，=3個月。

表1　相關模塊失效率

續表

（2）分析結果

將（1）中假設數據代入式（7）和式（8）中，可以得出當=3個月時，以模擬量調理信號PIPSA21對應的PIPS模塊為例，對應緊急停堆系統拒動概率為：

avg_PIPSA21=1.55×10-9

同理，可得其余典型模塊的計算結果如下：

avg_PIPSD=1.27×10-9

avg_PIPSTC=1.71×10-9

分析結果表明，緊急停堆系統拒動概率為10-9量級，低于技術規格書規定的大型鈉冷快堆1E級DCS保護系統中緊急停堆系統拒動概率10-7的設計目標。

2.4　分析與討論

根據第2.3.4章緊急停堆系統拒動概率安全審評復核的計算結果，與設計方對比如表2所示。結果表明，大型鈉冷快堆1E級DCS緊急停堆系統拒動概率審評復核計算結果與設計方的計算結果都在同一個數量級，相對偏差在8%以內，屬于可接受的范圍，兩種計算方法的計算結果均符合DCS技術規格書規定。

表2　安全審評復核結果比較分析

對于設計方與審評復核計算結果存在些許偏差的原因進行了初步分析，主要由兩種計算方法的差異所致。審評復核計算采用的是故障樹分析方法，故障樹是一種自上而下的邏輯演繹模型，屬于靜態分析方法，未考慮故障后的修復過程；設計方采用的是馬爾可夫分析法，馬爾可夫是邏輯狀態轉移模型，屬于動態分析方法，考慮了故障后的維修和狀態動態轉移等因素。上述兩種分析方法均是反應堆保護系統可靠性分析中常用的分析方法，已在核電廠行業內多個核電機組中得到了廣泛應用。因此，通過故障樹方法的獨立審評復核計算并與設計方提供的計算值進行比較，也說明了設計方可靠性有關計算是有效的和可信的。

3 結論

針對大型鈉冷快堆，利用故障樹分析方法對1E級DCS中保護系統緊急停堆系統拒動概率進行了獨立審評復核計算，并將審評復核計算與設計方的計算值進行了對比，結果表明：緊急停堆系統拒動概率審評復核計算結果與設計方的計算值相對偏差在8%以內，該偏差在可接受的范圍內，滿足DCS技術規格書規定，也說明設計方的有關計算是有效和可信的。本文介紹的大型鈉冷快堆1E級DCS緊急停堆系統可靠性獨立審評復核計算分析，對于大型鈉冷快堆緊急停堆系統可靠性核安全審評和設計方開展相關設計工作有重要參考價值。

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［12］威廉·戈布爾．控制系統的安全評估與可靠性［M］. 白焰，董玲，楊國田，譯．北京：中國電力出版社，2008：193-207.

The Reliability Calculation Analysis and Evaluation of the Safety DCS Emergency Shutdown System of the Large-scale Sodium Cooled Fast Reactor

ZHANG Qiang，LI Leishi，HUANG Jing，YIN Baojuan

（Nuclear Technology Support Center，State Administration of Science，Technology and Industry for National Defense，Beijing 100080，China）

The domestically-made safety distributed control system (DCS) was first applied to the large-scale sodium cooled fast reactor, and its reliability is very important to the safety of reactor. For large-scale sodium cooled fast reactors, a fault tree analysis method independent of the designer’s Markov analysis method is used to select the rejection probability of the emergency shutdown system in the protection system for review and review calculations, and establish a fault tree reliability calculation analysis model, example calculation and analysis, and comparison with the reliability calculation results provided by the designer. The results show that the relative deviation between the rejection probability calculation results of the emergency shutdown system in the safety-level DCS protection system and the designer’s calculation is within 8%. The calculation results of the two methods meet the requirements of the technical specifications, indicate that the designer’s calculation is effective and credible, it provides technical support for the nuclear safety review of the safety-level DCS of the large-scale sodium cooled fast reactor.

Distributed control system (DCS); Reliability; Fault tree analysis; Verification calculation

TP31

A

0258-0918（2021）06-1268-07

2020-11-01

張 強（1986—），安徽淮南市人，高級工程師，現主要從事核安全審評機關研究