反应堆保护系统试验系统的研究

反应堆保护系统试验系统的研究
张东升1，朱毅明2，左新2
1 信息产业部电子第六研究所，北京 (100083)
2北京广利核系统工程有限公司，北京 (100085)
E-mail：tjudsoo@
摘要：本课题对大亚湾核电站反应堆保护系统进行深入研究，确定了试验系统的开发需求，研究了试验系统的数学模型,应用CPLD和NI技术完成了新的试验系统的研制，通过了现场各种性能测试，满足了用户要求,对保护系统的正常运行起到了非常关键的作用。

该课题的研究加快我国的反应堆保护系统及其试验系统的数字化进程，推动了CPLD和虚拟仪器技术在核领域的应用。

关键词：反应堆保护系统；试验系统；CPLD；虚拟仪器
1. 引言
反应堆保护系统(Reactor Protection System) 是狭义上反应堆保护系统的简称，而由SIP （过程仪表系统）和RPN（核仪表系统）、RPS（反应堆保护系统）以及所有专设安全系统（如RIS、EAS、ETY等）一起，构成广义的反应堆保护系统。

其中SIP系统作为核岛KRG 系统的一部分，其作用是将由变送器测量得到的过程变量（压力、水位、流量、温度、转速等）信号进行必要的处理，最终经阈值处理形成逻辑保护信号，送至RPS进行逻辑运算（3取2或4取2）形成保护指令。

RPS系统主要完成反应堆异常工况下的紧急停堆,并触发专设安全设施,从而减轻事故后果，先进、可靠的反应堆保护系统对堆的安全运行具有重要作用。

但是在反应堆正常运行的情况下，其故障是隐蔽的，也就是说在反应堆出现事故瞬态的情况下，保护系统才起作用，那么如何保证保护系统的正常运行则是定期试验系统需要解决的问题，也是非常关键的问题。

数字化试验系统还提供必要的事故后检测手段,以监测反应堆停堆后因事故而导致的异常工况。

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2. 反应堆保护系统试验系统研究
2.1背景介绍
SIP定期试验就是采用系统辩识和模式识别等方法来对该系统进行验证，这对于核电站正常安全的工作有重要意义，也对于高安全级别高系统的安全验证有推广作用．然而由于SIP系统是一个保护系统，也就是说，在反应堆出现事故瞬态的情况下，SIP才起作用，在反应堆正常运行的情况下，其故障是隐蔽的。

为了及时发现故障以保证SIP系统的可用性，必须对SIP系统进行定期试验。

整个保护系统的试验系统分为三段：T1试验、T2试验和T3试验，如下图1
图1 试验系统的分类
为保证定期试验功能的完备性，相邻的两个试验有重叠的部分；其中T1试验就是我们常说的SIP 定期试验，它定义了从现场传感器信号进入系统，到KRG 系统阀值输出(输出到保护逻辑系统)的试验。

T1试验台的功能是在反应堆运行期间检查KRG 系统保护测量通道的可用性。

由T1试验台提供尽可能接近实际的模拟信号，并送入待试验的测量回路，通过检查信号的转换误差、阈值继电器是否动作、动作阈值误差是否满足设计要求等，来判断KRG 系统保护测量通道是否发生故障。

2.2研究方案：
新定期试验装置的研制划分为资料收集、设备研制和测试验证三个阶段。

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在资料收集阶段对RPS 系统进行的详细的了解，认真分析了原有定期试验装置的功能、图纸、反应堆保护系统定期试验要求等，并去大亚湾核电站现场调研SIP 定期试验系统，详细了解了大亚湾核电站现有SIP 定期试验系统（过程仪表系统）和岭澳核电站反应堆保护系统定期试验系统的现场运行状况，并将收集到的资料进行整理，编制出可行性分析报告。

SIP 定期试验采用的方法称为“物理斜波试验法”，下面详细介绍一下所要进行的工作：在进行SIP 通道试验（CHANNEL TEST ）时，试验装置首先激励CC 和XX 的继电器，将SIP 通道触发到试验状态。

然后在通道口注入代表事故瞬态的斜波信号，并监督XU 的状态，当XU 动作时，试验装置记录动作时间以及XU 的动作电压值，并将其与装置中的试验准则比较以判断通道功能是否正常，具体原理如图2 所示：[2]
E 0
E
图 2 物理斜坡试验法
进行SIP周期试验时，通过切换开关，使测量继电器RM和试验继电器RT处于励磁状态，开关位置由N（Normal）位置转换到T（Test）位置，如图3中红线所示，此时，现场变送器信号被切除，XU送往RPR的信号通路被切断。

试验台通过ST注入试验信号，该信号同样经过通道中各模块的运算处理，然后与定值进行比较，此时XU动作与否，只是引起试验灯亮、灭的状态变化，实际的开关信号并没有送到RPR系统,实际原理图如下图3所示：[3]
图3 SIP试验原理示意图
当进行SIP试验时，试验台SACMO一边向通道注入斜坡信号，同时也监测XU的状态，当XU动作时，SACMO停止注入信号，并且记住当前注入的信号值，并与软件程序中的预先设定的值E set进行比较，如果记忆的值在E set+△和E set-△范围内，则试验结果合格，程序的详细流程图如下图4所示：
图4 通道试验程序流程图
3. 定期试验装置的设计与验证
设计阶段主要是进行SIP系统定期试验装置硬件设备选型与集成，人机界面要求确定及
试验软件调试和设备调试等。

3.1定期试验装置的硬件
系统硬件原理框图如下图5所示：
模拟量输
出回读
使能控制
图5 硬件原理框图
图中最左侧为有GE工控机与ＤＡＱ模件组成监控平台，中间为信号转换与特殊处理机架的描述；右边为待测试机柜的信号连接。

由于T1试验台需要与1E级的保护机柜连接，提供与机柜的隔离是系统的必须功能，即图中的粉色线条提供了系统的隔离边界。

模块①、②、③、④、⑤、⑥分别示出功能相对独立的各个功能模块。

模拟量采集回路具体电路隔离设计如下图5所示：
图6 隔离电路设计
其中模拟量采集回路由ISO124隔离放大器实现电气隔离，由零校电路、放大电路实现校准，整个电路实现了信号的隔离和调校处理。

本设计采用了CPLD器件进行低通滤波电路设计，具体设计电路如下图7所示：
图7 低通滤波电路的CPLD实现
滤波电路输入由SEL[7..]选择，被选XU信号经过两个记数器组成和JK触发器组成的滤波电路，输出滤波后波形，滤波参数为1.7mS
3.2定期试验装置的软件
T1试验装置的HMI界面结构如下图8所示：[4]
图8 HMI界面设计
内部数据结构如下图8所示：
图9 数据结构图
3.3 定期试验装置的验证
测试验证阶段主要完成完成对部分系统和整个系统的测试验证工作，保证系统的稳定性和可靠性，主要进行以下试验：
模拟装置与原有定期定期试验装置的连接试验：验证模拟装置能够模拟反应堆保护系统：模拟装置与新定期试验装置的连接试验：验证模拟装置状态相同时，新定期试验装置与原有定期试验装置测试结果的相同；新定期试验装置与现场的反应堆保护系统的连接；验证新定期试验装置与实际系统的相容性；验证新定期试验装置与原有定期试验装置的试验结果的相同等。

4. 总结
本课题要完成对反应堆现役的保护系统的分析研究（以大亚湾核电站为对象），对试验系统的原理需求进行深入分析，研制出新的反应堆保护系统试验系统的样机，并利用现场的反应堆保护系统的测试台对样机进行功能及其性能进行测试，满足了所有功能需求，得到了很好的实际应用效果，推动了数字技术和虚拟仪器技术在核电站的应用推广。

参考文献
[1] 罗建清《反应堆保护系统存在问题及解决方案》 2003.2
[2] 周继翔《秦山核电二期工程反应堆保护系统的研制》 2003
[3] 张明葵《CARR数字化保护系统测试系统的研制》 2004.7
[4] 史觊、蒋明瑜等《核电站仪表与控制系统数字化关键技术研究现状》2004.2
Test System Research of Reactor Protection System
Zhang Dongsheng1, Zhu Yiming2, Zuo xin2
1 The sixth research institute of MII, Beijing (100083)
2 China tecenergy companies, Beijing (100085)
Abstract
The issue is based on the Reactor Protection System of Daya Bay Nuclear Power Plant.Through the in-depth study, the needs are confirmed for the test system and mathematical model is also established.By using CPLD and NI technology,a new test system is exploited successfully and meet all the testing requirements，which plays a very important for the maintenance of RPS . The research speed up China's digital process for the RPS and the test system, and promote the application of CPLD and Virtual Instrument Technology in the nuclear area.
Keywords: RPS; TestSystem; CPLD; NI。