压水堆核电厂仪控系统的定期试验设计

马洁光　杜文艳

摘要：随着我国对清洁能源不断扩大的需求，促使国内核电快速发展， DCS控制系统作为一项成熟的工业控制技术，广泛应用于国内各个核电站的建设与运行之中。但是由于核电厂反应堆保护的特殊性，为了确保整个保护系统的高度可靠性，即使是在反应堆运行过程中，也要求能用试验的方法来确认保护系统所设计的功能完整性。本文将结合相关国标的要求，介绍压水堆核电厂保护系统定期试验的设计。

关键词：核电;压水堆;定期试验;仪控系统

中图分类号：TK323   文献标识码：A

文章编号：1009-3044（2019）14-0228-03

Abstract： With the expanding demand for clean energy in China and the rapid development of nuclear power in China， DCS control system， as a mature industrial control technology， is widely used in the construction and operation of various nuclear power plants in China. However， due to the particularity of reactor protection in nuclear power plant， in order to ensure the high reliability of the whole protection system， even in the process of reactor operation， it is necessary to confirm the functional integrity of the protection system designed by the test method. This paper will introduce the design of periodic test for protection system of PWR nuclear power plant according to the requirements of relevant national standards.

Key words： Nuclear power plant; Pressurized Water Reactor; Periodic Test; DCS;

1定期試验相关要求

在反应堆正常运行期间，反应堆保护系统是处于实时工作状态的，只要反应堆的各项参数在设计范围之内，保护系统真正动作的概率是非常低的，再加上保护系统的冗余设计和多重保护设计，使得系统内部存在的隐性故障（非安全故障）不容易被发现。为了确保整个保护系统的高度可靠性，即使是在反应堆运行过程中，也要求能用试验的方法来确认保护系统所设计的功能完整性。T1，T2，T3定期试验的目的也就是检测保护通道动作参数是否合理、逻辑功能以及输出通道是否正常，确保整个保护系统的安全功能不出现误动和拒动的现象。

在国标GB 5204-94（核电厂安全系统定期试验与监测）总则中规定：“安全系统必须设计成在电厂运行期间以及电厂停运期间是可试验的。这种可试验性必须允许单独试验一个冗余通道和负载组，同时保持系统对真实信号的响应能力或者必要时触发被试验通道的输出或者按安全要求和运行限制条件旁通某个设备”。因此，T1，T2及T3试验必须具备在反应堆功率运行和停堆换料大修等工况下进行功能测试的能力[1]。

不论是T1试验，还是T2或T3试验，在任何工况下进行试验，都必须确保试验信号不会对反应堆的安全运行产生干扰，更不能使得保护系统误动作，而且在反应堆工况需要时不能阻碍保护系统执行其必要的保护功能。同时，要求定期试验持续时间短，操作方式简单可靠，试验的各种功能信号测试完全，最大限度地降低定期试验所带来的风险，为核电厂的安全稳定运行提供保障。

2定期试验的设计

2.1T1定期试验介绍

T1试验的内容：

T1试验是反应堆保护系统仪表通道模拟信号处理部分的定期试验，是测量通道的实验。

T1试验的目的：

T1实验就是检测保护系统模拟信号处理卡件的信号转换、运算、报警参数的设置等等是否正常，同时对单通道的保护信号进行逻辑判断、报警指示等功能的测试，以便及时发现保护系统仪表通道中所存在的隐性故障，提高整个反应堆保护系统的安全可靠性。

2.2 T2定期试验介绍

T2试验的内容：

T2试验是反应堆保护系统逻辑信号处理部分的定期试验，其试验内容包括各类逻辑组合以及相关的信号传输的功能测试。

T2试验的目的：

T2试验的目的是检查保护系统逻辑处理功能是否正常以及信号报警指示功能是否正常，及时发现逻辑处理和信号处理所存在的故障。

2.3 T3定期试验介绍

T3试验的内容：

T3试验是反应堆保护系统输出信号处理部分（即安全驱动器）的定期试验，按照功能可分为①停堆系统T3定期试验、专设安全系统T3定期试验、③多样化保护系统T3定期试验。

T3试验的目的：

T3试验的主要目的是检查反应堆保护系统的输出是否正常以及部分执行机构能否正常动作，及时发现反应堆保护系统潜在的拒动风险。

T1，T2，T3三个定期试验，它们的试验周期有些不同，根据秦山二期核电厂的设计经验，T1试验和T3试验为两个月执行一次，而T2试验为半年执行一次。定期试验周期的确定主要取决于设备的可靠性程度和相似设备在电厂的运行维修经验，并适当考虑运行中的设备可用性[2]。对于试验周期较短的定期试验，如T1和T3试验，实际操作中采取每月执行一列的方法，即当月执行A列设备，则下月执行B列设备，依次类推;对于试验周期较长的T2试验，在功率运行情况下执行有困难的部分，例如报警指示信号的通道测试，可以在反应堆停堆换料期间进行，但对于逻辑处理部分的功能测试，必须要求在功率运行时也能进行，且不影响反应堆的安全稳定运行[3]。

2.4 T3闭锁试验与T3不闭锁试验区别

T3试验的主要目的是用于检验整个数字化保护系统执行器驱动通道的完好可用性，T3试验由闭锁试验和非闭锁试验组成，其中T3闭锁试验主要用于检验从数字化保护系统IO输出到优选模件这一段回路，T3不闭锁试验用于检验从试验指令发出经优选模件到执行保护功能的装置或执行机构的完好可用性。两个试验在优选模件处交叠。T3不闭锁试验也用于检验一些接受安全指令连锁的非安全级执行器[4]。

T3闭锁试验是在主控室安全级工作站SVDU上RPR的定期试验画面（DAS的定期试验即为T3闭锁试验）上进行的，SVDU上发出定期试验命令。闭锁试验由于不会影响电厂设备的操作，所以在电厂正常操作时，可以同时对一个或多个设备进行闭锁试验，即相关试验可以在专用画面上成组进行。

T3不闭锁试验是在主控室非安全级工作站KIC上的RPR定期试验画面上进行的，KIC上发出的试验指令经由一层非安全级系统逻辑处理，优选模件，最终驱动现场设备动作。KIC上的每个试验指令对应于执行同一部分安全功能的一组执行器。以此划分，整个T3不闭锁试验程序可以划分为若干个单个试验。试验的验收准则为被测试设备能够根据试验指令正确的动作，到达指定的安全保护位置，对于一些阀门类设备，还需满足行程时间要求。

3 T3不闭锁试验基本程序介绍

T3不闭锁试验命令从操纵员站KIC发出，试验的输出通过IA系统到最终执行机构，专门的T3试验画面用于二层OWPs快速的执行T3不闭锁试验，T3不闭锁试验是系统层的试验，不闭锁试验可以在进行一个试验信号下执行多个电厂设备的操作。这些设备按电厂功能进行逻辑分组，一个T3不闭锁试验不能测试整个系统，它是系统层的测试，它能测试某个系统内设备的逻辑分组。

T3不闭锁试验基本程序包括如下三个阶段执行：

3.1试验准备阶段

1） 检查确认电厂相关工艺系统，或相关工艺设备的状态适于进行该试验，包括设备状态，工艺参数，报警等信息。若一些工艺系统或设备不在合适试验的状态，需要通过操纵员远程或就地操作将其置于合适试验的状态（可能还需要仪控工程师在工程师站或机柜上模拟和强制信号，以解除一些闭锁逻辑）;

2） 检查确认所有被试验执行器处于试验初始状态，对于大多数执行器，试验准备阶段需要置执行器于与安全动作方向相反的位置，但也有一些例外，如RRI，SEC泵，需要在试验准备阶段即将这些设备置于启动状态;

3） 置试验相关系统于试验状态;

4） 检查确认未发生保护系统安全动作;

5） 检查确认仪控系统正常运行，無仪控故障，没有进行保护系统的其他试验或维护。

3.2 试验执行阶段

1） 申请试验允许;

2） 确认获得允许，允许指示灯亮;

3） 置试验开关于"试验"状态;

4） 通过KIC画面和BUP指示灯检查确认是否所有被试验执行器均达到安全保护位置;

5） 记录并确认被试验执行器的行程时间是否符合要求;

6） 置试验开关于"正常"状态;

7） 取消试验允许;

8） 检查确认允许指示灯已经熄灭。

3.3 试验恢复阶段

1） 确认被试验设备恢复正常状态;

2） 确认相关工艺设备状态，工艺参数，报警等信息已经恢复正常，通过操纵员远程或就地操作恢复一些相关的工艺设备到正常状态;

3） 清除试验相关系统的试验状态;

4） 清除画面上的执行器行程时间记录。

参考文献：

[1] 朱攀，王银丽.红沿河核电厂反应堆保护系统定期试验方案设计[J]. 四川：核动力工程，2015-02.

[2] 张建民.压水堆核电厂全数字化控制系统[M].西安：西安交通大学，2005.

[3] 曲鸣，张玉峰.核电厂DCS设计验证平台[R].中国核科学技术进展报告.2011，10：193-196.

[4] 广东核电培训中心.900MW压水堆核电站系统与设备[M].北京：原子能出版社，2005.

[通联编辑：梁书]