CAP1400反应堆保护系统定期试验方案研究

方案，并对比分析了其它核电厂定期试验的执行情况，对CAP1400反应堆保护系统定期试验提出了优化建议，也为其它核电厂的保护系统定期试验方案的设计提供参考和借鉴。

关键词：CAP1400;反应堆保护系统;定期试验

DOI：10.16640/j.cnki.37-1222/t.2019.05.074

0 引言

CAP1400反应堆保护系统是基于NuPAC®平台的数字化安全系统。NuPAC®平台采用基于FPGA的分散式结构，将安全保护或控制所需的全部功能集成于1块通用逻辑模块（GLM），实现完整的控制保护功能[1]。安装于机箱内的GLM卡件可通过机箱背板总线连接实现更为复杂的子系统功能，多个机箱通过点对点的数据通信连成一个系统[1]。CAP1400保护系统有四个冗余序列，四个序列执行四取二表决逻辑，最终驱动反应堆停堆或专设安全设施动作，缓解设计基准事件及事故工况后果。根据HAD102-10、HAD102-14、HAF103（2004）、HAD103/09（1993）等核安全法规和导则的要求，核电厂反应堆保护系统需定期得到验证，以确保其可靠性和有效性。CAP1400反应堆保护系统定期试验是按照技术规格书的监督要求，通过一系列的叠加测试来验证系统的安全路径的运行情况，从而及时发现系统、部件的各种性能的下降以及可能导致不安全工况的不良趋向。

1 CAP1400保护系统定期试验方案

1.1 CAP1400反应堆保护系统结构

CAP1400反应堆保护系统的四个冗余序列的每个序列都包括保护参数的信号处理、定值比较逻辑（BL，Bistable Logic）、符合邏辑（CL，Coincidence Logic）、停堆断路器矩阵、设备控制逻辑（CCL，Component Control Logic）、优选控制（PCM， Priority Control Module）等功能。BL接收现场传感器的信号，进行数据处理和定值比较，决定是否产生局部停堆信号，并将产生的局部停堆信号输出给CL。每个序列有两个互为冗余的BL和CL。正常运行时，某序列任意一个BL针对某个保护参数产生的局部停堆信号被送到CL后，CL采用序列内2取1的方式进行表决，四个序列执行4取2表决逻辑，然后驱动反应堆停堆或专设安全设施动作。专设安全设施的部件控制功能由PCM和冗余的CCL实现。

1.2 定期试验方案

CAP1400保护系统定期试验包括Level 1、Level 2、Level 3三个层级的测试，每个层级又由分段叠加的测试项组成。Level 1的测试主要包括通道检查和通道运行试验;Level 2的测试包括RT（Reactor Trip，反应堆停堆）符合逻辑测试功能、ESFAS（Engineered Safeguards Features Actuation System，专设安全设施驱动系统）符合逻辑测试功能、ESFAS驱动触发RT符合逻辑功能，以及Level 2至Level 3通信测试;Level 3主要为输出信号到驱动装置的测试。以一个序列为例，定期试验的层级划分如下图1所示。实验过程中使用各序列内的维护和测试图形用户接口（MT GUI，Maintenance and Test Graphic User Interface）以及安全图形用户接口（SGUI，Safety Graphic User Interface）配合测试设备，完成对PMS硬件和功能逻辑的定期试验，保证每个RT和ESFAS功能相应的传感器、表决逻辑以及驱动信号的正确运行。

2 保护系统定期试验方案对比

2.1 田湾核电厂定期试验方案

田湾核电厂反应堆保护系统采用了德国西门子公司的TXS数字化反应堆保护系统。TXS系统包括4个冗余通道，且每个冗余通道中含有2个多样性组A和B，每个通道中的核心模块为采集处理计算机和表决计算机，用于进行信号采集、处理和表决输出[2]。TXS系统采用了分段交叠的测试策略，以TXS系统自监测特性和在线诊断检查功能为基础，结合软件功能模块的逻辑计算处理纠错和硬件监视报警设计等，组成了完整的定期试验方案。TXS定期试验从信号输入到最终的执行机构驱动主要包括4部分的试验：Section 1输入部分定期试验，Section 2逻辑功能部分定期试验，Section 3输出部分定期试验，Section 4执行机构动作测试部分定期试验。此外还包括反应堆停堆系统响应时间测量和专设安全设施驱动系统响应时间测量定期试验。

2.2 海阳核电厂定期试验方案

海阳核电厂的保护和安全监测系统与CAP1400架构基本一致，仅实现平台不同。海阳核电PMS定期试验项目主要包括仪表通道校验试验、通道运行试验、驱动逻辑试验、驱动设备试验和响应时间试验。Common Q平台与定期试验紧密相关的人机接口是安装于机柜的维修和测试面板（MTP）。一个Common Q安全系统序列有一个MTP，通过MTP可以执行监视、修改设定值、旁通、初始化自动测试、显示系统诊断信息、显示趋势等功能。此外部分试验项需要在主控室的操作员模件（OM）上配合操作。

2.3 红沿河核电厂定期试验方案

红沿河核电厂保护系统为四序列冗余布置，采用4取2表决逻辑。其中停堆功能包含4个序列，每个序列分为子系统1和子系统2，分别执行各自的保护功能[3];专设设备驱动功能分为冗余的A、B两列[3]。保护系统定期试验范围包括从输入元件到驱动装置的全部逻辑部件，试验包括三种类型。T1：测量仪表通道的试验;T2：保护逻辑的试验;T3：输出信号及相关驱动器（包括停堆断路器和专设安全设施驱动器）的试验[4]。T2试验在每个停堆换料期间进行，包括保护通道的逻辑试验和专设逻辑功能试验，分别由保护通道机柜和专设安全设施驱动机柜的自动试验装置（AT）来完成。T3试验中的停堆断路器驱动试验需通过AT注入试验信号进行试验;T3连续性试验用于检测执行机构驱动器的功能，以及驱动器与执行机构之间的硬接线连接;连续性试验通过PIF（优选控制卡）卡完成。

2.4 方案对比分析

CAP1400的定期试验方案与海阳定期试验方案基本一致。下表1列出了CAP1400 PMS定期试验、田湾TXS定期试验、红沿河定期试验方案和执行情况的对比。

经过对比分析得出以下结论：

（1）CAP1400 PMS定期試验方案与海阳AP1000定期试验方案类似，定期试验项目多，测试覆盖保护系统软件逻辑、完整的硬件通道、通讯等范围，确保能够定期验证保护系统设备的可用性。

（2）由目前海阳定期试验的执行情况看，定期试验耗时较长，单台机组正常运行期间，每92天执行的PMS定期试验的时间需求为33个工作日（4人），单机组停堆换料期间定期试验的时间需求为38天（13人）。

（3）CAP1400 PMS定期试验中的通道运行试验在机组正常运行期间执行，测试项均为手动执行，易引入人因失误;如后续试验期间PMS系统状态设计与海阳一致，则试验期间PMS系统需降级为3取1表决模式，误驱动风险增加，且该项试验耗时长（约12个工作日）。

（4）田湾TXS定期试验不做逻辑部分的测试，且输出测试部分采用特定的试验程序测试，不执行通讯的测试，因此定期试验消耗的人力、时间成本较少，但对CAP1400的借鉴意义不大。

（5）红沿河定期试验的T2和T3的大部分试验项都可使用自动测试装置AT执行，且输出测试部分PIF卡的测试也可利用AT执行并获取测试结果，定期试验自动化程度较高，执行效率高，人因失误的概率大大减少。

3 CAP1400定期试验方案优化建议

通过对比分析各核电厂的定期试验方案及执行情况，对CAP1400 PMS定期试验方案提出以下优化建议：

（1）目前的试验项中通道运行测试、停堆表决逻辑测试、ESF表决逻辑测试涉及的试验信号多，且试验时需要手动在MT GUI设置输入值或输入条件，试验步骤繁多、耗时长、易引入人因失误，因此建议优化MT GUI增加测试项的自动测试功能，或开发自动测试装置，以减少由于人因失误导致停堆或专设安全设施误驱动的风险。

（2）Level 3优选控制模块输出至现场设备硬接线的试验设计为24个月执行一次，机组运行期间如得电动做的设备出现问题则不易发现，继而可能导致设备拒动的发生。因此需梳理受影响的设备并考虑如何在机组运行期间增加这部分的定期测试。

（3）鉴于FPGA的可靠性比CPU更高，应根据AP1000核电站设备运行情况及定期试验执行情况对试验周期进行优化调整。

（4）目前CAP1400定期试验方案中未对试验时PMS系统状态及表决模式进行详细描述，需与设计方沟通，尽量从设计角度确保试验期间电厂的安全性并尽可能减少安全动作误触发的概率。

（5）借鉴海阳定期试验经验，优化定期试验程序，精简试验步骤，减少不必要的人员签字，使定期试验的实际执行情况与程序步骤相适应，提高定期试验的执行效率。

4 结论

核电厂保护系统的定期试验对确保保护系统的正常运行有着重要的意义，定期试验方案的设计应不影响保护系统的正常功能，也不会造成保护系统的误触

（下转第101页）

（上接第82页）

发。目前各核电厂保护系统均有一些支持定期试验的设计，如信号交叉比较、系统自监督以及开发专门的测试程序或自动测试装置等，为定期试验的执行提供便利，并有效地缩短了定期试验的执行时间。经过对所列举的核电厂的定期试验方案及执行情况的对比分析可见，虽然CAP1400保护系统定期试验测试覆盖范围更为完整，但试验自动化程度较低，试验耗时长，易引入人因失误，仍需结合平台特点，借鉴其它核电厂定期试验的优势进行优化。

参考文献：

[1]曾海，I.SIEDLARCZYK，毛欢.基于NuPAC的核电厂反应堆保护系统[J].原子能科学技术，2014，48（04）：692-697.

[2]周海翔.田湾核电厂数字化反应堆保护系统故障模式与后果分析[J].原子能科学技术，2007，41（06）：702-706.

[3]王振营，谢志国，郑文波.红沿河核电站反应堆保护系统的DCS实现[J].中国高新技术企业，2011（02）：65-67.

[4]朱攀，王银丽，冯威等.红沿河电厂反应堆保护系统定期试验方案设计[J].核动力工程，2015，36（02）：96-100.

作者简介：严吉倩（1984-），女，青海人，研究生，硕士，工程师，研究方向：反应堆保护系统的设计、测试及维修等。

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