高溫氣冷堆核電站保護系統定期試驗方案設計

北京廣利核系統工程有限公司 路德才，張 斌，梁中起，左 新，謝逸欽

高溫氣冷堆核電站保護系統定期試驗方案設計

北京廣利核系統工程有限公司 路德才，張 斌，梁中起，左 新，謝逸欽

華能山東石島灣高溫氣冷堆核電站示范工程（HTR-PM），是世界上第一座具有第四代核能系統安全特征的高溫氣冷堆商用示范核電站。結合高溫氣冷堆的特點，清華大學核能與新能源技術研究院和北京廣利核系統工程有限公司共同開發了HTR-PM專用的數字化保護系統，該保護系統是基于和睦系統（FirmSys）產品實現的。按照標準法規要求，需對反應堆保護系統進行定期試驗，該定期試驗方案采用集成化較高的定期試驗裝置實現，可在保證保護系統安全的情況下，完成對保護系統全覆蓋的T1（不含交叉檢驗）、T2、T3試驗。本文針對HTR-PM專用的數字化保護系統，提出了一套完整的定期試驗解決方案，該方案滿足法規標準的要求，與壓水堆項目相比，簡化了保護系統的設計，優化了試驗人員的操作過程。對其他堆型的定期試驗方案設計有借鑒意義。

和睦系統；高溫氣冷堆核電站；定期試驗

1 引言

華能山東石島灣高溫氣冷堆核電站示范工程（HTR-PM），是世界上第一座具有第四代核能系統安全特征的高溫氣冷堆商用示范核電站。該核電站設計是兩套核蒸汽供應系統（NSSS）連接一臺汽輪機，形成一套核電機組。每座反應堆設置一套獨立的保護系統，兩套保護系統的功能和結構完全相同，并采用同樣的設備實現。兩套保護系統是由清華大學核能與新能源技術研究院和北京廣利核系統工程有限公司基于和睦系統（FirmSys）產品共同開發的。FirmSys是我國首個并且是目前唯一一個研制成功并通過鑒定的數字化核安全級儀控系統。為了確保保護系統能夠在異常工況下可靠的執行保護動作，應采用定期試驗的方法，驗證其有效性。本文介紹HTR-PM保護系統的定期試驗方案。

2 HTR-PM專用的數字化保護系統對定期試驗功能要求

HTR-PM專用的數字化保護系統采用四通道冗余和兩級四取二（“2／4”）表決的結構，并采用局部符合（即對同一個保護變量四個冗余監測信號進行“2／4”符合）邏輯，以降低誤動作概率并提高可維護性。保護系統的結構如圖1所示。

圖1 保護系統簡圖

保護系統對定期試驗的功能要求如下：

· 定期試驗應能在役（不停堆情況下）進行，定期試驗可通過手動完成；

· 在試驗時不會妨礙保護系統的正常功能，也不會造成誤停堆；

· 當需要對單一通道實行試驗時，應將其置于旁通狀態；

· 定期試驗的范圍包括從敏感元件到安全驅動裝置執行安全功能的所有部分，試驗分段進行，各段試驗間應相互銜接并有覆蓋；

· 保護系統設備應設置適當的信號接口和操作手段，滿足各種功能試驗和維護要求。

3 定期試驗方案設計

針對上述要求，本設計采用分段交迭試驗的方法，共分為三段，分別為T1試驗、T2試驗和T3試驗，每段試驗之間具有重疊，可以保證試驗的完整性。

T1試驗對傳感器間信號進行交叉檢驗并檢驗通道定值比較功能的正確性；T2試驗用于驗證邏輯符合功能的正確性；T3試驗用于驗證保護系統的驅動信號是否正常。

為描述清楚分段設計及交迭范圍，對圖1進行了細化，示意圖如圖2所示。

圖2 保護系統的分段試驗方案

為了實現上述方案，北京廣利核系統工程有限公司定制開發了定期試驗裝置，用于完成保護系統的T1（不包含交叉檢驗）、T2、T3試驗。

3.1 定期試驗裝置

定期試驗裝置是完成HTR-PM專用的數字化保護系統定期試驗的專有裝置，該裝置可完成保護系統的T1（不包含交叉檢驗）、T2、T3試驗。為了保證定期試驗裝置本身的可靠性，該裝置具有自身的定期校驗、校準功能。

在反應堆停堆和運行過程中，試驗裝置均可對反應堆保護系統進行定期試驗，且不會對保護系統造成干擾。

在試驗過程中，遇到關鍵的測試步驟，定期試驗裝置給出提示，待操作人員確認后才能進行下一步操作；所有試驗項目，可以分項獨立完成，也可以統一連續完成；試驗啟動后，試驗信號注入與結果顯示過程自動完成，并自動保存試驗結果；操作人員可根據現場情況，即時中斷試驗。

3.2 接口描述

定期試驗裝置與HTR-PM專用的數字化保護系統的接口有物理接口和網絡接口兩種，本文中物理接口的定義為：定期試驗裝置與保護系統間的數據交互是通過預制電纜/半預制電纜/硬接線等方式實現；通訊接口定義為：定期試驗裝置與保護系統間的數據交互是通過通訊的方式實現。

（1）物理接口

保護系統具有專用的定期試驗接口板卡，該板卡與定期試驗裝置通過航空插頭進行連接。

（2）通訊接口

本系統具有專用的網絡通訊切換板卡，該板卡有專用的定期試驗接口，通過LEMO14芯連接器實現定期試驗裝置與保護系統的連接。

3.3 T1試驗

3.3.1 交叉檢驗

交叉檢驗是通過定期對各通道安全顯示顯示的信息進行比較、記錄、分析，以檢驗敏感元件、信號隔離分配的設備有無故障以及輸入信號有無漂移等。交叉檢驗通過手動比對的方式實現，不通過定期試驗裝置。具體原理如圖3所示。

圖3 交叉檢驗

3.3.2 定值比較

該試驗將檢驗通道定值比較功能的正確性和驗證其功能是否符合要求。試驗原理如圖4所示。

圖4 測試信號輸入方式及定值比較試驗方法示意圖

進行本試驗時，需要旁通。保護系統的旁通方案通過FirmSys系統的旁通板卡實現，該板卡為純硬件設計，相比軟件而言，可靠性更高。本試驗通過定期試驗裝置輸出切換控制信號，將現場信號切換成測試信號，通過物理接口注入到保護系統；通過通訊接口將試驗結果回讀到定期試驗裝置。此操作過程，僅需通過相應接口將定期試驗裝置與保護系統可靠連接后，即可進行試驗。試驗啟動后，試驗信號注入與結果顯示過程自動完成，并自動保存試驗結果。

3.4 T2試驗

T2試驗將檢驗邏輯符合功能的正確性，試驗原理如圖5所示。

圖5 T2試驗方法示意圖

進行本試驗時，需要旁通。在試驗過程中，定期試驗裝置調節各測試信號值的大小及符合邏輯的不同組合，使保護系統輸出不同的結果，并與預期結果相比較，以判斷邏輯符合功能的正確性。

3.5 T3試驗

3.5.1 停堆斷路器試驗

停堆斷路器試驗，與T2試驗的區別在于，T2試驗的輸出結果，保護系統不輸出到現場。而本試驗中，通過定期試驗裝置發出控制信號，保護系統輸出觸發信號至停堆斷路器，定期試驗裝置通過回讀停堆短路器狀態，驗證停堆斷路器是否正常脫扣動作。試驗結束后，需要通過其他通訊方式聯系現場，對停堆斷路器進行復位。

3.5.2 緊急停堆聯鎖試驗與專設動作試驗

本試驗用于驗證保護系統的驅動信號是否正常，主要包括緊急停堆聯鎖信號與專設安全設施驅動信號。試驗原理如圖6所示。

圖6 T3試驗方法示意圖

進行本試驗時，需要旁通。在試驗過程中，定期試驗裝置調節測試信號的不同邏輯組合，使保護系統輸出緊急停堆聯鎖動作觸發信號和專設安全設施驅動裝置觸發信號，同時定期試驗裝置采集觸發信號的觸點狀態，以判斷各輸出觸點狀態的正確性；因保護系統中緊急停堆聯鎖動作觸發信號和專設安全設施驅動裝置觸發信號具有保持功能，試驗結束后，需要定期試驗裝置輸出復位信號將保護系統復位。

4 設計特點

（1）定期試驗裝置的高度集成

僅通過HTR-PM專用的定期試驗裝置，即可完成保護系統的T1（不包含交叉檢驗）、T2、T3試驗，不需要在不同的試驗階段采用不同的測試裝置。

（2）定期試驗裝置的易用性

定期試驗裝置完成T1（不包含交叉檢驗）、T2、T3試驗過程中，均不需要人工注入信號與回讀數據，可自動實現；同時，該裝置可自動生成測試結果，并在裝置界面中顯示每一條用例的執行結果。

本方案可以減少人為干預，大大提高效率，降低人因失誤的概率。

（3）旁通裝置的高可靠性

本方案中旁通信號采用純硬件實現，不會妨礙保護系統的正常功能，也不會造成誤停堆，相比軟件而言，可靠性更高，有效避免定期試驗期間因軟件共因失效而造成誤停堆。

（4）定期試驗裝置的高可靠性

定期試驗裝置具有自身的定期校驗、校準功能。只有裝置自檢通過才可進行試驗操作。

5 設計驗證

本方案已經通過專家評審會的評審，并且在高溫氣冷堆核電站安全級控制保護系統設備訂貨合同項目FT測試中針對本方案進行了驗證，驗證范圍包括：T1（不包含交叉檢驗）、T2、T3試驗，涵蓋所有需要試驗的功能，上述試驗均已通過驗證。

6 結論

本文介紹的HTR-PM專用的數字化保護系統定期試驗方案，滿足標準法規要求，也滿足設計院規格書的要求，并通過專家會評審和測試驗證，是一套合理的切實可行的定期試驗方案。

本方案采用分段試驗的試驗策略，每段試驗之間有重疊，分為T1、T2和T3試驗，從而對保護系統進行充分的測試以確保其安全性。

本方案采用定期試驗裝置完成定期試驗，大大提高了試驗人員的效率，同時降低了人因帶來的風險，更利于業主進行定期試驗。

定期試驗是HTR-PM專用的數字化保護系統的重要組成部分，為確保保護系統的正常有效運行發揮重要作用。

[1] IEEE 338-2006. IEEE standard Criteria for Periodic Surveillance Testing of Nuclear Power Generating Station Safety Systems[S].

[2] IEC 60671-2007. Nuclear power plants – Instrumentation and control systems important to safety –Surveillance testing[S].

[3] GB/T 5204-2008. 核電廠安全系統定期試驗與監測[S].

High Temperature Gas Cooled Reactor Nuclear Power Plant Protection System Periodic Test Project Design

The demonstration project of Huaneng Shandong Shidao bay high temperature gas-cooled reactor nuclear power plant (HTR - PM), is the world's first fourth-generation nuclear power system safety characteristics of hightemperature gas-cooled reactor of commercial demonstration nuclear power plant. Combining with the characteristics of high temperature gas-cooled reactor, the Institute of Nuclear and New Energy Technology, Tsinghua University and China Technology CO.LTD jointly developed the HTR-PM special digital protection system, which is based on FirmSys products. According to the requirement of standard and regulations, the reactor protection system should be periodically tested. The periodic test scheme should be realized by the high-integrated periodic test device, which can complete the T1 (without cross examination), T2 and T3 test with full coverage of the protection system in the case of ensuring the safety of the protection system. This articleproposes a set of complete periodic test solution for the HTR-PM special digital protection system, whichmeets the requirements of the regulations and standards.Compared with pressurized water reactor project, it simplifies the design of the protection system, and optimizes the operation of the tester. It can provide the reference for other types of periodic test scheme.

FirmSys; High-temperature gas-cooled reactor nuclear power plant; Periodic test

路德才（1976-），男，山東人，工程師，碩士研究生，現就職于北京廣利核系統工程有限公司，主要從事公司技術部定制應用開發項目技術管理、技術研究和項目管理方面的工作。