高温气冷堆核电站保护系统定期试验方案设计

北京广利核系统工程有限公司 路德才，张 斌，梁中起，左 新，谢逸钦

高温气冷堆核电站保护系统定期试验方案设计

北京广利核系统工程有限公司 路德才，张 斌，梁中起，左 新，谢逸钦

华能山东石岛湾高温气冷堆核电站示范工程（HTR-PM），是世界上第一座具有第四代核能系统安全特征的高温气冷堆商用示范核电站。结合高温气冷堆的特点，清华大学核能与新能源技术研究院和北京广利核系统工程有限公司共同开发了HTR-PM专用的数字化保护系统，该保护系统是基于和睦系统（FirmSys）产品实现的。按照标准法规要求，需对反应堆保护系统进行定期试验，该定期试验方案采用集成化较高的定期试验装置实现，可在保证保护系统安全的情况下，完成对保护系统全覆盖的T1（不含交叉检验）、T2、T3试验。本文针对HTR-PM专用的数字化保护系统，提出了一套完整的定期试验解决方案，该方案满足法规标准的要求，与压水堆项目相比，简化了保护系统的设计，优化了试验人员的操作过程。对其他堆型的定期试验方案设计有借鉴意义。

和睦系统；高温气冷堆核电站；定期试验

1 引言

华能山东石岛湾高温气冷堆核电站示范工程（HTR-PM），是世界上第一座具有第四代核能系统安全特征的高温气冷堆商用示范核电站。该核电站设计是两套核蒸汽供应系统（NSSS）连接一台汽轮机，形成一套核电机组。每座反应堆设置一套独立的保护系统，两套保护系统的功能和结构完全相同，并采用同样的设备实现。两套保护系统是由清华大学核能与新能源技术研究院和北京广利核系统工程有限公司基于和睦系统（FirmSys）产品共同开发的。FirmSys是我国首个并且是目前唯一一个研制成功并通过鉴定的数字化核安全级仪控系统。为了确保保护系统能够在异常工况下可靠的执行保护动作，应采用定期试验的方法，验证其有效性。本文介绍HTR-PM保护系统的定期试验方案。

2 HTR-PM专用的数字化保护系统对定期试验功能要求

HTR-PM专用的数字化保护系统采用四通道冗余和两级四取二（“2／4”）表决的结构，并采用局部符合（即对同一个保护变量四个冗余监测信号进行“2／4”符合）逻辑，以降低误动作概率并提高可维护性。保护系统的结构如图1所示。

图1 保护系统简图

保护系统对定期试验的功能要求如下：

· 定期试验应能在役（不停堆情况下）进行，定期试验可通过手动完成；

· 在试验时不会妨碍保护系统的正常功能，也不会造成误停堆；

· 当需要对单一通道实行试验时，应将其置于旁通状态；

· 定期试验的范围包括从敏感元件到安全驱动装置执行安全功能的所有部分，试验分段进行，各段试验间应相互衔接并有覆盖；

· 保护系统设备应设置适当的信号接口和操作手段，满足各种功能试验和维护要求。

3 定期试验方案设计

针对上述要求，本设计采用分段交迭试验的方法，共分为三段，分别为T1试验、T2试验和T3试验，每段试验之间具有重叠，可以保证试验的完整性。

T1试验对传感器间信号进行交叉检验并检验通道定值比较功能的正确性；T2试验用于验证逻辑符合功能的正确性；T3试验用于验证保护系统的驱动信号是否正常。

为描述清楚分段设计及交迭范围，对图1进行了细化，示意图如图2所示。

图2 保护系统的分段试验方案

为了实现上述方案，北京广利核系统工程有限公司定制开发了定期试验装置，用于完成保护系统的T1（不包含交叉检验）、T2、T3试验。

3.1 定期试验装置

定期试验装置是完成HTR-PM专用的数字化保护系统定期试验的专有装置，该装置可完成保护系统的T1（不包含交叉检验）、T2、T3试验。为了保证定期试验装置本身的可靠性，该装置具有自身的定期校验、校准功能。

在反应堆停堆和运行过程中，试验装置均可对反应堆保护系统进行定期试验，且不会对保护系统造成干扰。

在试验过程中，遇到关键的测试步骤，定期试验装置给出提示，待操作人员确认后才能进行下一步操作；所有试验项目，可以分项独立完成，也可以统一连续完成；试验启动后，试验信号注入与结果显示过程自动完成，并自动保存试验结果；操作人员可根据现场情况，即时中断试验。

3.2 接口描述

定期试验装置与HTR-PM专用的数字化保护系统的接口有物理接口和网络接口两种，本文中物理接口的定义为：定期试验装置与保护系统间的数据交互是通过预制电缆/半预制电缆/硬接线等方式实现；通讯接口定义为：定期试验装置与保护系统间的数据交互是通过通讯的方式实现。

（1）物理接口

保护系统具有专用的定期试验接口板卡，该板卡与定期试验装置通过航空插头进行连接。

（2）通讯接口

本系统具有专用的网络通讯切换板卡，该板卡有专用的定期试验接口，通过LEMO14芯连接器实现定期试验装置与保护系统的连接。

3.3 T1试验

3.3.1 交叉检验

交叉检验是通过定期对各通道安全显示显示的信息进行比较、记录、分析，以检验敏感元件、信号隔离分配的设备有无故障以及输入信号有无漂移等。交叉检验通过手动比对的方式实现，不通过定期试验装置。具体原理如图3所示。

图3 交叉检验

3.3.2 定值比较

该试验将检验通道定值比较功能的正确性和验证其功能是否符合要求。试验原理如图4所示。

图4 测试信号输入方式及定值比较试验方法示意图

进行本试验时，需要旁通。保护系统的旁通方案通过FirmSys系统的旁通板卡实现，该板卡为纯硬件设计，相比软件而言，可靠性更高。本试验通过定期试验装置输出切换控制信号，将现场信号切换成测试信号，通过物理接口注入到保护系统；通过通讯接口将试验结果回读到定期试验装置。此操作过程，仅需通过相应接口将定期试验装置与保护系统可靠连接后，即可进行试验。试验启动后，试验信号注入与结果显示过程自动完成，并自动保存试验结果。

3.4 T2试验

T2试验将检验逻辑符合功能的正确性，试验原理如图5所示。

图5 T2试验方法示意图

进行本试验时，需要旁通。在试验过程中，定期试验装置调节各测试信号值的大小及符合逻辑的不同组合，使保护系统输出不同的结果，并与预期结果相比较，以判断逻辑符合功能的正确性。

3.5 T3试验

3.5.1 停堆断路器试验

停堆断路器试验，与T2试验的区别在于，T2试验的输出结果，保护系统不输出到现场。而本试验中，通过定期试验装置发出控制信号，保护系统输出触发信号至停堆断路器，定期试验装置通过回读停堆短路器状态，验证停堆断路器是否正常脱扣动作。试验结束后，需要通过其他通讯方式联系现场，对停堆断路器进行复位。

3.5.2 紧急停堆联锁试验与专设动作试验

本试验用于验证保护系统的驱动信号是否正常，主要包括紧急停堆联锁信号与专设安全设施驱动信号。试验原理如图6所示。

图6 T3试验方法示意图

进行本试验时，需要旁通。在试验过程中，定期试验装置调节测试信号的不同逻辑组合，使保护系统输出紧急停堆联锁动作触发信号和专设安全设施驱动装置触发信号，同时定期试验装置采集触发信号的触点状态，以判断各输出触点状态的正确性；因保护系统中紧急停堆联锁动作触发信号和专设安全设施驱动装置触发信号具有保持功能，试验结束后，需要定期试验装置输出复位信号将保护系统复位。

4 设计特点

（1）定期试验装置的高度集成

仅通过HTR-PM专用的定期试验装置，即可完成保护系统的T1（不包含交叉检验）、T2、T3试验，不需要在不同的试验阶段采用不同的测试装置。

（2）定期试验装置的易用性

定期试验装置完成T1（不包含交叉检验）、T2、T3试验过程中，均不需要人工注入信号与回读数据，可自动实现；同时，该装置可自动生成测试结果，并在装置界面中显示每一条用例的执行结果。

本方案可以减少人为干预，大大提高效率，降低人因失误的概率。

（3）旁通装置的高可靠性

本方案中旁通信号采用纯硬件实现，不会妨碍保护系统的正常功能，也不会造成误停堆，相比软件而言，可靠性更高，有效避免定期试验期间因软件共因失效而造成误停堆。

（4）定期试验装置的高可靠性

定期试验装置具有自身的定期校验、校准功能。只有装置自检通过才可进行试验操作。

5 设计验证

本方案已经通过专家评审会的评审，并且在高温气冷堆核电站安全级控制保护系统设备订货合同项目FT测试中针对本方案进行了验证，验证范围包括：T1（不包含交叉检验）、T2、T3试验，涵盖所有需要试验的功能，上述试验均已通过验证。

6 结论

本文介绍的HTR-PM专用的数字化保护系统定期试验方案，满足标准法规要求，也满足设计院规格书的要求，并通过专家会评审和测试验证，是一套合理的切实可行的定期试验方案。

本方案采用分段试验的试验策略，每段试验之间有重叠，分为T1、T2和T3试验，从而对保护系统进行充分的测试以确保其安全性。

本方案采用定期试验装置完成定期试验，大大提高了试验人员的效率，同时降低了人因带来的风险，更利于业主进行定期试验。

定期试验是HTR-PM专用的数字化保护系统的重要组成部分，为确保保护系统的正常有效运行发挥重要作用。

[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. 核电厂安全系统定期试验与监测[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，山东人，工程师，硕士研究生，现就职于北京广利核系统工程有限公司，主要从事公司技术部定制应用开发项目技术管理、技术研究和项目管理方面的工作。