超溫/超功率ΔT停堆響應(yīng)時間測試分析

徐 智 鮑 麒

超溫/超功率ΔT停堆響應(yīng)時間測試分析

徐 智1鮑 麒2

1（中廣核工程設(shè)計有限公司 上海 200241）2（咸寧核電有限公司 武漢 430205）

超溫/超功率ΔT保護是壓水堆電廠的重要保護功能，初步安全分析報告(Preliminary Safety Analysis Report, PSAR)技術(shù)規(guī)格書一章對其響應(yīng)時間的測試有強制要求?；贗EEE388對保護系統(tǒng)響應(yīng)時間測試的要求，根據(jù)超溫/超功率ΔT保護的算法及標準設(shè)計方案，提出了AP1000超溫/超功率ΔT保護響應(yīng)時間的推薦測試參數(shù)，并重點分析了保護系統(tǒng)動態(tài)補償對于響應(yīng)時間測試的影響。分析發(fā)現(xiàn)動態(tài)補償對于測量響應(yīng)時間有一定的影響，為得到可信的、保守的測量結(jié)果，在進行超溫/超功率ΔT停堆保護響應(yīng)時間測試時，應(yīng)該保留動態(tài)補償環(huán)節(jié)。

AP1000，超溫/超功率ΔT保護，響應(yīng)時間測試，動態(tài)補償，超前滯后

20世紀中葉，美國西屋公司將超溫/超功率ΔT保護引入壓水堆核電廠設(shè)計，美國核管會(U.S. Nuclear Regulatory Commission, NRC)在對該保護方案進行充分評估后發(fā)布批準文件，隨后超溫/超功率ΔT保護方法在壓水堆(Pressurized Water Reactor, PWR)核電廠中得到普遍應(yīng)用[1]。正在NRC進行認證的日本三菱重工的APWR以及已通過認證的AP1000等三代核電廠亦都采用了這種保護[2?3]。超溫ΔT保護用于防止在系統(tǒng)壓力、功率、冷卻劑溫度和軸向功率分布的組合條件下出現(xiàn)偏離泡核沸騰(Departure from Nucleate Boiling, DNB)，進而防止燃料包殼燒毀；超功率ΔT停堆用于保護反應(yīng)堆堆芯免于發(fā)生超功率，防止燃料芯塊熔化引起包殼損毀[4]。PWR核電廠的保護有多種，但由多個直接測量參數(shù)，如冷卻劑溫度、壓力、軸向功率偏差以及主泵轉(zhuǎn)速等，實時計算產(chǎn)生動態(tài)保護定值只有超溫/超功率ΔT保護[5]。AP1000的保護系統(tǒng)采用了先進的基于數(shù)字技術(shù)的超溫/超功率ΔT保護[6]，當反應(yīng)堆達到緊急停堆工況后，相關(guān)信號由保護系統(tǒng)傳感器探測并經(jīng)過保護系統(tǒng)處理后，輸出緊急停堆信號至停堆斷路器，反應(yīng)性控制棒驅(qū)動機構(gòu)失電后，反應(yīng)性控制棒在重力作用下，經(jīng)過一段時間后落入堆芯的底部。NRC標準評審大綱(NUREG-0800)規(guī)定要求保護系統(tǒng)設(shè)計時必須考慮系統(tǒng)的響應(yīng)時間，并要求在保護系統(tǒng)性能確認階段測試系統(tǒng)的響應(yīng)時間[7]。IEEE388則給出實施保護系統(tǒng)響應(yīng)時間測試的標準[8]，與其相對應(yīng)的GB/T 5204提出保護系統(tǒng)響應(yīng)時間測試的推薦性標準[9]。

本文基于IEEE388中保護系統(tǒng)響應(yīng)時間測試的要求，根據(jù)超溫/超功率ΔT保護的算法，給出AP1000超溫/超功率ΔT保護響應(yīng)時間的推薦測試參數(shù)，并重點分析保護系統(tǒng)動態(tài)補償對于響應(yīng)時間測試的影響。分析表明，動態(tài)補償對于測量響應(yīng)時間有一定的影，為得到可信、保守的測量結(jié)果，在進行超溫/超功率ΔT停堆保護響應(yīng)時間測試時，應(yīng)該保留動態(tài)補償環(huán)節(jié)。

1 AP1000超溫/超功率ΔT保護的功能算法

超溫/超功率ΔT保護能對PWR堆芯進行保護，防止堆芯熱點處線功率密度過高或偏離泡核沸騰。AP1000的停堆保護系統(tǒng)有4個冗余序列，每個序列直接用于超溫ΔT和超功率ΔT反應(yīng)堆緊急停堆(Reactor Trip, RT)的信號有4類：反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)(Reactor Coolant System, RCS)冷段窄量程溫度信號；RCS熱段窄量程溫度信號；穩(wěn)壓器壓力信號；上部、下部功率量程中子注量率探測器的中子注量率差信號。當綜合上述信號計算所得的堆芯熱功率信號超過動態(tài)停堆整定值時，將產(chǎn)生超溫/超功率ΔT反應(yīng)堆局部緊急停堆信號。當兩個序列或更多的序列產(chǎn)生局部緊急停堆信號時，反應(yīng)堆緊急停堆，從而防止堆芯在不同壓力、功率、冷卻劑溫度、軸向功率分布的組合狀態(tài)下發(fā)生DNB或燃料芯塊局部功率過高。

盡管由于堆芯到安裝在RCS管道的熱電阻溫度傳感器(Thermal resistance temperature detector, RTD)的管路瞬態(tài)延遲造成溫度變量變化緩慢，穩(wěn)壓器壓力處于高壓停堆和低壓停堆之間，并且徑向功率分布好于設(shè)計要求時，超溫/超功率ΔT保護亦能為初步安全分析報告(Preliminary Safety Analysis Report, PSAR)的任何瞬態(tài)事件提供保護。

基于冷段和熱段中冷卻劑的熱工水力學(xué)特性、系統(tǒng)壓力、對堆芯到熱段溫度傳感器以及冷段溫度傳感器到反應(yīng)堆堆芯的管路流體瞬態(tài)延遲的動態(tài)補償?shù)?，AP1000的超溫/超功率ΔT保護計算出ΔT堆芯功率。在正常的功率分布情況下，超溫ΔT整定值不高于堆芯熱工設(shè)計限值。另外，當由功率量程上部探測器與下部探測器的中子注量率之差表征的軸向功率分布比設(shè)計值更不利于DNB時，將自動減小RT整定值。

熱段主管道同一截面上設(shè)有3個均勻分布、直插于熱段套管內(nèi)的窄量程溫度傳感器。每個RTD和套管的響應(yīng)時間不應(yīng)大于安全分析中的假設(shè)值。當實際測得的RTD和套管的響應(yīng)時間小于設(shè)計值時，應(yīng)加上額外的濾波器來濾除來自工藝過程和電氣噪音。在進行響應(yīng)時間測試時，應(yīng)考慮包含這些濾波器的延遲[1]。

AP1000保護系統(tǒng)通過對每個熱段傳感器探測的局部溫度值進行修正，能夠得到熱段溫度混合平均值的最佳估計。這些局部溫度值具有各自不同的電氣噪音和流體特性，因此在進行平均溫度計算時應(yīng)給每個局部熱段溫度值賦予不同的權(quán)重。4個冷段分別安裝兩個與熱段相同的窄量程傳感器，溫度信號與熱段溫度信號的計算方法基本相同。

為校正RTD、套管熱響應(yīng)時間常數(shù)以及冷卻劑從堆芯到RTD（或從RTD到堆芯）的流體流動時間，AP1000的保護系統(tǒng)為超溫ΔT和超功率ΔT反應(yīng)堆緊急停堆的T'Ci（冷段平均溫度）和T'Hi（熱段平均溫度）信號提供動態(tài)補償。超前/滯后算法將信號進行超前或滯后補償，使其能反映反應(yīng)堆堆芯狀況，并和安全分析報告中的假定值一致。

超溫ΔT保護功率整定值通過一組給定的熱工限值線性插值確定，而超功率ΔT保護功率整定值是人工輸入的定值。上述的整定值再經(jīng)過軸向功率分布f (ΔI)的調(diào)整，即作為實際的動態(tài)整定值。其中的f (ΔI)為對不利軸向功率分布的懲罰項。AP1000保護系統(tǒng)根據(jù)用戶規(guī)定的幾對數(shù)值構(gòu)成的輸入表進行線性插值，確定軸向中子注量率懲罰項f (ΔI)，如圖1所示。

式中，T'Ci、T'Hi為經(jīng)動態(tài)補償?shù)睦涠魏蜔岫蜶TD加權(quán)平均溫度；TCi、THi為冷段和熱段RTD加權(quán)平均溫度；τi(i=1?6)為超前/滯后時間常數(shù)，用于補償用于堆芯功率和停堆整定值計算見式(1)?(3)：冷段RTD響應(yīng)時間、套管熱響應(yīng)時間以及滯后濾波器的時間常數(shù)之和減去從冷段RTD到堆芯的流體流動時間，或補償熱段RTD響應(yīng)時間、套管熱響應(yīng)時間以及滯后濾波器時間常數(shù)之和加上從堆芯到熱段RTD的流體流動時間；qΔTi為i序列所監(jiān)測回路的、以額定熱功率的百分數(shù)表示的功率；ρ(T 'Ci, P)為水密度；P為穩(wěn)壓器絕對壓力；h(T,P)為在給定溫度(T'Hi或T'Ci)和絕對壓力P條件下水的焓值；ΔTi°為i序列的轉(zhuǎn)換因子，它使得正常額定熱功率時qΔTi的值為100%；C用于補償RTD校正中的微小偏差，使得零功率時的qΔTi值為零。

圖1 軸向中子注量率懲罰函數(shù)示意圖Fig.1 Axial flux penalty function diagram.

值得注意的是AP1000保護系統(tǒng)雖有主泵轉(zhuǎn)速信號，但并不作為超溫/超功率ΔT保護的參數(shù)，即沒有與M310等機組保護那樣對主泵轉(zhuǎn)速進行補償[2,6]。

2 AP1000超溫/超功率ΔT保護響應(yīng)時間

系統(tǒng)試驗是為評價一個系統(tǒng)整體與規(guī)定要求之間的一致性，而對該系統(tǒng)進行的試驗。按計劃的時間間隔所進行的定期試驗可探測系統(tǒng)故障和檢查系統(tǒng)可運行性，是重要的系統(tǒng)試驗之一。HAF102規(guī)定保護系統(tǒng)應(yīng)具有可試驗性（必要時包括自檢能力），并具有與其所執(zhí)行功能相適應(yīng)的高度可靠性和定期可試驗性。HAD102/10規(guī)定保護系統(tǒng)的試驗特性必須確保系統(tǒng)設(shè)計基準性能要求能定期得到驗證。響應(yīng)時間就是其中重要的性能要求之一。文獻[10]進行了核電站數(shù)字化反應(yīng)堆保護系統(tǒng)停堆響應(yīng)時間分析，文獻[11]進一步研究了核電站數(shù)字化反應(yīng)堆保護系統(tǒng)停堆響應(yīng)時間的測試方法。但上述的研究均基于特定方案，所涉及的方法不能直接應(yīng)用于AP1000的保護系統(tǒng)停堆響應(yīng)時間分析和測試。主要原因在于以下的差別：保護功能的不同，如增加了主泵軸承水溫度停堆功能；參數(shù)類型的不同，如采用了脈沖/轉(zhuǎn)速傳感器測量主泵轉(zhuǎn)速；實現(xiàn)的方案不同，如超溫/超功率ΔT保護采用基于數(shù)字技術(shù)的方案。

文獻[8]給出了保護系統(tǒng)停堆響應(yīng)時間的定義，即“從通道敏感元件監(jiān)測的參數(shù)超過其緊急停堆整定值的那個時刻開始，到夾持線圈失去電壓為止的時間間隔。響應(yīng)時間可以順序序列、交疊或整個通道分若干段的方式來進行測量，以便測得總的響應(yīng)時間。如果所驗證的部件和方法事先已得到核安全當局認可，所選部件的響應(yīng)時間可以作為被驗證值以代替實際測量”。由于超溫/超功率ΔT保護是PWR核電廠唯一由多個測量參數(shù)共同決定、且存在特有的動態(tài)整定值，因而該保護的時間響應(yīng)問題成為本文的關(guān)注重點。該保護的整定值是依賴于其它相關(guān)變量的動態(tài)變化值，即某一變量值是否成為停堆保護動作的觸發(fā)值還取決于其它變量的狀態(tài)值，此外堆芯溫度信號的大時間滯后特性也必須給予高度關(guān)注。如何設(shè)定測量情景來測量其響應(yīng)時間未見有文獻。本文基于有關(guān)的標準、AP1000標準設(shè)計以及保護系統(tǒng)相關(guān)的實現(xiàn)方案，提出一組測試參數(shù)設(shè)置值，并分析了其中動態(tài)補償對測試結(jié)果的影響。

2.1 測量參數(shù)設(shè)置依據(jù)

文獻[8]給出實施超溫/超功率ΔT保護系統(tǒng)響應(yīng)時間測試的標準，即在測試某一變量時，應(yīng)將其他相關(guān)變量設(shè)置為預(yù)期運行范圍內(nèi)的、可產(chǎn)生保守結(jié)果的值。這一要求不同于文獻[9]中相對應(yīng)的模糊要求。國標GB/T 5204的§6.3.4.7要求“如果保護脫扣功能由兩個或兩個以上變量觸發(fā)動作（例如，脫扣點是由溫度、壓力和中子注量率信號計算的），通道的響應(yīng)時間應(yīng)用每個變量產(chǎn)生的脫扣動作來檢驗。在試驗中，其余變量的試驗信號應(yīng)設(shè)置在它們的預(yù)期運行范圍內(nèi)，這樣試驗將產(chǎn)生保守的試驗結(jié)果”。為能夠得到保守的響應(yīng)時間測量值，本文認為應(yīng)該遵從IEEE388的要求，精心選擇能夠得到保守測量值并且在預(yù)期運行范圍內(nèi)的測試變量作為測量環(huán)境，即保守的時間測量值源自測試變量/場景的精心選擇，而不是必然的結(jié)果。

2.2 測量參數(shù)設(shè)置

根據(jù)AP1000的標準設(shè)計工況[12]及文獻[6]，超溫/超功率ΔT建議的測試變量設(shè)定值見表1。

表1 測量參數(shù)組設(shè)置Table 1 Testing parameters set.

表1中，“*”代表目標測試變量，其他數(shù)值為測試時其他相關(guān)信號的設(shè)定值。在實際測試中，還應(yīng)根據(jù)實際情況，對數(shù)值作必要的調(diào)整。如在進行熱段RTD信號的響應(yīng)時間測試時，*1值應(yīng)根據(jù)超功率ΔT保護的有效范圍，一方面要能夠產(chǎn)生保護信號，另一方面不能產(chǎn)生超溫ΔT保護信號，因此要比*0值小些。由于RCS壓力信號響應(yīng)時間及ΔI信號響應(yīng)時間的測量值遠小于RTD響應(yīng)時間測量值，因此沒有區(qū)分最終的觸發(fā)是源自超溫ΔT保護還是超功率ΔT保護。

應(yīng)當注意的是，IEEE388要求測試參數(shù)的設(shè)置應(yīng)能產(chǎn)生保守的測量值，并沒有要求能產(chǎn)生“最保守”的測量值，因此表1的數(shù)值只是一組可行的值。

3 動態(tài)補償?shù)挠绊懛治?/h2>

無論基于M310或其改進型的二代加核電廠[13]，還是三代AP1000、APWR核電廠[3]的超溫/超功率ΔT均采用了動態(tài)補償技術(shù)，來補償堆芯冷卻劑到傳感器探測點的介質(zhì)流動時間差、傳感器的熱滯后以及傳感器的信號響應(yīng)時間，并和安全分析報告中的假定值一致。AP1000采用基于數(shù)字技術(shù)的超溫/超功率ΔT保護，其動態(tài)補償比較靈活，可以對熱段、冷段溫度分別進行補償[6]，而基于模擬技術(shù)的超溫/超功率ΔT保護只能對平均溫度總體進行補償。APWR和AP1000一樣，也采用了RCS溫度直接插入式測量，而不是二代核電廠常用的旁路測量方式。由于直接測量的RTD傳感器響應(yīng)時間較長，文獻[3]對保護的動態(tài)補償也作了諸如去除滯后補償?shù)拇胧┑?，但由于模擬式的保護是基于RCS平均溫度補償，因此只能對平均溫度及ΔT進行補償。針對RTD測點位置對堆芯目標點溫度的影響是相反的，即冷段信號超前而熱段信號滯后的特點，AP1000保護算法分別對其進行補償。這樣的補償方案不但物理意義明確，而且簡化了溫度的動態(tài)補償。AP1000保護信號時間流程示意圖見圖2。

圖2 AP1000超溫/超功率ΔT保護時間相關(guān)信號示意圖Fig.2 AP1000 OT/OP ΔT timing related signal flow.

圖2中，Hp、Hw、Hs分別為堆芯到熱段傳感器的介質(zhì)流動時間（延遲）、直插式傳感器熱滯后、RTD本身的響應(yīng)時間，Hf、Hll分別為熱段信號的滯后及超前滯后補償；Cp、Cw、Cs分別為冷段傳感器到堆芯的介質(zhì)流動時間（超前）、直插式傳感器熱滯后、RTD本身的響應(yīng)時間，Cf、Cll分別為冷段信號的滯后及超前滯后補償。虛線左邊部分的介質(zhì)流動時間、傳感器熱滯后、RTD本身的響應(yīng)時間之和為總現(xiàn)場工藝時間常數(shù)。在進行停堆響應(yīng)時間測試時通常采用信號發(fā)生器產(chǎn)生模擬的已知信號，替代現(xiàn)場輸入信號至保護系統(tǒng)機柜，同時將該信號連接至信號分析儀。信號分析儀對保護系統(tǒng)機柜的輸出信號及信號發(fā)生器的驅(qū)動信號進行記錄和分析，得出響應(yīng)時間結(jié)果，即文獻[8]規(guī)定的那部分響應(yīng)時間。測試系統(tǒng)原理見圖3。

圖3 測試系統(tǒng)原理圖Fig.3 Testing system diagram.

根據(jù)文獻[2]，除了PSAR專門規(guī)定外，在進行響應(yīng)時間測量時，應(yīng)將滯后(lag)、超前/滯后(lead/lag)、微分/滯后(rate/lag)去除，即將這些環(huán)節(jié)設(shè)為單位“1”。文獻[10]、[11]均未提及進行這樣的設(shè)置，亦未提及這些響應(yīng)時間動態(tài)補償對測量結(jié)果的影響。根據(jù)圖2、圖3，AP1000的超溫/超功率ΔT保護響應(yīng)時間測試所涉及的動態(tài)補償為圖2的虛線右半部分。本文就所涉及的動態(tài)補償特性和對其影響進行分析。

3.1 滯后補償動態(tài)響應(yīng)

滯后補償常用于對信號的濾波，減少電氣和工藝噪聲的干擾，防止瞬態(tài)干擾引發(fā)停堆。其傳遞函數(shù)形為：1/(1+τ1)，不同時間常數(shù)的函數(shù)在單位階躍及脈沖激勵下響應(yīng)見圖4。

圖4 滯后補償在單位階躍及脈沖激勵下響應(yīng)Fig.4 Response of lag functions with the unit step and impulse stimulations.

由圖4，小時間常數(shù)的滯后環(huán)節(jié)的階躍響應(yīng)快，但其在脈沖激勵下的響應(yīng)也較大，即抗干擾能力低。

3.2 超前滯后補償動態(tài)響應(yīng)

圖5 相同時間常數(shù)比(a)和不同時間常數(shù)比(b)的超前滯后補償?shù)捻憫?yīng)Fig.5 Response of lead-lag functions with same constant ratio (a) and different constant ratio(b).

超前滯后用于補償圖2中Hp、Hw、Hs以及Hf的時間滯后，也用于Cp、Cw、Cs以及Cf的時間滯后。其傳遞函數(shù)形為：(1+τ2s)/(1+τ3s)，不同時間常數(shù)的超前滯后補償（相同的τ2/τ3）在單位階躍及脈沖激勵下響應(yīng)見圖5(a)。圖5(b)為不同時間常數(shù)比的超前滯后補償在單位階躍及脈沖激勵下響應(yīng)。圖6為2階超前滯后補償在單位階躍及脈沖激勵下響應(yīng)，其傳遞函數(shù)形為：(1+τ2s)/[(1+τ3s)(1+τ4s)]。該補償可看成超前滯后補償(1+τ2s)/(1+τ3s)與滯后補償1/(1+τ4s)的組合，其中的滯后環(huán)節(jié)提供了額外的信號濾波功能。

圖6 2階超前滯后補償?shù)捻憫?yīng)Fig.6 Response of 2nd lead-lag functions.

可以看出大的超前時間常數(shù)響應(yīng)更快，但抗干擾能力隨之下降，而大的滯后時間常數(shù)響應(yīng)更慢，但抗干擾能力隨之增強。2階超前滯后環(huán)節(jié)的響應(yīng)在初始段變化趨勢更類似于滯后環(huán)節(jié)。

3.3 AP1000超溫/超功率ΔT保護動態(tài)響應(yīng)

根據(jù)文獻[1]、[6]及圖2，除了多變量及動態(tài)整定值外，AP1000超溫/超功率ΔT保護的特殊之處在于其RTD的響應(yīng)滯后較大。安全分析假定的值為4 s。由于超前/滯后的時間參數(shù)在事件分析沒有固定的“保守方向”，因此這些常數(shù)應(yīng)該和安全分析中的值一致。滯后補償常用于電氣噪聲及工藝噪聲的濾波，在AP1000設(shè)計中通過安全分析給其分配較長的時間，保證了可用滯后補償進行信號的有效濾波。以下就表1的測試工況進行響應(yīng)時間分析。

3.3.1 熱段RTD信號觸發(fā)保護響應(yīng)時間分析

文獻[6]表明，在不考慮軸向偏移情況下，AP1000的超功率ΔT整定值為人工輸入的固定值，而超溫ΔT保護整定值由壓力、冷段溫度插值計算決定的值。超溫ΔT保護整定值由插值所得出的一條隨冷段溫度的單調(diào)減函數(shù)決定[6]。因此在進行熱段RTD信號觸發(fā)保護響應(yīng)時間測試時，當冷段RTD溫度、壓力、軸向偏移值等預(yù)先給定時，實際上AP1000的超溫ΔT整定值亦為定值。式(3)表明，對于熱段RTD信號，計算堆芯功率具有單調(diào)遞增特性，即較大的熱段RTD信號導(dǎo)致堆芯功率的計算值變大，有利于停堆信號產(chǎn)生，同時較小的冷段RTD信號值有利于產(chǎn)生保守的停堆信號。

根據(jù)文獻[2]，在進行保護響應(yīng)時間測試時，應(yīng)將這些動態(tài)補償單元屏蔽，即設(shè)為“1”。這樣的測試結(jié)果是否保守、可信，就完全取決于這些動態(tài)補償單元的總效應(yīng)是超前還是滯后。

3.3.2 冷段RTD信號觸發(fā)保護響應(yīng)時間分析

超功率ΔT保護的分析和§3.3.1的分析一致。

式(3)表明，較大的冷段RTD信號導(dǎo)致堆芯功率的計算值變小，這不利于產(chǎn)生停堆信號。而較大的冷段RTD信號對應(yīng)較小的堆芯功率整定值，這有利于與產(chǎn)生停堆信號。因此總的效應(yīng)難以直接判斷。反之亦然。同時較大的熱段RTD信號，可產(chǎn)生較大的、偏保守的計算功率信號。

根據(jù)DNB熱工限值（插值）曲線的單調(diào)減特性[6]，以及兩單調(diào)減函數(shù)相交的性質(zhì)，可知較大的冷段RTD信號可較早觸發(fā)停堆信號。根據(jù)表1，本保護的驅(qū)動源自于冷段RTD信號的“從小到大”，也印證該結(jié)論。與§3.3.1對動態(tài)補償單元的分析類似，測試結(jié)果是否保守、可信，取決于該信號達到觸發(fā)值的時刻，即這些動態(tài)補償單元的總效應(yīng)是超前還是滯后。

3.3.3 軸向偏移、壓力觸發(fā)保護響應(yīng)時間分析

由于軸向偏移、壓力觸發(fā)信號的滯后時間遠小于RTD的滯后時間。其動態(tài)補償影響較小，不單獨討論。

3.4 動態(tài)補償對測量結(jié)果的響應(yīng)

無論是滯后、微分滯后還是超前滯后，都會影響輸入信號的值。這些值本身對于基于CPU技術(shù)的保護系統(tǒng)運行時間沒有直接的影響，但這些變化了的值可能在某一掃描周期內(nèi)影響與整定值的比較結(jié)果。如果提前達到整定值，則可以減少一個CPU的掃描周期。反之亦然。由于在做響應(yīng)時間分析時，已經(jīng)保守地考慮“剛好錯過一次掃描周期”的情況，因此一般來說是否屏蔽這些動態(tài)補償環(huán)節(jié)，對分析結(jié)果影響較小。對較快響應(yīng)的保護信號來說，實際的動態(tài)補償很小，因此這些動態(tài)補償存在與否對于響應(yīng)時間測試結(jié)果的影響較小，甚至可以忽略。文獻[11]的實測結(jié)果也說明了這點。

但對于像超溫/超功率ΔT保護這樣包含有較大動態(tài)補償?shù)那闆r，應(yīng)該考慮其影響。超前補償?shù)淖饔迷谟谘a償圖2中虛線左邊各部分的滯后以及濾波器的滯后。文獻[1]、[6]表明，AP1000保護系統(tǒng)采用了超前滯后/補償加滯后補償算法。這樣的系統(tǒng)在階躍輸入時，存在從0增至單位1的瞬態(tài)過程。正是由于存在著額外的滯后補償，在進行響應(yīng)時間測試時，如果保留原先的動態(tài)補償環(huán)節(jié)，只有輸入的模擬信號超過觸發(fā)值一段時間后，超溫/超功率ΔT算法的輸入值才能達到觸發(fā)值，這樣增加了“剛好錯過一次掃描周期”的概率。由于正常運行工況時，這些補償環(huán)節(jié)均在線，因此在進行響應(yīng)時間測量時，不應(yīng)該屏蔽這些動態(tài)補償，才能得到合理、可信、偏保守的測量值。

值得注意的是，由于兩級動態(tài)滯后補償時間常數(shù)的設(shè)定取決于PSAR的要求以及實際總的現(xiàn)場工藝時間常數(shù)，因此即使在響應(yīng)時間測量時屏蔽了所有的動態(tài)補償，當測量結(jié)果加上圖2中虛線左半部分響應(yīng)時間的給定值時，總的響應(yīng)時間仍是可信的。

4 結(jié)語

超溫/超功率ΔT保護是壓水堆電廠的重要保護功能，其響應(yīng)時間測試結(jié)果是一項重要的性能指標。本文基于IEEE388中保護系統(tǒng)響應(yīng)時間測試的要求，根據(jù)超溫/超功率ΔT保護算法和熱工水力系統(tǒng)的設(shè)計方案，給出AP1000超溫/超功率ΔT保護響應(yīng)時間測試的推薦參數(shù)。通過保護系統(tǒng)動態(tài)補償對響應(yīng)時間測試影響的分析，發(fā)現(xiàn)動態(tài)補償對于快響應(yīng)、小補償保護的響應(yīng)時間測量影響較小，而對超溫/超功率ΔT保護這樣存在較大補償系統(tǒng)的測量結(jié)果會有一定影響。同時，由于保護方案采用了2階的超前滯后補償環(huán)節(jié)，根據(jù)2階超前滯后補償?shù)奶匦裕谶M行響應(yīng)時間測量時，不應(yīng)按常規(guī)要求屏蔽動態(tài)補償，這樣才能得到合理、可信、偏保守測量值。由于世界上首臺AP1000核電站尚未建成，未見最終的響應(yīng)時間測試方案，實際的補償參數(shù)無法得出。設(shè)計控制文件所要求的屏蔽動態(tài)補償是否合理有待現(xiàn)場檢驗。根據(jù)本文研究，保留動態(tài)補償環(huán)節(jié)在線，再進行測試所得的結(jié)果應(yīng)是高度可信的。

1 Westinghouse. Bases of digital overpower and over-temperature delta-T (OPΔT/OTΔT) reactor trips[R]. Westinghouse Electric Company LLC, Pittsburgh, PA, 2011

2 Westinghouse. Westinghouse AP1000 design control document[R]. Westinghouse Electric Company LLC, Pittsburgh, PA, 2011

3 Mitsubishi Heavy Industries. Over temperature ΔT and over power ΔT reactor trip functions and setpoint determination Process[R]. Tokyo, 2012

4 廣東核電培訓(xùn)中心. 900 MW壓水堆核電站系統(tǒng)與設(shè)備[M].第2版. 北京: 原子能出版社, 2007 Guangdong Nuclear Power Plant Training Center. 900 MW PWR nuclear power plant systems and equipment[M]. 2ndEd. Beijing: Atomic Energy Press, 2007

5 李經(jīng)緯, 劉昌文, 胡德勇. 秦山核電二期工程反應(yīng)堆超溫ΔT和超功率ΔT保護定值設(shè)計[J]. 核動力工程, 2003, 24(S1): 20?27 LI Jingwei, LIU Changwen, HU Deyong. Over temperature ΔT and over power ΔT protection setpoint design for Qinshan Phase II NPP Project[J]. Nuclear Power Engineering, 2003, 24(S1): 20?27

6 徐智, 陳杰, 雷晴. AP1000 ΔT超溫/超功率保護的應(yīng)用分析[J]. 核安全, 2014, 13(3): 39?44 XU Zhi, CHEN Jie, LEI Qing. Analysis on the application of OP ΔT/OT ΔT protection for AP1000[J]. Nuclear Safety, 2014, 13(3): 39?44

7 BTP 7-21, Guidance on digital computer real-time performance[S]. Rock Ville: NRC, 2007

8 IEEE standard for criteria for the periodic surveillance testing of nuclear power generating station safety systems[R]. IEEE Std 338, 2012

9 中華人民共和國國家質(zhì)量監(jiān)督檢驗檢疫總局. GB/T 5204, 核電廠安全系統(tǒng)定期試驗與監(jiān)測[S]. 2008 General Administration of Quality Supervision, Inspection and Quarantine of the People's Republic of China (AQSIQ). GB/T 5204, Periodic tests and monitoring of the safety system of nuclear power plant[S]. 2008

10 鄭偉智, 李相建, 朱毅明. 核電站數(shù)字化反應(yīng)堆保護系統(tǒng)停堆響應(yīng)時間分析[J]. 自動化博覽, 2010, 8: 74?76 ZHENG Weizhi, LI Xiangjian, ZHU Yiming. Response time analysis of nuclear power plant shutdown of digital reactor protection system[J]. Automation Panorama, 2010, 8: 74?76

11 汪績寧, 周愛平, 郄永學(xué), 等. 核電廠反應(yīng)堆保護系統(tǒng)緊急停堆響應(yīng)時間分析及測試[J]. 核動力工程, 2012, 33(2): 5?10 WANG Jining, ZHOU Aiping, XI Yongxue, et al. Analysis and test of respond time of nuclear power plant digital control system to reactor trip[J]. Nuclear Power Engineering, 2012, 33(2): 5?10

12 林誠格, 郁祖盛. 非能動安全先進壓水堆核電技術(shù)[M].北京: 原子能出版社, 2008: 150?176 LIN Chengge, YU Zusheng. Passive safety advanced pressurized water reactor technology[M]. Beijing: Atomic Energy Press, 2008: 150?176

13 濮繼龍, 等. 廣東大亞灣核電站運行教程[M]. 北京:原子能出版社, 1999: 214?241 PU Jilong, et al. Guangdong Daya Bay nuclear power plant operation tutorial[M]. Beijing: Atomic Energy Press, 1999: 214?241

CLC TL362.1

Analysis on the response time testing of OT/OPΔT protection for PWR

XU Zhi1BAO Qi2
1(China Nuclear Power Engineering Co., Ltd., Shanghai 200241, China) 2(Xianning Nuclear Power Plant Co., Ltd., Wuhan 430205, China)

Background: The over temperature/over power ΔT (OT/OP ΔT) is a key protection to Pressurized WaterReactor (PWR) and the response time testing of the protection is required in technical specifications of PreliminarySafety Analysis Report (PSAR). Purpose: To have credible response time testing of the protection, including theeffects of dynamic compensation unit, analysis was conducted on the requirements of the rules and the application ofthe design. Methods: Firstly, the application of the protection algorithm is analyzed. Then the requirements ofIEEE388 and the dynamic response of the typical dynamic compensation units upon step and impulse stimulations arestudied. Results: Base on the analysis, corresponding to the nominal thermohydraulics and the instrumentation andcontrol design, a recommend testing parameter configuration set for AP1000 OT/OP ΔT protection response timetesting is developed. The non-negligible effect of dynamic compensation units is concluded as well. Conclusion: As a

AP1000, OT/OP ΔT protection, Response time testing, Dynamic compensation, Lead-lag

TL362.1

10.11889/j.0253-3219.2015.hjs.38.040606

徐智，男，1973年出生，2001年于上海交通大學(xué)獲工學(xué)博士學(xué)位，高級工程師，現(xiàn)從事核電儀控設(shè)計

2014-11-19，

2015-01-14