核电站重要仪表测量通道的不确定度计算方法

马旭升

(上海核工程研究设计院，上海 200233)

0 引言

根据我国核安全法规的要求，核电厂在设计过程中必须针对电厂安全运行要求，制定一组运行要求和限制，包括安全系统整定值［1］。同时，在确定核电厂安全级仪控系统整定值过程中，应考虑测量通道的不确定度［2－3］。核电厂重要仪表测量通道的不确定度计算是核电厂安全分析报告编制的重要工作内容之一。

本文在对我国核安全法规、导则以及标准中与整定值确定相关要求进行分析的基础上，结合我国出口巴基斯坦的恰西玛核电厂重要仪表测量通道的不确定度计算经验，整理并总结出一套测量通道不确定度计算的方法。通过计算案例的演示以及与国外同类计算方法比较，证明本文所述方法具有一定的借鉴意义。

1 计算方法的构成

本文总结的核电厂重要仪表测量通道不确定度计算方法的体系由3个层次构成，依照从上到下的关系原则，分别是核安全法规和导则、整定值确定相关标准和具体实施方法。这3个层次之间的关系如图1所示。

关系图中每一层所提出的要求都由直接对应的下一层进行解释或分解为更具体的要求和实施方法。通过该自上而下的要求分解过程所得到的具体实施方法，可以较好地保证计算的结果，满足法规和导则的要求，同时也较容易获得核安全监管局的认可。

2 国内法规和标准分析

为保证仪表测量不确定度计算结果能够顺利获得核安全局的认可，必须保证计算所使用的方法能够满足法规和导则的要求。由于法规和导则的原则要求需要整理出符合原则要求的标准，其很难在具体的整定值确定和测量不确定度计算中直接应用，因此在制定方法前，开展法规导则和标准分析必不可少。

2.1 核安全法规需求分析

我国的核安全法规和导则总体上可以看作是一个自上而下的需求体系。在这个体系中，HAF 102是一个顶层的设计要求［1］。在这个顶层设计要求中，通过各种设计方法，保证核电厂安全功能在各种预计运行工况和事故工况下正常发挥功能是其核心要求。核安全导则对法规的内容解释，可形成更详细的条款和要求用于更有效的指导设计［1］。与整定值确定和仪表测量不确定度相关的法规导则之间的关系如图2所示。

图2 法规和导则关系Fig.2 Relationship between HAF and HAD

在HAF 102中，与整定值确定相关的主要内容包括:设计过程中必须针对核动力厂安全运行的要求，制定一组运行要求和限制，包括安全系统整定值;必须设置适当的控制手段，将上述变量保持在规定的运行范围内。这些要求是确定整定值和开展仪表测量通道不确定度计算在法规层面的最高要求［1］。

2.2 国家核安全导则需求分析

HAD 102和HAD 103等核安全导则对HAF 102的最高要求作了进一步分解［2－6］，在 HAD 102/14 的3.1.2节中可以看到这一分解的相关内容［3］。按照HAD 102的要求，仪表和控制系统的性能要求必须根据核电厂的安全要求和安全分析加以规定。对于每一假设始发事件和(或)有关的运行工况，不仅需要确定所需仪表和控制系统的动作，而且还需要确定所测变量的量程、精确度、响应时间和输出信号电平等性能要求。在安全有关仪表和控制系统设计中，必需考虑动力源特性的瞬态偏差和正常偏差(如电压波动、频率偏差)、仪表压缩空气的气压偏差等对其的影响［4－5］。

HAD 102要求可以从以下4个方面加以理解。

①核电厂安全要求和安全分析是核电厂控制系统性能依据。

②对于每一假设始发事件和(或)有关的运行工况，必须确定所需仪表和控制系统的动作(即确定控制系统整定值)。

③安全分析的每个工况所要求的控制动作必须考虑其量程、精确度、响应时间以及输出信号电平等性能要求。

④必须考虑控制动作时电厂环境波动对仪表控制系统造成的影响。

除了HAD 102对核电厂安全有关仪表和控制系统作出的上述要求外［4－5］，在其他的一些核安全导则中也有类似要求，但都没有超出HAD 102的范围。

2.3 标准需求分析与总结

通过法规和导则分析，可以得到上文所述的4方面要求。我国制定的标准EJ/T 799-2006规范了确定整定值所需的上述4项内容［7］。在EJ/T 799中，安全系统整定值与其他限值的关系如图3所示。

图3 安全系统整定值与其他限值之间的关系Fig.3 Relationship among safety system tuning values and other limits

图3中，A为EJ 799中4.4.1节规定的允许范围;B为EJ 799中4.4.4节规定的允许范围;C为仪表通道可能不工作的区域;D为核电厂的运行裕度;E为EJ 799中4.4.1节规定的校准允许误差(按运行裕度是可接受的);F为EJ 799规定的安全裕度。

EJ/T 799［7］中的安全分析及假设事件下的整定值确定主要属于安全分析和工艺系统设计的范畴，且这两个领域都具有成熟的法规和标准体系，在EJ/T 799中没有进一步展开论述。EJ/T 799重点定义了仪表测量不确定度的计算要素和计算方法，但仅依靠EJ/T 799中的定义，仍较难开展实际不确定度计算。如EJ/T 799的4.4.1.6节中并没有具体计算操作说明，而只给出过程影响定义。

与EJ 799相比，国际上另一个较为通用的整定值确定标准 ISA 67.04.01有其对应的实施方法标准ISA 67.04.02［2，8］。这个标准对 ISA 67.04.01 中的一些条款作了更进一步的解释，并给出了一些具体实施方法。标准之间的关系如图4所示。由图4可以看出，EJ/T 799和ISA 67.04.01在整定值确定和仪表测量通道不确定度计算在技术上等效［6］。这为ISA 67.04.02应用于计算仪表测量通道不确定度计算和确定整定值提供了依据［2，7－10］。

图4 标准关系图Fig.4 Relationship of standards

3 计算的具体实施方法

ISA 67.04.02较为详细地介绍了仪表测量不确定度计算和计算结果参与整定值确定的细则，它能更有效地提供实际操作指导。对于标准中的细则，在此将不展开论述，下面主要介绍在实际标准使用中的一些经验总结。经验总结分为不确定度计算的通道类型、国产仪表不确定度项的区分、环境条件的区分和整定值的确定4个方面。

3.1 不确定度通道类型的区分

核电厂重要仪表测量按通道不确定度的计算范围划分，一般分为核电厂安全分析报告中停堆、保护和专设的仪表测量通道。作为计算对象的测量通道，一般可以归纳为压力、温度、流量、液位测量通道等几种类型。

典型仪表测量通道由于测量原理相似，构成测量通道的不确定度项也比较相似。一些一次测量元件本身就有很具体的不确定度计算方法指导，如流量孔板等［11－12］。按照上述4种主要类型，可以进一步将标准规定的典型测量通道模型按照压力、温度、流量和液位等类型设计各自的测量通道模型［8］。在ISA 67.04.02中，给出了一种通用的仪表通道及不确定度项来源模型。在实际开展仪表测量通道不确定度计算前，如按照类别分别制定典型仪表测量通道模型，将有利于计算项目的实施。

典型仪表测量通道分布模型如图5所示。

图5 典型仪表测量通道分布图Fig.5 Typical layout of the instrument measurement channels

3.2 国产仪表设备不确定度项的区分

自“十一五”以来，我国核电的蓬勃发展为电力设备供应商提供了广阔的市场，相当多的核电仪控设备供货商都逐步具备了核电设备的供货能力，为降低我国核电成本和提高核电的国产化率奠定了基础。一些重要仪表测量通道的国产化设备虽然已经具备供货能力，但有时供货商提供的一些不确定度技术参数并不能直观地符合标准的不确定度项定义。

以国内电厂较为通用的某型压力变送器为例。按照ISA 67.04.02标准的要求，变送器需要考虑的不确定度主要包括参考精度、压力影响、温度影响和漂移等。而变送器供货商实际能够提供的产品数据是参考精度、压力影响、温度影响、稳定性和静压影响。一旦发生这类情况，就需要与供货商进行交流，进一步获得供货商的支持性资料。设计人员应在这些资料的基础上，按照不确定度区分模型对供货商数据进行不确定度项分类［8］。不确定度模型如图6所示。

图6 不确定度模型Fig.6 Model of uncertainty

3.3 环境条件的区分

仪表测量通道所在环境条件的区分是开展仪表测量不确定度计算过程的一个重要方面。环境条件的区分不但要考虑仪控设备所在区域，还要考虑整定值对应的电厂工况。同时，按照不同电厂区域与各种电厂工况的组合确定仪控设备的不确定度项。ISA 67.04.02标准将区域、电厂工况、仪控设备之间的关系用模型图的形式进行了定义。在开展整定值确定和不确定度计算前，应根据电厂区域和可能引起环境条件变化的假设事件，确定典型仪表测量通道在不同环境条件下的具体形式。在一些计算中，由于较难获得某整定值触发时的准确环境条件和设备数据，建议在确保安全分析允差有足够裕量的前提下，对不确定度进行保守放大。

3.4 整定值的确定

依照ISA 67.04.02，整定值和仪表测量通道的不确定度可表达为:

式中:TS为停堆整定值;AL为分析限值;CU为通道不确定度;裕量为一个可选量，在需要的情况下可进一步使停堆整定值更加保守。

在整定值的确定过程中，裕量的选择应符合特定电厂的需要，以保证有足够的安全裕度且不过分保守。核算的结果可能证明原有电厂整定值合适，也可能导致原有整定值的修改。在此，需要尽量避免第二种可能性，以确保电厂的原有安全基准受到尽量少的影响。当这一可能性发生时，需严格考察通道不确定度计算和整定值确定方法可能造成的过分保守。

4 计算过程和结果的记录

根据HAF 102和HAD 102/14的要求，仪表测量通道的计算过程和结果需要用文件或表格形式记录保存。在ISA 67.04.02标准中，对计算书的格式作了大致的定义。

目前，国内外各设计单位的计算书格式实际上还须满足所服务的项目和质保要求，因此标准推荐的文件格式仅具有参考意义。本章以某核电项目中使用的压力停堆计算书为例，介绍了一种工程实际中使用的仪表测量通道计算书模板。为了演示计算过程，下面计算范例中提及的电厂名、文件和数据都作了适当的替换。

4.1 计算目的

本节的目的是计算某核电机组技术规格书中确定的整定值在特定环境条件下的不确定度。

本实例是对该核电机组中用于蒸汽管道隔离逻辑的安全壳压力高整定值开展的相关计算。由于该核电机组部分逻辑相关的设备供货商与其参考核电机组不同，所以有必要进行不确定度计算，以证明仪表测量通道不确定度与该核电机组的最终安全分析报告中内容一致。

4.2 计算使用的假设

计算中使用的假设包括:测量通道中使用的模块没有偏差或相关不确定度项;电厂校准不确定度项(M＆TE)的不确定度为量程的±0.5%;为保证计算结果的一致性，最终的计算结果都只保留一位小数。整个通道不确定度的裕量为1 kPa;环境温度变化对压力变送器的影响为±1.0%F·S。

4.3 功能描述

安全壳压力的监测功能使用冗余的压力变送器实现。整个测量通道模块包含2个压力变送器、2个通道信号隔离部件和2个通道触发器，其配置如表1所示。所有设备都位于安全壳外部。

表1 安全壳压力测量通道配置表Tab.1 Configuration of the containment pressure measurement channel

4.4 通道结构

安全壳压力测量通道结构图如图7所示。

图7 安全壳压力测量通道结构图Fig.7 Structure of the containment pressure measurement channel

图7中，①、②、③、④分别对应的不确定项为过程测量影响、设备不确定度、校准不确定度和其他不确定度［8］。

4.5 不确定度计算

整个通道不确定度计算公式如下。

式中:从模块1～模块n任何一点的CU值都可以计算;PM为通道的过程测量不确定度;en为模块的总随机不确定度，由模块e1～en组成，包括全部无法分类为随机不确定度项(包括正偏差以及任意分布不确定度项)的PM、PE或者模块;为通道的总正偏差量为通道的总负偏差量。

每个模块的随机不确定度项是其本身不确定度的统计组合。模块不确定度的确定随着模块的类型、安装位置、影响精度等因素的变化而变化。

模块的不确定度计算公式为:

式中:e为模块不确定度;RA为模块参考精度;DR为一段时间内模块的漂移;TE为模块的环境温度影响;RE为辐照对模块精度的影响，RE可以为运行状态的RE，也可以为故障状态下的RE;SE为地震或者振动对模块精度的影响;HE为湿度对模块精度的影响;SP为模块的静压影响、系统静压对模块的影响;MTE为维护及定期校准设备对模块的影响;B为模块偏差。

对以上各不确定项进行判断，PM、PE、SP均不适用。

MTE项主要是以回路整体考虑，而不是针对其中一个模块。其他不确定度项，如绝缘电阻因素等不考虑。变送器的电缆敷在安全壳外面，不暴露在严酷环境中。因此，可将通道不确定度计算式(2)和式(3)转换为:

4.6 不确定度数据计算

以下涉及压力变送器(PT-01A)以及相关项的下标用 1表示，如 e1、RA1。RA1= ±1% 量程、DR1=±0.1%上限;HE1=±5%上限，该值是包含事故后工况下所有影响的一个保守值。计算中用到的压力变送器都安装在安全壳外，所以在仪表测量不确定度运行时不会受到安全壳内环境的影响，±5%包含了所有由于安全壳内高能管道破裂对辅助厂房中的压力变送器的影响。

在本计算实例中，TE1、RE1、SE1和 HE1统一记为EE1。在供货方提供的抽样试验数据基础上，能够保证该值取±5%随机性。

除了式(4)和式(5)中涉及的不确定项外，变送器还受到回路电源变化的影响。因此，增加PS1项。PS1=±0.01%量程每伏，最大的电压变化

由此可得:

参考电厂相关数据，可得量程范围为0～75 kPa，变送器量程上限=100 kPa，则:

以下涉及信号转换模块(JS-01A)以及相关项的下标用 2 表示，如 e2、RA2。

RA2= ±0.25% 量程、DR2= ±0.25%量程、TE2=±0.02%量程每100℃、温度变化 =50℃;RE2、SE2和HE2表示不适用(参考本模块安装位置)。

除式(4)和式(5)所涉及的不确定项外，本模块同样受到回路电源变化的影响，因此，引入PS2。PS2=±0.01%量程每伏，最大的电压变化=±2 V。

4.7 仪表通道不确定度计算

通过计算，就可以确定该仪表测量通道的不确定度，并在其后的整定值确定过程中依据分析限值AL=25 kPa。通过整定值核算得出的停堆整定值为18.7 kPa，大于实际电厂安全分析所给的停堆整定值18.5 kPa。由此可以证明原停堆触发整定值能够保证电厂安全，并且还有0.2 kPa的裕量。

4.8 不确定度计算比较

对某国外核电设计公司的同类仪表测量通道计算方法和计算结果进行对比，具体是将相关数据代入计算，得到以下结果:

整定值确定过程中，依据分析限值AL=25 kPa，使用与我方相同的整定值核算方法得出的停堆整定值为17.8 kPa。该值小于实际电厂安全分析所给的停堆整定值18.5 kPa，这会使电厂安全分析基准受到影响，从而造成安全分析的推倒重来。

5 结束语

利用本文总结的方法，可以将仪表测量不确定度的计算纳入规范和标准体系中，使计算结果具有更好的通用性，能够更好地避免疏漏，同时也更加符合标准要求且易于为审查部门认可。与某国外公司的方法相比，本方法在满足我国法规和国际通用标准的前提下，保守值更小，能够更好地支持某型核电厂的原有安全分析结果［13－17］。

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［5］国家核安全局.HAD 102/10-1988核电厂保护系统及有关设施［S］.北京:国家核安全局，1988:10－6.

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