反应堆保护系统试验系统的研究

浅谈反应堆保护系统设计摘要为了科学利用核能，保障核电站的运行安全，确保其可靠性和安全性，在进行保护控制系统设计时，应充分考虑其发生故障的可能性。

本文介绍了核电站数字化控制系统的保护系统的设计原则，并对其典型设计进行了分析研究。

关键词核能；数字化控制系统；保护系统；可靠性前言核能是一种稳定的清洁能源，使用核能发电至今已有近70年的历史。

然而，自日本福岛核事故发生以来，世界范围内核电项目受到了严重打击，中国政府立即暂停了已开工的核电项目，并对新上核电项目进行严格审批，直到近年才陆续重新开工。

如何确保核电站的运行安全，如何使用好核能这把双刃剑，已成为决定整个核电行业发展的重中之重。

随着微处理技术的发展，数字化控制系统已取代了传统模拟控制和保护系统，本文主要介绍了数字化控制系统中反应堆保护相关系统的架构与设计原则。

1 系统组成1.1 核电站的基本构成核电站是用核能生产电能的电厂，从生产角度上讲，核电站分为两大部分，一部分是通过核能放热产生蒸汽，称之为核岛；另一部分与常规电厂相同，利用蒸汽生产电能，称之为常规岛。

核岛系统由反应堆、主泵、稳压器、蒸汽发生器和相应管道组成，反应堆外壳是一个耐高压容器，主要用于将全部核放射限制在其范围之内、防止飞机撞击等事件，是放射物质与环境之间的第三道屏障。

但是，当反应堆出现异常时，如果不能及时调整或停止其核反应，堆芯温度将不断上升，进而导致核岛内压力不断升高，当压力高到容器无法承受时，最终会发生放射性物质外泄。

1.2 反应堆保护系统（1）概述反应堆保护系统的作用就是保护三大核安全屏障（即燃料包壳、一回路压力边界和安全壳）的完整性[1]。

当核电站的某些设备发生故障时，通过设置在核电站各个设备、管道的压力、温度、流量传感器参数也会发生变化，当这种参数变化达到危及三大屏障完整性的阈值时，紧急停闭反应堆，必要时启动专设安全设施，通过淋水等方式进一步降低温度，保障公众生命财产安全。

（2）系统组成核电站数字化控制系统主要由反应堆控制系统（标准DCS）和反应堆保护系统（RPS）等构成。

CENTER高通量工程试验堆保护系统设计作者：何正熙刘宏春肖鹏王明星徐建华王远兵来源：《科技视界》2018年第33期【摘要】中国工程试验堆（CENTER）是一种高性能、多用途、高安全性的高通量工程试验堆。

随着数字化技术（DCS）在核电厂的广泛应用以及提升CENTER工程仪控系统可靠性、可维护性等方面的需要，基于中国核动力研究设计院自主研发的安全级DCS“龙鳞”平台（NASPIC），CENTER工程首次在国内试验堆中采用了先进的数字化技术实现了反应堆保护系统的设计。

本文重点描述了保护系统的结构和工作原理，为其他试验堆建设提供参考。

【关键词】CENTER高通量工程试验堆；保护系统；DCS中图分类号： TL411.3 文献标识码： A 文章编号： 2095-2457（2018）33-0021-004DOI：10.19694/ki.issn2095-2457.2018.33.009【Abstract】The research reactor CENTER is a HFETR with high performance， multipurpose and high safety. Along with the widely implementation of digital technology （DCS） in nuclear power plant， and due to the requirement of enhancing I&C system reliability and maintainability etc， It is the first time for CENTER among all the domestic research reactors to adopt advanced digital technology for implementing of reactor protection system based on the “NASPIC” platform developed by NPIC. This paper mainly describes the structure and operation principle of the reactor protection system， which can be used as reference in other similar projects.【Key words】CENTER HFETR； Reactor protection system； DCS0 前言中国工程试验堆（CENTER）是根据我国核动力技术发展及工程应用需要建设的高性能、多用途、高安全性的高通量工程试验堆。

某核电厂反应堆保护系统FMEA分析发表时间：2018-08-21T11:38:36.483Z 来源：《电力设备》2018年第14期作者：张铎[导读] 摘要：反应堆保护系统是核电厂的重要安全系统。

它在限制核电厂事故发展，减轻事故后果，确保反应堆和核电厂设备和人员安全以及防止放射性物质进入周围环境等方面发挥着重要作用。

它监控重要的发电站参数，执行必要的采集，计算，固定值比较以及安全信号的逻辑处理。

当选定的电厂参数满足安全系统设定值时，它会自动触发紧急停机和/或驱动反应堆，建立安全设施，实现并保持电厂安全关闭状态。

(山东核电有限公司山东烟台 265100)摘要：反应堆保护系统是核电厂的重要安全系统。

它在限制核电厂事故发展，减轻事故后果，确保反应堆和核电厂设备和人员安全以及防止放射性物质进入周围环境等方面发挥着重要作用。

它监控重要的发电站参数，执行必要的采集，计算，固定值比较以及安全信号的逻辑处理。

当选定的电厂参数满足安全系统设定值时，它会自动触发紧急停机和/或驱动反应堆，建立安全设施，实现并保持电厂安全关闭状态。

关键词：核电厂；反应堆；保护系统引言：核电厂保护系统检测电厂的异常运行情况，并推动适当的安全功能，实现和保持电厂安全停堆状况，并确保核电厂三大屏障的完整性。

由于核电厂保护系统直接关系到核电厂的安全，因此必须严格执行“预防措施”。

工程设计中最有效和最全面的方法是使用故障模式和影响分析（FMEA）进行可靠性分析。

FMEA对各种可能的风险进行评估和分析，对各种故障的严重程度进行排序，并识别弱点，以便根据现有技术和基础来预防或减轻这些风险。

反应堆保护系统是核电站的一个重要的1E安全仪表控制系统，它产生一个驱动信号，触发安全驾驶员和安全系统支持（辅助）设施的运行，以防止反应堆的状态超过指定的安全限制或减轻超过安全限制的后果，它包括从过程变量到所有相关的电气和机械设备以及产生保护动作信号的电路的测量结果。

CPR1000机组反应堆保护系统符合逻辑可靠性探讨摘要：本文从CPR1000机组反应堆保护系统结构入手，通过对整体符合逻辑和局部符合逻辑的分析，梳理出各种类型的符合逻辑退化原理以及因此导致的可靠性问题，以期为核电站反应堆保护系统的改进和电站日常运行中保护旁通管理提供参考。

关键词：反应堆保护系统单一故障准则符合逻辑0引言反应堆保护系统是核电站重要的安全系统，其作用是当运行参数达到危及三大屏障完整性阈值时，保护系统触发反应堆紧急停堆，必要时启动专设安全设施，从而保护三大核安全屏障（即燃料包壳、一回路压力边界和安全壳）的完整性。

GB/T 13284.1（核电厂安全系统第1部分：设计准则）规定安全系统需要满足单一故障准则。

反应堆保护系统主要通过旁通功能和符合逻辑来实现单一故障准则，即故障发生时，保护系统能自动把故障设备从符合逻辑中剔除，从而保证系统整体的安全性和可靠性。

对于被剔除的设备来说叫做设备旁通，对于保护系统的“符合逻辑”来说叫做逻辑退化。

此外，为了完成设备更换、检修、检验或校准操作，保护系统需要设置人为地取消某个（或几个）设备功能的旁通按钮。

本文将详细探讨CPR1000机组反应堆保护系统符合逻辑的实现方式和存在的问题。

1、反应堆保护系统结构CPR1000机组反应堆保护系统包括三层冗余，即测量信号的参数冗余；逻辑运算单元的通道冗余和停堆断路器的执行机构冗余。

系统配置4个冗余通道(CHI- CH IV) ,每个通道包括2个子组, 每个子组采用主备冗余的CPU结构，每个通道的2个子组,分别接收不同的物理信号。

同一物理量的不同信号在不同保护通道内进行阈值计算, 并结合其他通道的计算结果经逻辑表决（四取二、三取二或二取一）产生紧急停堆信号。

同一个通道内的2个子组产生的停堆信号经硬逻辑“或”后送往停堆断路器，用来切断控制棒的电源，实现停堆。

CPR1000机组共配置8个停堆断路器，分为四组，每组的两个停堆断路器接受相同的停堆信号，来自于同一保护通道。

关于反应堆保护系统响应时间两种测试方法的优缺点分析反应堆保护系统（RPS - Reactor Protection System）是核电站重要的安全系统，主要执行1E安全级监测和保护功能，其上端连接保护仪表组（核仪表和热工仪表），接收仪表监测的物理参数，进行逻辑处理，符合逻辑组合的要求时给出保护动作触发信号，驱动下游的停堆断路器或专设安全驱动器动作，完成保护功能。

反应堆保护系统响应时间测量要验证保护通道的响应时间是否满足反应堆保护系统安全准则的要求。

概述根据福清5、6号机组《反应堆保护系统安全准则》中对反应堆保护系统T2时间的定义：保护通道的T2时间，指从传感器的输出端到停堆断路器的输入端（失压线圈失电）的时间；专设安全通道的T2时间，指的是从传感器的输出端到优先级逻辑模块（福清1-4号机组为PLM模块，福清5、6号机组为AV42模块）输出端的时间。

安全准则中关于T2的描述即安全级DCS整体的响应时间，包括PIP、RPS、PAC的响应时间等。

第一种测试方法是按照对PIP、RPS、PAC机柜分别分段测试，然后将测得三段的响应时间计算分析得出结果，根据结果来判断是否符合技术规格书及设计文件要求。

即通过分别测量PIP机柜、RPS机柜、PAC机柜各自的响应时间，然后再将各自的响应时间数据相加，得到从传感器输出端到优先级逻辑模块输出端的响应时间，具体的试验方法如下：1.PIP部分：如上图所示，通过信号发生器产生的4-20mA电流信号来模拟传感器或者是变送器输入信号，信号发生器线缆正端接至相应的电缆正端，负端接至PIP机柜相应负端，分别将PIP模块输入端和SNV1的输出端接至快速响应记录仪，从而获取两者的响应时间。

2.RPS部分：如上图所示，为RPS部分响应时间测试原理图，通过模拟装置模拟信号至PAC-EHL机柜侧或RPS机柜侧，信号输入端和RPS机柜输出端信号分别接至快速响应记录仪，两者的时间差即为对应的响应时间。

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沸腾危机： 沸腾危机：由于沸腾机理的变化引起传热 系数陡降， 系数陡降，导致传热壁面温度骤然升高的 现象称为沸腾危机。 现象称为沸腾危机。发生拂腾危机时的热 流密度称为临界热流密度。 流密度称为临界热流密度。 偏离泡核沸腾（DNB） 偏离泡核沸腾（DNB） ：泡核沸腾在热流 密度足够大时突然转变成膜态沸腾， 密度足够大时突然转变成膜态沸腾，它发 生在含汽率很低或者欠热的液体中。 生在含汽率很低或者欠热的液体中。膜态 沸腾的传热系数很低， 沸腾的传热系数很低，使壁面温度升高而 烧毁。 烧毁。
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（3）“非”门 ） 个输入信号。输出信号的电平与输入相反。 有1个输入信号。输出信号的电平与输入相反。 （4）符合门 ） 个以上的输入信号。对于左边的标识， 有2个以上的输入信号。对于左边的标识，当 输入信号中为1 输入信号中为1的数目大于等于框中所标数 值时输出为1 对于右边标识， 值时输出为1。对于右边标识，分母代表输 入信号的数量，分子代表使输出为1 入信号的数量，分子代表使输出为1的最少 输入信号为1的数目。 输入信号为1的数） 保护系统的设计必须能够满足可靠性和安全 性两方面的要求。 性两方面的要求。增加可靠性的一个重要方 符合逻辑， 法是采用符合逻辑 法是采用符合逻辑，它要求在采取保护动作 之前必须有两个或两个以上的冗余信号相符 采用符合逻辑也便于进行在线测试， 合。采用符合逻辑也便于进行在线测试，因 为在此情况下， 为在此情况下，通道或装置可断开进行测试 而无需用跨接线进行短接， 而无需用跨接线进行短接，以防止触发保护 动作。 动作。
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三、紧急停堆保护综述
1、∆T保护 、 保护 ΔT保护是采用限制反应堆进 保护是采用限制反应堆进、 ΔT保护是采用限制反应堆进、出口温差的方法来 保护燃料包壳的一种紧急停堆保护。 保护燃料包壳的一种紧急停堆保护。 燃料包壳损坏的原因主要是超温烧毁， 燃料包壳损坏的原因主要是超温烧毁，而超温烧 毁的原因主要有两个： 毁的原因主要有两个： （1）燃料芯块局部功率过高而使其局部熔化。 ）燃料芯块局部功率过高而使其局部熔化。 （2）包壳表面产生沸腾危机，即偏离泡核沸腾， ）包壳表面产生沸腾危机，即偏离泡核沸腾， 致使局部因传热不良而烧毁。 致使局部因传热不良而烧毁。

–图6.2-14
停堆保护信号
• （12）反应堆冷却剂低流量事故保护停堆
–保护堆芯在失去一台或二台反应堆冷却剂泵流量 的事件下不发生DNB –意一个环路的低流量信号低到额定满流量的90%以 上时都会产生事故保护停堆 –图6.2-9
停堆保护信号
• （13）反应堆冷却泵断路器脱扣事故保 护停堆
–每个反应堆冷却剂泵都能产生一种使断路 器断开的信号。 –当功率高于P—7整定值时，凭借任一个断 路器断开信号就能产生事故保护停堆 –当功率低于P-7整定值时，凭借两个断路器 断开的信号就能产生事故保护停堆
保护系统设计准则
• 独立的ATWS系统 、单一故障、故障安 全 、冗余性 、独立性 、多样性 、四取 二表决逻辑 、可试验性和可维修性 、 四个独立的系统通道电源
保护系统设计准则
• 单一故障准则
– 在一个通道出现单一故障时，不会妨碍所 要求的保护作用
• 设备鉴定
– 通过广泛的环境合格试验、性能试验等， 保证了设备在事故（失水事故）环境下能 够继续工作
5.
安全壳消氢系统
– 5.1 系统功能 – 5.2 系统流程简图与描述
•
6.
缓解系统
– 6.1 未能紧急停堆的预期瞬态（ATWS）缓解系统 – 6.2 全厂失电(SBO)缓解系统
•
7.
事故后监测系统
概述
• 当核电厂出现异常工况时，反应堆保护 系统自动触发产生紧急停堆动作 • 当核电厂万一发生设计基准事故，同时 自动触发专设安全设施动作 • 反应堆保护系统的功用，通过停堆和汽 轮机停机来限制一般事故的后果
停堆保护信号
• （1）手动事故保护停堆
– 手动触发装置与自动事故保护停堆电路无 关, 触发控制室内的两个手动事故保护停堆 装置的任何一个，都会引起事故保护停堆 和汽轮机事故保护停机。

曾 日 佴 海
（ 国 核 自仪 系统 工 程 有 限 公 司 ， 上海 ２ ０ ０ ２ ３ ３ ）
摘要 ： 为 确 保 核 电厂 反 应 堆 保 护 系统 满 足 核 安 全 要 求 和 用 户 需 要 ， 对 基 于 Ｎｕ Ｐ Ａ Ｃ 平 台 的反 应 堆 保 护 系 统 的关 键 特 性 进 行 了分 析 。 归 纳 出 基 于 Ｎｕ Ｐ ＡＣ平 台 的反 应 堆 保 护 系 统 的 １ ４个 关 键 特 性 ， 这 些 关 键 特 性 不 仅 覆 盖 了法 规 和 标 准 的重 要 的 安 全 要 求 ， 如单一 故障准 则、 独 立性 、 完整性 、 质量 、 多样 性 、 可 靠性 、 安保性 、 可操 作 性 、 可维护性及系统性能等 ， 而 且 覆 盖 了 重要 的用 户需 求 ， 如可兼容性 、 设计裕量 、 可 持 续
第４ ８ 卷 第３ 期
２ ０ １ ４ 年３ 月
原
子
能
科
学
技
术
Ｖｏ １ ． ４８， ＮＯ． ３
Ｍ ａ ｒ ．２ Ｏ１ ４
Ａｔ ｏ ｍｉ ｃ Ｅｎｅ ｒ ｇ ｙ Ｓｃ ｉ ｅ ｎｃ ｅ ａ ｎｄ Ｔｅ ｃ ｈ ｎｏ ｌ ｏ ｇ ｙ
基 于 Ｎｕ Ｐ ＡＣ 的 核 电 厂 反 应 堆保 护 系统 关 键 特 性 分 析
ＺＥＮ Ｇ Ｈａ ｉ
（ Ｓ ｔ ａ ｔ ｅ Ｎｕ ｃ ｌ ｅ ａ ｒ Ｐｏ ｗｅ ｒ Ａｕ ｔ ｏ ｍａ ｔ ｉ ｏ ｎ Ｓｙ ｓ ｔ ｅ ｍ Ｅｎ ｇ ｉ ｎ ｅ ｅ ｒ ｉ ｎ ｇ Ｃｏ ｍｐ ａ ｎ ｙ，Ｓ ｈ ａ ｎ ｇ ｈ ａ ｉ ２ ０ ０ ２ ３ ３，Ｃｈ ｉ ｎ ａ ）
性、 灵 活 性 和 经 济 性 等 。分 析得 到 的关 键 特性 为下 一 步 反 应 堆 保 护 系 统 的需 求 分 析 提 供 了 良好 的 基 础

中国实验快堆反应堆容器超压保护系统前言快堆是快中子增殖堆的简称。

快中子反应堆研究起步很早，1946年美国第一座快中子反应堆Clementine达到临界，1951年12月美国又建成了世界第一座生产电力的核电站EBR—1，它验证了快中子反应堆增殖的概念，让人们看到了了核能能够作为长期、可靠的新能源的美好前景。

1963年和1980年美国又分别建成了功率较大的EBR—2和FFTF快中子试验反应堆。

法国的凤凰（PHENIX）原型堆和超凤凰（SUPERPHENIX）示范堆分别于1973年1983年达到了临界，俄罗斯的BN—600原型快中子反应堆于1980年达到了临界，英国和日本也先后建成了原型快中子反应堆PFR和MONJU。

现在世界已经建成的或计划的约40座快中子反应堆，目前正向着商用快中子反应堆迈进。

中国实验快堆是我国第一座快堆，其热功率为65MW，电功率20MW采用钠-钠-水三回路设计，一回路为一体化池式结构；堆芯入口温度360℃，出口温度530℃，蒸汽温度480℃，压力14MPa；事故余热排出系统采用直接冷却主容器内钠的非能动系统；中国实验快堆于1992年3月获国务院批准立项，2000年5月开工建设。

2011年7月21日10点成功实现并网发电。

中国实验快堆（CEFR）是快中子增殖堆的简称，是第4代核能系统的优选堆型，快堆可将天然铀资源的利用率从压水堆的1%提高到60-70%，可充分有效利用我国铀资源，对我国核电持续稳定发展具有重大战略意义。

快堆还可以嬗变压水堆产生的长寿命废弃物，使得核能对环境更加友好。

我国第一个由快中子引起核裂变反应的中国实验快堆，21日10时成功实现并网发电。

标志着国家“863计划”重大项目目标的全面实现，列入国家中长期科技发展规划前沿技术的快堆技术取得重大突破。

这也标志着我国在占领核能技术制高点，建立可持续发展的先进核能系统上跨出了重要的一步。

在此报告中主要讲述实验快堆反应堆容器超压保护系统实验快堆反应堆容器超压保护系统一，功能反应堆容器超压保护系统（C05）保护中国实验快堆反应堆主容器和保护容器，避免其中的气体超压，防止其压力边界受到可能的破坏。

保护信号可能无法发出）。 根据审评单位意见， 二期运行仪控 ＳＰＰＡ － Ｔ２０００ 中增加了多样化的 不依赖保护信号的应急注硼功能 （ ＡＡ２２） 。
在安全设施驱动系统 （ ＥＳＦＡＳ） 方面， 在 田湾 １、 ２ 号机组的安全审评过程中， 审评单位 提出 “安全设施触发系统序列级的手动触发均 通过数字化系统来实现， 当数字化系统发生共 模失效时， 该手动触发功能也将会丧失”。 当 时， ＴＸＳ 设 备 供 方 从 系 统 结 构 （ 多 样 性 Ａ 和 Ｂ） 、 软件结构和报警信号等方面解释 ＴＸＳ 的故 障极低， ＴＸＳ 软件共因失效概率的经验数据值 见表 １［１］ ， 并提交了德国核安全审评机构提供 的分析报告。 同时， 反应堆设计方提供了报告 证明采用部件级的手动控制可以满足超设计基 准事故 （ ＢＤＢＡ） 接受准则。
第 １７ 卷第 ３ 期 ２０１８ 年 ６ 月
核 安 全
Ｎｕｃｌｅａｒ Ｓａｆｅｔｙ
Ｖｏｌ������ １７，Ｎｏ������ ３ Ｊｕｎ������ ２０１８
田湾核电站反应堆保护系统多样化的研究
穆海洋， 宋 雨， 管运全
（中国核电江苏核电有限公司， 连云港 ２２２０４２）
摘要： 为防止田湾核电站 ３ 号、 ４ 号机组安全设施驱动系统 （ ＥＳＦＡＳ） 自动和手动触发 信号由于软件故障没有生成， 设置一套数字化安全设施驱动多样性系统 （或称为手动安 全驱动系统， 简称 ＭＡＳＳ） 提供 ＴＸＳ 软件之外的手动操作手段， 在计算机化保护系统失 效后执行安全功能。 ＭＡＳＳ 采用一套独立的处于计算机系统以外的多样化的硬件系统实 现， 从主控室发出的 ＥＳＦＡＳ 手动触发信号经 ＭＡＳＳ 后与计算机系统形成的 ＥＳＦＡＳ 驱动 信号经 “或” 逻辑处理后传送至驱动控制装置 （ ＰＡＣ）， 从而可有效避免由于计算机软 件共因故障而导致的 ＥＳＦＡＳ 不可操控。 关键词： 软件共因故障； ＴＸＳ； ＭＡＳＳ； ＥＳＦＡＳ 中图分类号： ＴＬ４８ 文章标志码： Ａ 文章编号： １６７２⁃５３６０ （２０１８） ０３⁃００１７⁃０５

安全级数字化反应堆保护系统设备鉴定技术冯雪;俞磊【摘要】反应堆保护系统是核电站的中枢神经,是核电站安全运行的重要保障手段.随着科技的快速发展,以数字化反应堆保护系统代替模拟式保护系统已逐渐成为全球主流.随着国内数字化反应堆保护系统自主化研发的起步,针对数字化反应堆保护系统的可靠性和安全性的试验鉴定技术已成为我国核电发展的新课题.以相关法规、标准、技术报告为基础,结合从事该行业多年的实践经验和国内试验机构试验条件的现状,系统地介绍了一套针对安全级数字化反应堆保护系统设备鉴定的技术.技术包括鉴定方法、鉴定项目、鉴定样机硬件和软件功能选取原则及其代表性、配合鉴定样机功能测试的辅助测试支持系统、试验验收准则以及鉴定试验过程中的注意事项等,为从事安全级数字化反应堆保护系统研究的技术人员提供了一套可操作的安全级保护系统鉴定指导方案.【期刊名称】《自动化仪表》【年(卷),期】2018(039)009【总页数】4页(P90-93)【关键词】设备鉴定;数字化反应堆保护系统;鉴定样机;电磁兼容;验收准则【作者】冯雪;俞磊【作者单位】国核自仪系统工程有限公司,上海 200241;上海工业自动化仪表研究院有限公司,上海 200233【正文语种】中文【中图分类】TH868;TP2060 引言核电站对核安全有特殊的安全要求。

反应堆保护系统是保证核电站在异常工况下能够紧急停堆并维持核电站处于安全停堆状态的安全级系统。

其必须在核电站正常、异常工况下始终保持功能和结构的完整性。

因此，反应堆保护系统的安全分级为安全级。

目前，国内外核电站反应堆保护系统大多采用传统的模拟控制系统。

随着科技的快速发展，以分散控制系统为设计理念的数字化控制系统逐渐在常规火电厂、化工等工控领域推广、应用。

其具有开放性、高可靠性、快速性和可操作性等优点[1]。

随着数字化仪控系统使用经验的积累以及技术成熟度的逐步提高，其可靠性也得到全面的提升。

核电站反应堆保护系统采用数字化控制系统技术已成为主流。

第28卷 第3期2021年3月仪器仪表用户INSTRUMENTATIONVol.282021 No.3反应堆保护系统T2响应时间自动测试装置通道选择方案研究尤 兵，陈 伟（福清核电有限公司，福建 福清 350318）摘 要：本文首先介绍了反应堆保护系统响应时间自动化测试装置的开发背景，针对保护通道响应时间T2测试逻辑复杂、工期短、拆接线难度大、隔离措施要求高等特点，提出了开发全自动化测试的方案，结合核电机组保护系统设备布置的特点和安装方案，提出了利用测量电缆作为通讯媒介的方案，论证了自动化测试关键技术通道选择的总体设计方案和具体实现；最后，通过对福清5号机组保护系统响应时间测试的实施，验证了自动化测试通道选择方案的可行性。

该方案为其他同类型核电机组的反应堆保护系统响应时间测试自动化装置开发提供了参考。

关键词：反应堆保护系统；T2响应时间测试；全自动测试；通道选择中图分类号：TP202+.2 文献标志码：ADiscussion of the Channel Selection Scheme of Automatic T2 ResponseTime Test Device for Reactor Protection SystemYou Bing ，Chen Wei（FuJian Fuqing Nuclear Power Co., Ltd., Fujian, Fuqing,350318, China）Abstract：This paper firstly introduces the background of the development of the reactor protection system response time auto-mation test device, proposes the development of a fully automated test program for the complex logic of the protection channel re-sponse time T2 test, the short duration, the difficulty of disassembling and wiring, and the high requirements of isolation measures, combines the characteristics of the nuclear power unit protection system equipment arrangement and installation scheme, proposes the use of the measurement cable as the communication medium, and demonstrates the feasibility of the overall design scheme and the specific implementation of the channel selection. The overall design scheme and specific implementation of the channel selection for the key technology of the automated test were demonstrated; finally, the feasibility of the channel selection scheme for the automated test was verified through the implementation of the response time test for the protection system of Fuqing Unit 5. The test scheme provides a reference for the development of the reactor protection system response time test automation device for other nuclear power units of the same type.Key words：reactor protection system；T2 response time test；automated testing；channel selectDOI:10.3969/j.issn.1671-1041.2021.03.027文章编号：1671-1041(2021)03-0106-04收稿日期：2021-02-07作者简介：尤兵（1983-），男，江苏高邮人，硕士研究生，高级工程师，副处长，研究方向：核电站仪表控制。

行 必须 的设 备 。
国 内包括 大 亚湾 核 电站 在 内的百 万 千瓦 大型 核 电机组 的保 护 测 量 系统 试验 台 （ ｌ 验 台 ）均 由 国外 核 岛设备 供 应商设 计 和供 Ｔ试 货 。长期 以 来 ，技 术 由国外 公 司垄 断 。 由于 国内 厂家 不掌 握核 心 技 术 ，无 法对 原 系统 进行 维 护和 更 新 。经过 十 多年 的运 行 ，大 亚 湾 核 电站 的Ｔ 试验 台 已经 老化 ，经常 出现 问题 ，严重影 响 了机 组 １ 的 安全 运 行 ， 因此 大 亚湾 核 电站 决 定对 其进 行升 级 改造 。为 了打
号 进 行处 理 ，再 送到 相 关 系统 和设 备进 行 显示 、记录 、处 理 。根
据 安全 和功 能要 求 ，ＫＲ 系统 分 为保护 测 量机 柜 （Ｅ ，又称 为 Ｇ １级 ＳＰ Ｉ 系统 ）和 控 制测 量 机柜 （ 非核 级 ）。ＫＲ Ｇ系统 的总 结 构 图见
图 １ 。
根 据 核安 全法规 的要 求 ，核 电站 的保护 系统 必 须执 行 定期试 验 ，以确保 保 护 系统 的准 确性 和 可用 性 。如 果试 验 台故 障 ，无 法 进 行有 关试 验 ，核 电站 将 被迫 停 堆 ，因此 试 验台 是核 电站 安 全运
摘要 ：保 护 系统 是 核 电站 最 重 要的 安 全 系统 之 一 。 为 了保 证 系 统的 可 用 性 ，根 据核 安全 法规 的要 求 ，必 须对 系统 的功 能进 行定 期试 验 以便 及时 发 现 系统 内部潜 在 的 故障 。大 亚湾核 电站的 试验 台 由于老 化 ，可 靠性 降低 ， 影 响 了核 电站的 安 全。遵 循 相关设 计标 准 ，充 分考 虑现 场实 际 使用需 求 、 技术 可靠 性等 因素 ，研 制 了新 型的 试验 台 。大亚 湾核 电 站一 年多 的现 场运 行表 明 ，新 研制 的试 验台 完全 达到 了预 定的设 计要 求 。 关键 词 ：核电站 ；保 护系统 ，试验 台 。研 制

PMS四个序列总计39个机柜，单序列结构示意框图如图。
3.PMS系统完整试验概念
3.1试验总体组成
AP1000仪控系统设计功能测试分为9个等级，从测试地点划分可分为厂家测试与现场测试。此等级划分适用于所有西屋设计的独立仪控系统，由于PMS系统是特有的安全仪控系统，故还必须附加完成硬件鉴定试验和软件的IV&V流程。
Key Words:1E; manufacturers test; field test; periodic surveillance test
1.引言
核电厂纵深防御的基本原则要求设置安全仪控系统，用于保证核电厂安全运行、防止出现不安全工况或缓解不安全工况的后果。因此，有必要通过实施一系列试验和验证来确保安全仪控系统设备功能正常可靠，为核电厂的安全提供重要保障。
通道集成测试
CIT用于验证各单通道/序列功能是否满足设计要求。主要包括：
•硬件组装是否正确，包括通道内部各机柜信号电缆、I/O模件、处理器模件、通讯模件的连接是否正确；
•软硬件集成是否正确，包括柜内通讯是否正常、各处理器间接口是否正常、通道内各机柜间的通讯是否正确、与其它系统接口PMS侧的可用性。
系统集成测试（SIT）
SIT用于验证通道间信号耦合、逻辑处理与驱动功能是否满足设计要求，主要关注通道间系统级的软件功能测试。主要包括：
•响应时间测试：主要分为手/自动反应堆跳闸、手/自动专设驱动、显示、系统间接口四个部分的响应时间测试；
•异常工况测试：主要包括失电、通讯故障、ILP/CIM故障(ILP集成逻辑处理器，CIM为设备接口模件)、随机硬件故障等；
•初始化—将所有的变量、点以及I/O点初始化；
•量程检查—将所有点进行最大和最小值检查；
•故障处理—用已知的后果和影响来处理潜在的故障（如：超量程等）；

第38卷第4期核科学与工程Vol.38 No.4 2018年8月Nuclear Science and Engineering Aug.2018基于NicSys®8 000 N的反应堆保护系统定期试验方案设计孙武（中核控制系统工程有限公司，北京100176）摘要：针对核电厂反应堆保护系统定期试验的设计方案通用性差、使用维护限制条件多、开发投入成本高等缺点，本文通过研究基于具有完全自主知识产权的安全级数字化仪控平台——NicSys®8 000 N的反应堆保护系统定期试验方案，依据标准法规的要求，提出一种新的试验方案，该方案的试验装置在硬件方面使用统一的标准接口，使用时可方便进行拆卸和安装；在软件方面其软件架构执行效率高、可将多个试验进行优化整合，同时，人机界面更加友好。

该设计方案通过整合“测量通道试验”和“处理单元试验”方法，并在“测量通道试验”中增加了对单个保护变量进行校准的功能，可有效解决核电厂反应堆保护系统定期试验装置复杂、维护难度大的缺点，而且可提高运行维护人员试验执行的效率，缩短定期试验窗口时间。

关键词：定期试验；NicSys®8 000 N平台；反应堆保护系统中图分类号：TL48文章标志码：A文章编号：0258−0918（2018）04−0724−08Periodic test measure design for reactor protectionsystem based on NicSys®8 000 NSUN Wu（China Nuclear Control System Engineering Co., Ltd., Beijing 100176, China）Abstract：Periodic test measure design for reactor protection system (RPS) had poor versatility, more maintenance constraints and high development cost previously. According to standard/code requirements, a new test strategy is proposed in research on RPS periodic test strategy based on safety digital I&C platform (NicSys®8 000 N), and the platform has fully independent intellectual property of CNCS. By comparison, the test equipment based on new test strategy has standard interface to make disassembly and installation more convenient in respect of hardware design. For software design, the test equipment has high-efficient software-architecture so that, multiple tests can be combined. Meanwhile, the equipment has ______________________收稿日期：2018−04−11作者简介：孙武（1983—），男，山东人，高级工程师，硕士研究生，现主要从事核电安全级数字化仪控系统设计。

(19)中华人民共和国国家知识产权局(12)发明专利申请(10)申请公布号 (43)申请公布日 (21)申请号 201710271555.3(22)申请日 2017.04.24(71)申请人 中广核工程有限公司地址 518124 广东省深圳市大鹏新区鹏飞路大亚湾核电基地工程公司办公大楼申请人 中国广核集团有限公司(72)发明人 白涛　陈卫华　席望　谷鹏飞　叶王平　刘伟　何亚南　梁慧慧　王升超　唐建中　熊伟　(74)专利代理机构 深圳市顺天达专利商标代理有限公司 44217代理人 蔡晓红　柯夏荷(51)Int.Cl.G05B 23/02(2006.01)(54)发明名称一种核电站数字化反应堆保护系统的测试方法及系统(57)摘要本发明公开了一种核电站数字化反应堆保护系统的测试方法，包括：随机选取核电站的一个运行工况及所述运行工况下的一个场景或事故；根据所选的运行工况和所述运行工况下的场景或事故生成第一测试用例，以使数字化反应堆保护系统触发保护动作；随机选择所述保护动作有效或失效，以生成第二测试用例使数字化反应堆保护系统继续触发保护动作，直到当前的测试过程覆盖一条完整的场景或事故序列为止。

本发明还公开了一种核电站数字化反应堆保护系统的测试系统。

本发明通过构建较为真实的反应堆保护系统操作剖面，能够有效提高数字化反应堆保护系统的测试效率、测试的充分性和有效性。

权利要求书3页 说明书11页 附图3页CN 107132837 A 2017.09.05C N 107132837A1.一种核电站数字化反应堆保护系统的测试方法，其特征在于，包括：随机选取核电站的一个运行工况及所述运行工况下的一个场景或事故；根据所选的运行工况和所述运行工况下的场景或事故生成第一测试用例，以使数字化反应堆保护系统触发保护动作；随机选择所述保护动作有效或失效，以生成第二测试用例使数字化反应堆保护系统继续触发保护动作，直到当前的测试过程覆盖一条完整的场景或事故序列为止。

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Strategy of HTR-PM600
Cao Xiaoxiao, Xiong Huasheng, Guo Chao, Li Duo (Institute of Nuclear and New Energy Technology,
Collaborative Innovation Center of Advanced Nuclear Energy Technology, Key Laboratory of Advanced Reactor Engineering and Safety of Ministry of Education,
第 24 卷 第 11 期 2017 年 11 月
仪器仪表用户 INSTRUMENTATION
EIC Vol.24 2017 No.11
HTR-PM600反应堆护系统维修策略初步研究
曹枭虓，熊华胜，郭 超，李 铎
（清华大学 核能与新能源技术研究院，先进核能技术协同创新中心， 先进反应堆工程与安全教育部重点实验室，北京 100084）
关键词：HTR-PM600；反应堆保护系统；维修策略；定期试验；优化 DOI:10.3969/j.issn.1671-1041.2017.11.011
中图分类号：TL362
文献标志码：A
文章编号：1671-1041(2017)11-0042-06
Preliminary Study on Reactor Protection Systems Maintenance
Tsinghua University, Beijing, 100084, China)
Abstract: Reactor protection system (RPS) is the most important safety system in nuclear power plants (NPPs). Proper maintenance is essential to ensure its safe and reliable operation. HTR-PM600 consists of six reactor modules, and each module is equipped with a RPS. If the maintenance strategy of traditional single module NPP RPS is applied to the RPSs of HTR-PM600, the maintenance cost will approximately be six times as much as that of traditional single module NPP, the maintenance cost per unit power will be distinctly increased. In addition, maintenance may have adverse impacts on the system, selecting a suitable maintenance cycle is significant to ensure the safety and reliability of the RPS. Therefore, it is necessary to conduct intensive research on RPS maintenance strategy of HTR-PM600 to significantly reduce its maintenance cost and guarantee the safety and reliability. In this paper, the current research status and optimization models of RPS maintenance strategy were investigated, and preliminary study on maintenance strategy optimization of the HTR-PM600 protection systems is presented.