核电站反应堆保护系统故障对策分析与应用
核电常见问题现象和分析
核电1.什么是核电2.核电的架构与关键设备3.核电应用中遇到的问题4.针对以上问题提出的解决方案与应用效果5.预期达到的目标1什么是核电核能作为一种安全高效、清洁低碳、可大规模开发利用的非石化能源，是我国清洁能源体系的重要组成部分。
核能发电是人类在社会生产和生活中利用核能的主要方式。
核电发展的最重要前提始终是核电运行的安全性和经济性，核电能否安全运行与其关键设备材料的服役性能密切相关，只有保证关键设备材料在服役期间有足够的安全裕度设计，才能保证核电站在设计周期内安全可靠的运行。
截至2022年11月，我国核电在运机组54台，装机容量为5,215万千瓦;在建核电机组20台，在建数量全球第一，装机容量2286.7万千瓦。
2核电的架构与关键设备核电站工作原理基本工作原理，核电站由核反应堆在受控条件下通过分裂放射性物质的原子来产生热量，由此产生的热能用于产生高温高压蒸汽，蒸汽驱动蒸汽轮机，将蒸汽能转化为机械能，由涡轮机旋转发电机，将机械能转化为电能。
反应堆是核电站的核心。
核电站的内部它通常由一回路系统和二回路系统组成。
反应堆工作时放出的热能，由一回路系统的冷却剂带出，用以产生蒸汽。
因此，整个一回路系统被称为“核供汽系统”，它相当于火电厂的锅炉系统。
为了确保安全，整个一回路系统装在一个被称为安全壳的密闭厂房内。
由蒸汽驱动汽轮发电机组进行发电的二回路系统，与火电厂的汽轮发电机系统基本相同。
核电站的主要设备包括：主泵：它的功用是把冷却剂送进堆内，然后流过蒸汽发生器，以保证裂变反应产生的热量及时传递出来。
稳压器：又称压力平衡器，是用来控制反应堆系统压力变化的设备。
在正常运行时，起保持压力的作用；在发生事故时，提供超压保护。
稳压器里设有加热器和喷淋系统，当反应堆里压力过高时，喷洒冷水降压；当堆内压力太低时，加热器自动通电加热使水蒸发以增加压力。
蒸汽发生器：它的作用是把通过反应堆的冷却剂的热量传给二次回路水，并使之变成蒸汽，再通入汽轮发电机的汽缸作功。
核电站反应堆保护系统故障对策分析与应用
式应 是保 持 “ 前状 态 （ ＳＩ） ， 当 Ａ Ｓ ” 另外 应 考 虑 因失 电而引发 误 动 ， 以应 设 计 为 “ 电驱 动 ” 所 得
的数字 化技 术 ， 可能 会 因为出 现 同一 软件 故障 ，
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１ １ Ｒ Ｓ故 障安 全模式 ． Ｔ
当核 电站发 生 预期 运 行 事件 （ Ｏ 时 ， Ａ Ｏ） 为
避免安全参数 （ 如压力、 水位 ） 超越安全限值而
出现 事 故工 况 ， 由 Ｒ Ｓ驱 动 执行 机 构实 现反 而 Ｔ
应堆紧急停堆， 从而快速降低反应堆的反应性 。 对于 Ｒ Ｓ 当其任何系统或部件发生故障而无 Ｔ， 法正常进行保护控 制时， 其故障安全模式应是 触发紧急停堆， 即使丧失了电源 ， 也必须要保证
郑伟智
（ 北京 广利核 系统工 程有限公司 ， 北京 １０９ ） ０ ０ ４
摘要 ： 电站反应 堆保护系统应设 计为当其任何部分 出现故 障均能保 证反应堆 的安全。根据反应 核
堆停堆 系统及专设安全设施驱动 系统对故 障安全 的设计 要求 ， 了应对 单一故障及共因故 障的对 策 ， 研究
并 根据二代反应堆堆型 的特 点 ， 设计 了保 护系统 的基本 架构 。该 架构 的停堆 系统采用 ２ ０ ０４表决逻 辑 ， 专设 安全设施驱动 系统 采用 ２ ０ ０３表决逻 辑 ， 并提 出了在输 入发生失效时 ， 表决 逻辑 的降级规则 。 关键词 ： 核电站 ； 护系统 ； 保 故障安全 ； 单一故 障 ； 因故 障； 共 表决逻辑
中 图 分 类 号 ： Ｐ２ ６＋． ； Ｌ３２ 文 献 标 识 码 ： Ｔ ０ ３ Ｔ ６ Ａ 文 章 编 号 ： ２ ８０ ３ （０ ２ ０ － ３ －５ ０ ５ －９ ４ ２ １ ） ３０ ７０ ３
核能发电站运维常见故障及解决方法
核能发电站运维常见故障及解决方法核能发电站是现代化电力系统中常见的一种发电方式。
然而，随着时间的推移，核能发电站可能会遇到各种故障。
本文将介绍核能发电站运维中常见的故障，并提供相应的解决方法。
1. 燃料棒泄漏燃料棒泄漏是核能发电站可能会遇到的一种常见故障。
当燃料棒发生泄漏时，可能会导致核能反应的不稳定，进而影响发电站的运行。
解决这一问题的方法如下：- 立即停机：一旦发现燃料棒泄漏，应立即停机，以便进行紧急修复工作。
- 修复泄漏点：在停机期间，工作人员应检查并修复泄漏点。
这可能涉及到更换燃料棒或进行其他修复工作。
- 审查其他燃料棒：为了避免类似问题的再次发生，应审查其他燃料棒，确保它们没有泄漏或其他潜在问题。
2. 冷却系统故障冷却系统是核能发电站中非常重要的部分，用于保持反应堆的温度在可控范围内。
冷却系统故障可能导致核能反应过热或过冷，进而影响发电站的安全和稳定运行。
以下是解决冷却系统故障的方法：- 检查冷却系统：定期检查冷却系统的工作状态，确保其正常运行。
这包括检查水泵、阀门和管道等部件。
- 进行维护保养：定期对冷却系统进行维护保养工作，包括清洁和更换部件。
这有助于避免故障的发生。
- 增加备用系统：考虑增加备用冷却系统，以备不时之需。
这将提高发电站的可靠性和冷却系统的稳定性。
3. 辐射泄露核能发电站在运行过程中可能发生辐射泄露。
这可能对工作人员和环境造成严重影响。
以下是解决辐射泄露的方法：- 立即采取紧急措施：一旦发现辐射泄露，应立即采取紧急措施，限制泄露范围，并采取措施保护工作人员和周围环境。
- 排放和过滤辐射物质：将泄露的辐射物质排放到安全区域，并通过过滤设备去除辐射物质。
- 清理和修复：对受影响区域进行彻底清理，涉及到清除辐射物质和修复任何损坏的设备或管道。
4. 安全系统故障核能发电站安全系统故障可能导致发电站的安全性受到威胁。
以下是应对安全系统故障的方法：- 进行定期检查：定期对安全系统进行检查，包括监测和测试关键组件的工作状态。
核电技术的故障诊断与维护技术分析
核电技术的故障诊断与维护技术分析核能作为清洁、高效的能源之一，被广泛应用于电力生产和其他领域。
而核电站作为核能的主要生产单位之一，其稳定运行对于保障能源供应和环境保护具有重要意义。
然而，核电站也面临着各种潜在的故障和问题，故障的及时诊断与维护技术的应用是确保核电站安全稳定运行的关键。
本文将对核电技术的故障诊断与维护技术进行分析和讨论。
一、核电技术的故障诊断技术1. 故障诊断系统核电技术的故障诊断主要依赖于先进的故障诊断系统。
该系统通常包括传感器、数据采集单元、故障诊断算法和显示界面等组成部分。
它能够实时监测和记录核电站各个系统的运行状态，并根据预设的故障模型对系统进行分析和诊断。
通过故障诊断系统，操作人员能够及时了解系统的健康状况，发现潜在的故障，并采取相应的维修措施。
2. 数据分析和模式识别故障诊断的关键是对大量的数据进行分析和处理，以识别故障和问题。
数据分析和模式识别技术在核电技术的故障诊断中起到了重要的作用。
通过对数据的统计学和机器学习方法的应用，可以从海量数据中提取特征，发现异常和趋势，识别和预测故障。
这些技术为故障诊断提供了有效的手段，有助于提高核电站的运行效率和安全性。
3. 专家系统专家系统是一种基于知识和推理的人工智能技术，可用于核电技术的故障诊断。
专家系统能够通过学习和推理来模拟专家的决策过程，并根据输入的故障信息提供解决方案。
它具有自主学习和适应的能力，可以不断改进和优化自身的诊断能力。
专家系统在核电技术的故障诊断中广泛应用，能够提高故障诊断的准确性和效率。
二、核电技术的维护技术1. 定期检查和保养核电技术的维护首先需要进行定期的检查和保养工作。
这包括对设备和系统的物理检查、部件的更换和清洁、润滑和维护记录的更新等。
定期检查和保养有助于发现和预防潜在的故障，延长设备和系统的使用寿命，确保核电站安全运行。
2. 预防性维修在核电技术的维护中，预防性维修是非常重要的一部分。
通过定期替换易损件和关键部件，以及进行预防性维护和校准工作，可以减少故障和停机时间。
核电事故的原因分析与防范措施
核电事故的原因分析与防范措施核能作为一种清洁、高效的能源形式，被广泛应用于各个国家和地区。
然而，核电事故却时有发生，给人们的生命、财产和环境造成了巨大的安全风险。
本文将对核电事故的原因进行深入分析，并提出相应的防范措施。
一、核电事故的原因分析1. 设备故障核电站内的核反应堆、冷却系统、控制系统等设备是核电站正常运行的关键。
如果这些设备出现故障，将导致不可预见的事故发生。
设备故障的原因可能是制造过程中存在的隐患，也可能是设备老化或使用不当等。
2. 人为失误人为错误是核电事故的另一个主要原因。
在核电站的运行和维护过程中，人员的失误可能会导致严重后果。
例如，操作员的错误操作、不合理的维护计划或不严格的安全措施等都可能造成核电事故的发生。
3. 自然灾害自然灾害是核电站安全的挑战之一。
地震、海啸、洪水等自然灾害都可能对核电站的运行造成影响，引发事故。
特别是位于地震活跃地区的核电站面临更大的风险。
4. 设计缺陷核电站的设计缺陷也可能成为事故发生的根源。
如果在设计阶段存在错误或疏漏，那么这些问题将会在核电站运行的过程中逐渐暴露，并可能导致事故的发生。
二、核电事故的防范措施1. 强化设备管理核电站应加强对设备的管理，定期进行设备检修、维护和更新。
在设备投入使用前，要确保设备的质量和安全性，并建立完善的风险评估和检测机制。
2. 加强人员培训核电站应加强对员工的培训，提高其对设备和操作的熟悉程度，增强安全意识。
同时，要建立严格的操作规程，并且定期组织演练和模拟演习，以应对突发情况。
3. 加强安全监管政府和监管机构应加强对核电站的监管力度，确保其按照规定进行运行。
同时，要建立健全的应急预案，及时响应各类突发事件，并对相关责任人进行追责。
4. 抗灾能力提升核电站应针对可能发生的自然灾害进行全面评估和规划，并增强设备和结构的抗灾能力。
在建设核电站时，要选择合适的地理位置，避免地震和海啸等高风险地区。
5. 加强国际合作核电事故是跨国界的安全问题，国际合作是解决核电事故风险的重要手段。
核电站中的系统维护与故障排除
核电站中的系统维护与故障排除核电站是一种利用核能进行发电的装置，它的运行离不开各种复杂的系统。
为了确保核电站的安全和可靠运行，系统维护与故障排除是非常重要的。
本文将针对核电站中的系统维护与故障排除进行探讨。
一、系统维护系统维护是核电站正常运行的关键。
核电站中的各个系统通常被划分为以下几个方面，每个方面都需要定期进行维护和检修。
1. 辐射监测系统核电站中存在辐射的风险，因此辐射监测系统的维护至关重要。
该系统通常由传感器、监测仪器和数据采集设备组成，用于实时监测和记录辐射水平。
维护人员需要定期检查传感器的灵敏度，校准监测仪器，并确保数据采集设备的正常运行。
2. 冷却系统核电站的冷却系统负责将燃料棒中产生的热量转移出去，以保持反应堆的正常运行温度。
维护人员需要检查冷却系统中的水泵、阀门和管道是否正常工作，清理堵塞物，并定期更换冷却剂。
同时，监测冷却剂的流量、温度和压力等参数也是维护的重点。
3. 电力供应系统核电站的电力供应系统是维持各种设备运行的关键。
维护人员需要定期检查发电机、变压器和开关设备的运行状态，确保电力传输的稳定性。
此外，对于备用电源系统也需要进行定期测试和维护，以保障核电站在紧急情况下的应急操控能力。
二、故障排除虽然核电站的各个系统都经过了精心的设计和维护，但仍然可能会出现故障。
及时发现故障并进行排除是确保核电站运行安全的关键。
1. 异常参数报警核电站中的系统通常会监测各种参数，如温度、压力、流量等。
如果某个参数异常，系统会发出报警信号。
此时，维护人员需要迅速排查故障根源，检查相关设备的状态，并及时采取措施进行修复。
2. 故障分析与诊断当核电站发生故障时，维护人员需要进行故障的分析和诊断。
通过观察系统日志、检查设备运行情况和进行测试，维护人员可以确定故障原因。
根据故障的性质和严重程度，采取适当的维修措施进行排除。
3. 预防性维护为了减少故障的发生，核电站还需要进行预防性维护。
这包括对关键设备的定期检查和维护，及时更换老化和磨损的部件，并进行设备的性能评估和改进。
反应堆控制保护系统棒控棒位故障处理及现象分析
反应堆控制保护系统棒控棒位故障处理及现象分析摘要：反应堆堆芯反应性或中子注量率的控制是通过移动含有中子吸收体的控制棒束在堆芯中的位置，控制棒由Ag（80%）、In（15%）、Cd（5%）合金组成，其吸收中子能力强、响应快，主要用于调节与补偿较快的核反应性变化。
每个控制棒组件由一个星形架连接24根中子吸收体，插入燃料组件的导向管中。
控制棒组件上端与驱动杆连接，驱动杆由控制棒驱动机构CRDM带动，从而实现控制棒束在堆芯的上下移动。
控制棒的故障都可能导致堆内功率分布的畸变，更甚者使其停堆停机，现对此系统常见的故障进行分析，为反应堆安全运行提供保障。
关键词：压水堆；控制棒；棒控；棒位；RGL1、引言：反应堆控制目的是使一回路所产生的功率与二回路所吸收的功率相等，同时保证一、二回路的温度、压力等热工参数及堆芯功率分布等参数能满足各方面要求。
棒控棒位系统（RGL）通过控制驱动机构实现控制棒的提升、插入、保持，并测量每个棒束在堆芯的高度；在需要紧急停堆时，手动释放控制棒落入堆芯，使反应堆进入次临界状态而停堆。
在反应堆自动运行时，通过调节控制棒的提升或者下插来调节反应堆功率，控制棒控制反应堆功率是压水堆反应性控制的主要方式，它的特点是控制速度快、使用灵活性较高，利用控制棒来控制反应堆功率也比较可靠。
RGL是控制棒系统的简称，控制棒系统由控制棒控制系统和控制棒棒位监测系统共同构成，RGL系统异常工作直接影响反应堆与机组正常和安全运行。
2、棒控系统：2.1棒控系统组成：设备组成：逻辑机柜、电源柜、产生闭锁逻辑以及功率棒和温度棒自动控制信号的反应堆功率控制柜（CCS机柜）。
逻辑柜和电源柜都由PLC控制，电源柜由保持、传递、提升三个电源机箱，机箱内装有MDP卡件驱动控制棒驱动机构（CRDM）用以控制控制棒的提升下插或保持；反应堆功率控制机柜接受来自反应堆保护（RPR）、反应堆核测（RPN）系统的相关闭锁信号，根据汽机负荷等信号产生温度棒组和功率棒组的自动动作信号，自动动作信号通过硬接线送往RGL逻辑柜，完成反应堆自动控制相关功能。
核反应堆中的故障检测与应急响应
核反应堆中的故障检测与应急响应核反应堆是一种重要的能源发电设施，但由于其特殊性质，一旦发生故障可能会引发严重的后果。
因此，对核反应堆中的故障进行及时检测和应急响应是至关重要的。
本文将探讨核反应堆中的故障检测方法以及应急响应措施。
一、核反应堆故障检测方法1. 传感器监测核反应堆中的传感器可以实时监测各种参数，如温度、压力、流量等。
通过对这些参数的监测，可以及时发现异常情况。
例如，当温度超过设定范围或压力异常升高时，传感器会发出警报，提醒操作人员进行检修。
2. 振动监测核反应堆中的振动监测系统可以检测到设备的振动情况。
当设备出现异常振动时，系统会发出警报。
这种方法可以有效地检测到设备的故障，如轴承损坏、不平衡等。
3. 声音监测核反应堆中的声音监测系统可以检测到设备发出的声音。
当设备发出异常声音时，系统会发出警报。
这种方法可以有效地检测到设备的故障，如泄漏、磨损等。
4. 图像监测核反应堆中的图像监测系统可以通过摄像头实时监测设备的运行情况。
当设备出现异常情况时，系统会发出警报。
这种方法可以有效地检测到设备的故障，如裂纹、变形等。
二、核反应堆故障应急响应措施1. 紧急停堆一旦发现核反应堆中存在故障，首先要立即进行紧急停堆操作。
紧急停堆可以通过控制系统中的紧急停堆按钮来实现。
停堆后，核反应堆的核链式反应将停止，从而避免进一步的事故发生。
2. 冷却措施在核反应堆停堆后，需要采取冷却措施来降低反应堆的温度。
冷却措施可以通过启动冷却系统来实现，例如启动冷却水循环系统。
冷却措施的目的是防止核反应堆过热，从而减少事故的风险。
3. 辐射防护在核反应堆发生故障后，可能会释放出辐射物质。
为了保护工作人员和周围环境的安全，需要采取辐射防护措施。
辐射防护措施可以包括建立辐射防护区域、佩戴防护服等。
4. 事故调查与修复在核反应堆发生故障后，需要进行事故调查，找出故障的原因，并采取相应的修复措施。
事故调查可以通过分析故障记录、检查设备等方式进行。
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考虑到保护系统中Ｒ鸭与ＥｓＦＡＳ对故障
安全模式的要求不同，娜应偏于驱动，而ＥＳ—
ＦＡＳ应偏于不驱动。因此，在参与表决逻辑的 控制器出现可探测故障而发生失效时，对应的
图ｌ ３．２
ＲＴｓ系统架构
表决逻辑，以最终使得保护系统的可靠性满足 法规、标准的要求。
Ｏ嘣弘ｔ
图４
Ｒ髑表决逻辑降级设计
万方数据
ｌｎｐ｜１ｔ１
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图５
ＥＳＦＡＳ表决逻辑降级设计
［４］ＮｕＲＥｃ／ｃＲ一６３０３，Ｍｅｔｌｌｏｄ 参考文献 ［１］１ＡＥＡ—Ｎｓ—Ｇ—１．３，ｉｎｓ协ｌｍｅｎｔａｌｉｏｎ明ｄ
安全级系统故障不仅应该产生可预测的故障模
式，丽且所产生的故障模式应将系统置于安全 状态…。数字化保护系统故障一般可分为单
一故障和共因故障两种类型，本文主要针对这 两种故障类型对保护系统故障的影响分别进行 分析，并研究故障时可保证系统安全的对策，进
而设计出更为合理的保护系统架构。
１
时变为带电闭合状态，故障或失电后则恢复断
组采用多样性控制器（平台２）的系统进行冗余
配置，并进行１００２表决，如图２所示。 ３．３保护系统整体架构设计 根据上述分析结果，可为我国主要建设的
二代改进型反应堆保护系统设计出更为合理的
保护系统架构。（１）将ＲＴｓ设计为４个保护通 道Ｒ髑一ＩＰ—ｌＶＰ，每个保护通道分成两个功能 多样性子系统，可分别应用两个互为多样性的 数字化平台（一套应用ＤＣＳ，一套应用基于ＦＰ一
降低，尤其可得到更低的拒动率，所以更适合应
用到要求频率较高的保护中。在进行保护系统 架构设计时，须根据具体要求选择适合的表决
逻辑。
３．１
图２
ＥｓＦＡＳ系统架构
ＧＡ的控制装置）实现，每个保护通道控制一组
停堆断路器，四组停堆断路器相互连接而又构
Ｒ’ｒｓ表决逻辑选择 成２００４结构后控制紧急停堆。（２）ＥＳＦＡＳ设
２保护系统故障对策分析
２．１单一故障对策分析 根据核安全相关法规、标准规定，保护系统 的设计须满足单一故障准则，即要求保护系统 中任何部件发生单一随机故障包括由此故障引
的冗余配置是避免共因故障的有效手段¨Ｊ。
因为共因故障难以通过ＤｃＳ平台自身的 自诊断功能进行探测，如果对共因故障造成 “误动”和“拒动”进行兼顾设计，则须至少采用 三套不同原理的控制装置进行２００３表决，这样
当核电站发生预期运行事件（ＡＯＯ）时，为
避免安全参数（如压力、水位）超越安全限值而
出现事故工况，而由Ｒ稻驱动执行机构实现反 应堆紧急停堆，从而快速降低反应堆的反应性。
对于ＲＴｓ，当其任何系统或部件发生故障而无
法正常进行保护控制时，其故障安全模式应是
触发紧急停堆，即使丧失了电源，也必须要保证 停堆功能的执行，所以ＲＴＳ控制停堆的输出控 制模块（Ｄ０）应采用常开触点类型，在正常运行
故障）、Ｄｕ（Ｄａｎｇｅｒｏｕｓ ｕｎｄｅｔｅｃｔｅｄ，危险的不可 探测故障）、ＤＤ（Ｄａｎｇｅｒｏｕｓ Ｄｅｔｅｃｔｅｄ，危险的可 探测故障）。安全故障即故障导致的结果是安
全的，所以对于Ｒ玛而言，触发停堆的故障为 安全故障，造成停堆拒动的故障为危险故障；对
于ＥｓＦＡＳ而言，则是保持当前输出状态不变的 故障为安全故障，造成误动作的故障为危险故
系统一ＥｓＦＡＳ宜采用２００３逻辑及多样性冗余 系统结构型式，并由此设计了保护系统的基本 架构，在对具体核电站进行设计时，可基于此基 本架构再进行详细结构设计，并且须根据所应 用的ＤｃＳ平台各部件的可靠性指标，对保护系 统进行具体的可靠性定量分析计算。在进行可
靠性分析时，可能会受Ｄｃｓ平台可靠性指标的 影响，而需要再修正保护系统中的冗余配置或
表决逻辑应按表２所示的降级规律实现降级。
表２表决逻辑降级规律
ＥＳＦＡＳ表决逻辑选择 根据核电站工况的不同，对ＥＳＦＡｓ动作的
要求不同，而事故工况出现的概率极低，可能在
电厂整个生命周期内一次都不会发生¨Ｊ，为了
兼顾正常工况和事故工况，可采用２００３表决逻 辑。同时考虑到对共因故障的防范，应增加一 ＲＴｓ的２００４表决逻辑的设计，如图４所 示。 ＥＳＦＡＳ的２００４、２００３表决逻辑的设计，如 图５所示。
４结语
核电站保护系统故障安全设计是保证核电 站运行安全的重要环节，通过上述对保护系统
单一故障及共因故障两种故障形式进行分析，
３３９
万方数据
图３保护系统架构
ｈｌｐｍｌ
－Ｆ删眦．Ｆ粗Ｃ
Ｉ掣ｕｔ２坤ｕｔ３
－Ｆ硼ｈ
ｂ平ｕ蚪
－Ｆａ｜ｌ】ｔ
可知对于停堆系统一ＲｒＩｓ宜采用２００４逻辑及
多样性冗余系统结构，对于专设安全设施驱动
开状态，使停堆断路器的电源中断而触发停堆。
１．２
ＥＳＦＡＳ故障安全模式 当出现假定事故（ＰＡ）时，如一回路破站保护系统主要由紧急停堆系统
故，为减轻事故后果，由ＥｓＦＡｓ驱动专用安全
设施进行堆芯紧急冷却以及防止放射性物质向 外部环境大量排放。但是在正常工况下，如果 专设安全设施误动作（如安全壳误喷淋）则会 对反应堆设备产生损害或不良影响，所以此时
万方数据
误动率可得到有效降低，而拒动率则增加了一 倍，所以这两种表决很难兼顾“误动率”和“拒 动率”的要求。如果采用三重冗余控制器，并 进行２００３表决，误动率和拒动率都能得到有效 降低，但降低拒动率效果尚不如１００２表决，所 以可应用于对驱动要求频率比较低的情况。
２００４表决也能使误动率和拒动率都得到有效
性，并进行定量分析，使拒动率和误动率均达到 标准要求。假设单一控制站的故障误动率为
儿拒动率为ｇ，对于采用多重冗余控制器进行 逻辑表决而获得的误动率、拒动率如表ｌ所示。
表ｌ表决逻辑的误动率、拒动率
塞壅墨墨耋型
１００２ ２００２ ２００３
堡塑圣
２Ｐ
ｐ２
堑塑空
ｑ２
２ｑ ３
动降级为２００２；当一个系统出现误动故障时， 表决逻辑则会自动降级为ｌ００２，这样便可保证
第３２卷第３期 ２０１２年３月
Ｎｕｃｌｅａｒ
核电子学与探测技术 Ｅｌｅｃ叻ｎｉｃｓ＆Ｄｅｔｅｃｔｉｏｎ Ｔｅｃｈｎｏｌｏｇｙ
Ｖ０１．３２ Ｍ＂．
Ｎｏ．３ ２０１２
核电站反应堆保护系统故障对策分析与应用
郑伟智
（北京广利核系统工程有限公司，北京１０００９４）
摘要：核电站反应堆保护系统应设计为当其任何部分出现故障均能保证反应堆的安全。根据反应 堆停堆系统及专设安全设施驱动系统对故障安全的设计要求，研究了应对单一故障及共因故障的对策， 并根据二代反应堆堆型的特点，设计了保护系统的基本架构。该架构的停堆系统采用２００隼表决逻辑， 专设安全设施驱动系统采用２００３表决逻辑，并提出了在输人发生失效时，表决逻辑的降级规则。 关键词：核电站；保护系统；故障安全；单一故障；共因故障；表决逻辑 中图分类号：ＴＰ ２０６＋．３；吼３６２文献标识码：Ａ文章编号：０２５８毋９３４（２０１２）０３ＪＤ３３７－０５
［５］中国国家标准化管理委员会．ＧＢ／Ｔ ４０８３．核反应 堆保护系统安全准则［ｓ］．北京：中国标准出版社，
［２］ＩＥＥＥ
ｔｅｒｎｓ
ｓｔｄ．６０３，ＩＥＥＥ ｓｔａｎｄａｌｄ ｃｒｉｔｅｄａ ｆｏｒ ｓａｆｅｔｙ ｓｙｓ・ ｆｏｒ Ｎｕｃｌｅａｒ Ｐ０Ⅵｅｒ
（Ｒ瞄）和专设安全设施驱动系统（ＥＳＦＡＳ）两大 部分组成，因实现的功能不同，所以两个系统的 故障安全模式也有很大差异。
ＥｓＦＡｓ的系统或部件出现故障时，不驱动执行
机构是其安全模式；而在事故工况下，为了确保 能保持正常驱动持续减轻事故后果，ＥＳＦＡＳ出 现故障时，其故障安全模式是驱动保持；因此在
收稿日期：２０ｌＯ一０２—０７ 作者简介：郑伟智（１９７８一），男，河北人，工程师，，硕 士，负责核电站反应堆保护系统安全级ＤＣｓ设计。
ｔｅｒ璐ｉ珊ｐｏｒｔ皿ｔ
２００２．
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Ｐｅ由珊ｉｎｇ Ｄｉｖｅ商‘ｙ
ａｎｄ Ｄｅ如ｎｓｅ—ｉｎ—ＤｅＰｔｌｌ Ａｎａｄｙｓｅｓ ｏｆ Ｒ—ｅａｃｔｏｒ Ｐ珊ｆｅｃ— ｃｏｎｔＴｏｌ ｓｙ８一 ｔｉｏｎ
ｓｙｓｔｅｍｓ［ｓ］．Ｄｅｃｅｍｂｅｒ
１９９４．
ｓａ鲫ｉＢ
ｎｕｃｌｅ盯ｐｏｗｅｒ
ｐｌａｎｔ８［ｓ］．
保反应堆安全，Ｒ鸭必须具有更低的拒动率，所
以最好采用２００４表决进行设计。同时考虑到 对共因故障的防御，应增加一组采用多样性控 制器（平台２）的系统进行冗余配置，并进行 １００２表决，如图１所示。
直接控制紧急停堆，并将计算结果传递到Ｅｓ—
ＦＡｓ实现专设安全设施的驱动。结合上述分析
的结论，Ｒ髑采用２００４表决，ＥＳＦＡｓ采用２００３
Ｒ，１１Ｓ主要用于应对Ａ００的发生，根据ＮＲＣ 在１０ＣＦＲ５０附录Ａ中的定义，Ａ００在整个电 站生命周期中会出现一次或多次怕－。为了确
计为Ａ、Ｂ列冗余，并分别对应控制一组专设安 全设备（阀或泵），任何一组设备驱动便能完成
专设安全功能。一般处理过程为，由ＲＴＳ采集 现场传感器的信号，进行阈值处理后，判断是否 应触发反应堆停堆或驱动专设安全设施，ＲＴＳ
发的其它故障，都不能影响保护系统实现安全
功能的能力旧。ｏ。数字化仪控系统一般都具有 一定的自诊断功能，对于通过自诊断可以探测 到的故障可以按预先的设置使输出保持故障安 全状态。根据故障影响是安全的还是危险的以 及故障是否具有可探测性，可将单一随机故障
分为４种类型：ｓｕ（Ｓ出ｕｎｄｅｔｅｃｔｅｄ，安全的不 可探测故障）、ｓＤ（ｓ也Ｄｅｔｅｃｔｅｄ，安全的可探测