核电厂松动部件监测系统误报警分析处理与改进建议

陈 忻，刘 芳，王季能

（1.大亚湾核电运行管理有限责任公司技术部，广东 深圳518124；2.红沿河核电公司电厂技术处，辽宁 大连116001）

1 系统简介

核电厂松动部件与振动监测系统（KIR）包括松动部件监测系统（LPMS）和振动监测系统（VMS）2个部分。LPMS的主要功能是在线监测核反应堆压力容器和蒸汽发生器内可能出现的松动件、脱落件和外来件，主要由13路加速度传感器（3台蒸汽发生器底部各3个、压力容器底部3个、压力容器顶盖1个，具体布置及编号见图1）、软－硬传输电缆、松动部件调理设备、计算机处理系统等组成。

图1 岭澳核电站二期KIR传感器布置示意图Fig.1 Arrangement of KIR transducers of Ling'AoⅡ

2 现象描述

2009年8月26日—11月18日，在岭澳核电站二期1号机组（L3）冷态功能试验期间，KIR系统共记录报警信息5 000多条，结合系统软件对报警的定义，报警类型可分为以下3种：

（1）断路及过载：占总报警的74%，主要原因可能为设备短路及板件故障等。

（2）现场工作因素：占总报警的22%，主要原因可能为设备安装及调试工作导致。

（3）敲击试验：占总报警的4%，主要原因可能为KIR系统调试试验导致。

经调查，因工作因素和敲击试验引起的报警记录和波形都与现场实际符合，而断路及过载报警则大部分没有记录到波形信号，少部分记录到极大的噪声，波形文件显示超限削波。

3 故障分析

分析报警数据，发现报警主要集中在蒸汽发生器区域，且都发生在工作时间。相比之下，断路及过载缺乏明显的规律性，部分报警的发生伴随着冲击较强的事件报警。2009年10月1日—11月9日记录的压力容器及3个蒸汽发生器的断路及过载报警数据分布见表1。

表1 断路及过载报警数据分布表Table1 Disconnection and overload alarm data

为辨别系统记录的断路及过载报警是否为现场情况的客观反应，在现场安装与检修较为频繁期间加强了对系统的监视，当连续断路及过载报警出现时立即进行现场核实。根据统计，发现引起断路及过载报警的现场因素可能为：现场电焊工作；蒸汽发生器附近的敲击作业；安装部门对现场接线排的复查；其他未知软硬件因素。

针对现场的影响因素排查的结果如下：

（1）现场接线端子排复查。检查发现现场端子排内存在安装期间遗留下的螺栓，晃动该端子排接线，断路或者过载报警发生。怀疑异物遗留导致内部断路及短路引发报警。

（2）现场信号屏蔽复查。检查发现现场端子排屏蔽未接地。现场若发生强电流操作，如在蒸汽发生器及压力容器表面及附近进行的电焊操作，会在短时间内意外引入过载电压冲击，给设备自身的状态监督功能带来干扰。

（3）复查机柜端软件过载报警判断逻辑，发现对于电压过载的判断没有采取甄别检验。

综上所述，清除端子排的异物、复查所有信号屏蔽并对电压过载的软件判断逻辑进行修改后，基本排除了断路及电压过载的影响。

过载报警作为系统故障报警的一种，按照发生类型可以分为电压过载和信号过载。电压过载是由外部电信号及电路断路导致的强电压引起的；信号过载是由于现场的敲击过于强烈，导致经过传感器及电荷转换器到达机柜的信号超过调理设备响应范围引起的。

事实证明，电压过载因素排除后，过载报警大大减少，间歇存在的报警会伴随着较强的敲击事件。如在现场的一次监视过程中，声音记录仪发出大的碰撞声，系统监测界面上显示阵发波波幅已超出显示的上限。考虑到调试现场拆装保温和设备安装等工作引起的敲击可能会产生较强的冲击，这部分过载报警很可能是由信号超过调理设备响应范围引起的，即信号过载。

4 信号过载分析

由于调试机组所处的环境与机组正常工况有很大差别，但调试中暴露出来的问题可以预见，大于该系统测量范围的撞击是客观存在的，如发生这种碰撞，则会产生削波和信号失真，导致系统记录失效。因此，对信号过载分析系统的探测范围以及系统重新进行设计是有必要的。下面将从4个方面对信号过载进行分析并提出KIR系统设计的改进建议。

4.1 信号过载的危害

信号过载在表面上是真实信号引起的系统过载，正常工况下对系统及对判断机组状态没有直接影响，但一旦出现异常强烈撞击记录，将不能全面地收集探测到的阵发波信号信息。对于阵发波，其波幅到达测量限值后将被削平，无法完整地呈现波形中因松动部件撞击引起的上升和衰减等过程特征，从而很难让技术人员将其与电气故障、环境因素等引起的波形区分，更不利于及时辨别和区分是否存在松动部件，损害了系统用于监测松动部件的根本意义。

4.2 同类型核电厂KIR系统比较

岭澳核电站二期的参考电厂是岭澳核电站一期，其KIR系统国产化也是参考岭澳核电站一期KIR系统完成的。虽然2套系统前端硬件的布置和选型基本类似，但是其参数存在本质区别（见表2）。

表2 岭澳核电站一期、二期KIR系统前端硬件参数对比Table2 The comparison of hardware characters of KIR system between Ling'AoⅠandⅡ

由表2可以看出，岭澳核电站一期的KIR机柜前端的探测能力为0～1 000g，而岭澳核电站二期的探测能力为0～100g。可能导致的后果是超过100g的撞击响应将使岭澳核电站二期KIR产生信号过载报警。从KIR的出厂报告发现，厂家在进行松动部件模拟试验期间也出现过信号过载现象，但厂方认为这并不影响系统的监测功能。

4.3 松动部件相关标准研究

4.3.1 系统最大探测范围研究

GB／T 11807—2008《探查松脱零件的声学监测系统的特性、设计和运行程序》对于LPMS的要求是，能够监测松动部件以0.7J的动能撞击反应堆冷却剂压力边界内表面，撞击点离开传感器的距离小于1m，探测的质量范围约为0.1～15kg。

根据KIR的出厂报告，该系统在进行松动部件模拟试验时，没有使用10kg以上的大质量物体进行松动部件模拟撞击试验，也没有模拟一回路在高速、高温流体中的冲击试验，系统是否符合GB／T 11807—2008还有待商榷。进一步的调查发现，100g的响应范围来源于ASME OM－S／G—2007《核电厂运行和维护的标准和指导》。表2中岭澳核电站二期KIR系统对电荷传感器至机柜侧输出范围的要求等效于加速度峰值为100g时电荷不超载，但KIR系统本身并不符合该标准对松动部件监测探头布置的要求，详见4.3.4节中的描述。

4.3.2 系统频率响应范围研究

LPMS除具备松动部件的发现、松动和脱落部件的区分及系统报警功能外，还应该具备基本的松动部件定位和质量评估功能，其理论基础是赫兹碰撞理论：应用了1个金属球和1个金属平板碰撞的模型，碰撞波的频率与金属球质量和碰撞速度有关。松动部件在68g～14.5kg、碰撞速度在0.3～3m／s，产生的碰撞波频率在1Hz～10kHz的范围内。

岭澳核电站二期KIR系统信号调理设备的参数为带通滤波1～10kHz，低通滤波1～100Hz。100Hz～1kHz信号没有参与运算和分析，这点与赫兹碰撞理论的模型相违背，降低了系统的探测范围。相关规范为BS IEC 60988—2009《核电厂对安全性重要的仪器探测松动零件的声音监测系统性能设计准则和操作程序》：LPMS的基本要求频率响应范围下界fL应为0.5Hz～1kHz，上界fH应为10～20kHz。岭澳核电站二期LPMS仅能满足频率范围要求的最低标准，但100Hz～1kHz信号的缺失对相对应频率松动部件信号记录的影响不能忽略。

4.3.3 系统探测能力研究

在GB／T 11807—2008中要求的监测范围内，对松动部件碰撞引发的加速度值进行估算。为方便估算，对碰撞过程和物理参数取值进行简化和保守处理，碰撞模型如图2所示。对能监测到的松动部件质量m的范围，取标准的上限值m为15kg；一回路单环路的流量约为24 000m3／h，环路管道内径φ为790mm，则平均流速为13.6m／s，取随水流流动的松动部件速度值V约为13.6m／s；取碰撞产生的阵发波频率标准的上限值f为20kHz；由此可知奥氏体不锈钢在350℃时的杨氏模量B约为1.1×1011N／m2；阵发波在钢板中的传播速度Cb约为0.59×104m／s。将上述参数输入公式中，可以估算出一回路中质量约为15kg的松动部件随冷却剂流动正面撞击加速度传感器附件的壁面时引发的碰撞阵发波加速度幅值的数量级。

由赫兹碰撞理论可知，阵发波的加速度幅值a与钢板碰撞处形变剪切力F之间的关系为[1］：

式中，j为修正系数（一般小于1）；k为波数，k＝ω／Cb。

剪切力Fmax与碰撞物之间的关系为：

式中，th与频率f的关系为f＝0.8／th。

代入数值，可估算出加速度幅值的数量级约为103。从估算的结果可看出，加速度值超出100g的情况是有理论支持的，同时也验证了在实际监测中发现的信号过载现象的客观性。

图2 Hoppmann碰撞模型示意图Fig.2 Hoppmann collision model

4.3.4 传感器数量和布置研究

根据4.3.1节所述，系统的探测范围满足ASME OM－S／G—2007要求，那么系统的其他部分也应该符合该规范。在规范第12章第4.2.4节中，要求压水堆3台蒸汽发生器的测量通道为18个，同时该标准对传感器的位置也提出了详细的要求（见图3）。目前岭澳核电站二期KIR系统传感器的数量和位置都不符合该规范建议的要求。

图3 压水堆核电厂传感器建议布置示意图Fig.3 The suggested arrangement of KIR transducers of PWR NPP

如图1所示，岭澳核电站二期现有的传感器布置及数量与ASME OM－S／G—2007的要求相比，其KIR系统的设计存在一些缺陷，虽然满足了BS IEC 60998—2009、GB／T 10807—2008、ASME OM－S／G—2007第12章等一些规范以及参考电厂KIR系统的部分要求，但功能上尚需完善。参考电厂的LPMS系统虽然只设13个通道，但从技术参数上来看，其测量的能力很强（1 000g），能覆盖更广的范围；虽然ASME标准要求其测量能力是100g，但其在可能发生松动部件的区域布置的通道更密集，如果强冲击区有通道信号过载，其临近的通道亦能收到完整的信号，保证了测量范围的全面性。目前国内田湾核电站的LPMS系统是采用ASME OM－S／G—2007标准的实例。

4.4 系统缺陷对信号过载的影响

根据调试期间的数据记录和理论分析，岭澳核电站二期KIR系统现有的设计在今后的现场实践中会面临以下困难：压力容器顶盖只有1个测量通道，而底部的3个通道安装在伸出压力容器的指套管上。当吊篮内存在松动部件撞击且松动部件的质量大到能引起信号过载时，阵发波经过压力容器壁后衰减，再从压力容器壁传播到与其垂直连接的指套管上的加速度测量通道，其信号极有可能被背景噪声掩盖。此时，仅从1个被削平的波形信息中辨别原因（松动部件、电气异常、逆止阀动作或其他功能部件动作），无论是为技术人员提供判断依据还是为领导决策提供信息都具有较大风险。并非所有松动部件产生的全部过程信息都能被完整地收集。对于不可预料的事件，遵循最保守的技术手段应是基本要求。

KIR系统只收集松动部件理论上最终停留概率大的区域的信息，当同一区域的通道全部过载时，技术人员要从这些近似阶变的信号中辨别原因（松动部件、电气故障、逆止阀动作等）有一定难度。因系统信号调理设备滤波没有处理100Hz～1kHz的波形数据，现场该频段的信号丢失，为松动部件的后期数据处理设置了不可预知的障碍陷阱。

5 改进建议

岭澳核电站二期KIR系统的不足主要集中在系统探测能力上，改善系统的探测能力主要有2种方案：加宽探测范围和增加测量通道。

（1）加宽探测范围。在现有硬件条件下，将电荷转换器更换为输出响应更宽的型号，使探测的信号能够达到0～1 000g，同时修改相应的机柜后卡件，采用参考电厂KIR系统的方案。该方案的弊端是KIR系统的另一个组成部分VMS的功能将受到影响，因为VMS系统是基于弱晃动及低频信号等型号的分析，增加测量范围会导致压力容器内部构件振动的分析能力受到影响。

（2）增加测量通道。在现有的硬件条件下，根 据 ASME OM－S／G—2007 第 12 章 第4.2.4节的建议，增加测量通道，增加区域内冗余，既可以保证过载现象不会影响系统功能，也可以完善压力容器顶部区域松动部件定位估算能力。查看压力容器的设计图纸和考察岭澳核电站二期的现场安装情况，压力容器顶盖上设计有可以安装4处探头的位置。

综上所述，岭澳核电站二期和一期现有KIR系统的设计是有缺陷的，可以考虑结合以上2种方案并优化机柜硬件以达到最优的效果：蒸汽发生器侧的测量通道探测范围增加至0～1 000g，根据松动部件在蒸汽发生器内的可能分布，现在的探头布置是可以接受的；压力容器探头布置可根据ASME OM－S／G—2007第12章建议进行调整，增加压力容器顶部探头。

压力容器侧6个通道的探测范围依然为0～100g，因为压力容器探头分别分布在底部和顶部，不像蒸汽发生器那样分布集中，即使某一区域造成局部信号过载的撞击存在，另一区域的探头的探测结果依然可以为技术人员提供区分真实信号、电气异常、外部影响和部件动作的依据，同时还满足VMS系统的监测需要。改进系统机柜信号调理模块的滤波范围，至少要包含赫兹碰撞理论1Hz～10kHz的撞击信号。参照ASME OM－S／G—2007第12章及田湾核电站KIR系统的设计及主泵叶轮损坏的反馈，建议增设主泵底部探头。这样的设计既从前端保证了探测范围，也从后端保证了信息不会丢失，同时还完善了压力容器顶部松动部件定位评估的能力，可以有效地解决现有系统的局限性。

[1]杨修周 .压水堆一回路系统松脱部件故障的噪声分析及模拟试验[J］.核动力工程，1994，15（2）：109－114.