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      CAP1400反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)定期試驗方案研究

      2019-03-13 14:26:40嚴(yán)吉倩張存光高翔張文靜王光輝
      山東工業(yè)技術(shù) 2019年5期

      嚴(yán)吉倩 張存光 高翔 張文靜 王光輝

      摘 要:CAP1400反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)是基于NuPAC?平臺的數(shù)字化安全系統(tǒng),因采用FPGA技術(shù),系統(tǒng)的確定性、可靠性和安全性提高。按照法規(guī)和標(biāo)準(zhǔn)的要求,反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)要進(jìn)行定期試驗,以驗證其功能能夠正確執(zhí)行。本文研究了CAP1400反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)的定期試驗方案,并對比分析了其它核電廠定期試驗的執(zhí)行情況,對CAP1400反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)定期試驗提出了優(yōu)化建議,也為其它核電廠的保護(hù)系統(tǒng)定期試驗方案的設(shè)計提供參考和借鑒。

      關(guān)鍵詞:CAP1400;反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng);定期試驗

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

      0 引言

      CAP1400反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)是基于NuPAC?平臺的數(shù)字化安全系統(tǒng)。NuPAC?平臺采用基于FPGA的分散式結(jié)構(gòu),將安全保護(hù)或控制所需的全部功能集成于1塊通用邏輯模塊(GLM),實現(xiàn)完整的控制保護(hù)功能[1]。安裝于機(jī)箱內(nèi)的GLM卡件可通過機(jī)箱背板總線連接實現(xiàn)更為復(fù)雜的子系統(tǒng)功能,多個機(jī)箱通過點對點的數(shù)據(jù)通信連成一個系統(tǒng)[1]。CAP1400保護(hù)系統(tǒng)有四個冗余序列,四個序列執(zhí)行四取二表決邏輯,最終驅(qū)動反應(yīng)堆停堆或?qū)TO(shè)安全設(shè)施動作,緩解設(shè)計基準(zhǔn)事件及事故工況后果。根據(jù)HAD102-10、HAD102-14、HAF103(2004)、HAD103/09(1993)等核安全法規(guī)和導(dǎo)則的要求,核電廠反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)需定期得到驗證,以確保其可靠性和有效性。CAP1400反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)定期試驗是按照技術(shù)規(guī)格書的監(jiān)督要求,通過一系列的疊加測試來驗證系統(tǒng)的安全路徑的運行情況,從而及時發(fā)現(xiàn)系統(tǒng)、部件的各種性能的下降以及可能導(dǎo)致不安全工況的不良趨向。

      1 CAP1400保護(hù)系統(tǒng)定期試驗方案

      1.1 CAP1400反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)結(jié)構(gòu)

      CAP1400反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)的四個冗余序列的每個序列都包括保護(hù)參數(shù)的信號處理、定值比較邏輯(BL,Bistable Logic)、符合邏輯(CL,Coincidence Logic)、停堆斷路器矩陣、設(shè)備控制邏輯(CCL,Component Control Logic)、優(yōu)選控制(PCM, Priority Control Module)等功能。BL接收現(xiàn)場傳感器的信號,進(jìn)行數(shù)據(jù)處理和定值比較,決定是否產(chǎn)生局部停堆信號,并將產(chǎn)生的局部停堆信號輸出給CL。每個序列有兩個互為冗余的BL和CL。正常運行時,某序列任意一個BL針對某個保護(hù)參數(shù)產(chǎn)生的局部停堆信號被送到CL后,CL采用序列內(nèi)2取1的方式進(jìn)行表決,四個序列執(zhí)行4取2表決邏輯,然后驅(qū)動反應(yīng)堆停堆或?qū)TO(shè)安全設(shè)施動作。專設(shè)安全設(shè)施的部件控制功能由PCM和冗余的CCL實現(xiàn)。

      1.2 定期試驗方案

      CAP1400保護(hù)系統(tǒng)定期試驗包括Level 1、Level 2、Level 3三個層級的測試,每個層級又由分段疊加的測試項組成。Level 1的測試主要包括通道檢查和通道運行試驗;Level 2的測試包括RT(Reactor Trip,反應(yīng)堆停堆)符合邏輯測試功能、ESFAS(Engineered Safeguards Features Actuation System,專設(shè)安全設(shè)施驅(qū)動系統(tǒng))符合邏輯測試功能、ESFAS驅(qū)動觸發(fā)RT符合邏輯功能,以及Level 2至Level 3通信測試;Level 3主要為輸出信號到驅(qū)動裝置的測試。以一個序列為例,定期試驗的層級劃分如下圖1所示。實驗過程中使用各序列內(nèi)的維護(hù)和測試圖形用戶接口(MT GUI,Maintenance and Test Graphic User Interface)以及安全圖形用戶接口(SGUI,Safety Graphic User Interface)配合測試設(shè)備,完成對PMS硬件和功能邏輯的定期試驗,保證每個RT和ESFAS功能相應(yīng)的傳感器、表決邏輯以及驅(qū)動信號的正確運行。

      2 保護(hù)系統(tǒng)定期試驗方案對比

      2.1 田灣核電廠定期試驗方案

      田灣核電廠反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)采用了德國西門子公司的TXS數(shù)字化反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)。TXS系統(tǒng)包括4個冗余通道,且每個冗余通道中含有2個多樣性組A和B,每個通道中的核心模塊為采集處理計算機(jī)和表決計算機(jī),用于進(jìn)行信號采集、處理和表決輸出[2]。TXS系統(tǒng)采用了分段交疊的測試策略,以TXS系統(tǒng)自監(jiān)測特性和在線診斷檢查功能為基礎(chǔ),結(jié)合軟件功能模塊的邏輯計算處理糾錯和硬件監(jiān)視報警設(shè)計等,組成了完整的定期試驗方案。TXS定期試驗從信號輸入到最終的執(zhí)行機(jī)構(gòu)驅(qū)動主要包括4部分的試驗:Section 1輸入部分定期試驗,Section 2邏輯功能部分定期試驗,Section 3輸出部分定期試驗,Section 4執(zhí)行機(jī)構(gòu)動作測試部分定期試驗。此外還包括反應(yīng)堆停堆系統(tǒng)響應(yīng)時間測量和專設(shè)安全設(shè)施驅(qū)動系統(tǒng)響應(yīng)時間測量定期試驗。

      2.2 海陽核電廠定期試驗方案

      海陽核電廠的保護(hù)和安全監(jiān)測系統(tǒng)與CAP1400架構(gòu)基本一致,僅實現(xiàn)平臺不同。海陽核電PMS定期試驗項目主要包括儀表通道校驗試驗、通道運行試驗、驅(qū)動邏輯試驗、驅(qū)動設(shè)備試驗和響應(yīng)時間試驗。Common Q平臺與定期試驗緊密相關(guān)的人機(jī)接口是安裝于機(jī)柜的維修和測試面板(MTP)。一個Common Q安全系統(tǒng)序列有一個MTP,通過MTP可以執(zhí)行監(jiān)視、修改設(shè)定值、旁通、初始化自動測試、顯示系統(tǒng)診斷信息、顯示趨勢等功能。此外部分試驗項需要在主控室的操作員模件(OM)上配合操作。

      2.3 紅沿河核電廠定期試驗方案

      紅沿河核電廠保護(hù)系統(tǒng)為四序列冗余布置,采用4取2表決邏輯。其中停堆功能包含4個序列,每個序列分為子系統(tǒng)1和子系統(tǒng)2,分別執(zhí)行各自的保護(hù)功能[3];專設(shè)設(shè)備驅(qū)動功能分為冗余的A、B兩列[3]。保護(hù)系統(tǒng)定期試驗范圍包括從輸入元件到驅(qū)動裝置的全部邏輯部件,試驗包括三種類型。T1:測量儀表通道的試驗;T2:保護(hù)邏輯的試驗;T3:輸出信號及相關(guān)驅(qū)動器(包括停堆斷路器和專設(shè)安全設(shè)施驅(qū)動器)的試驗[4]。T2試驗在每個停堆換料期間進(jìn)行,包括保護(hù)通道的邏輯試驗和專設(shè)邏輯功能試驗,分別由保護(hù)通道機(jī)柜和專設(shè)安全設(shè)施驅(qū)動機(jī)柜的自動試驗裝置(AT)來完成。T3試驗中的停堆斷路器驅(qū)動試驗需通過AT注入試驗信號進(jìn)行試驗;T3連續(xù)性試驗用于檢測執(zhí)行機(jī)構(gòu)驅(qū)動器的功能,以及驅(qū)動器與執(zhí)行機(jī)構(gòu)之間的硬接線連接;連續(xù)性試驗通過PIF(優(yōu)選控制卡)卡完成。

      2.4 方案對比分析

      CAP1400的定期試驗方案與海陽定期試驗方案基本一致。下表1列出了CAP1400 PMS定期試驗、田灣TXS定期試驗、紅沿河定期試驗方案和執(zhí)行情況的對比。

      經(jīng)過對比分析得出以下結(jié)論:

      (1)CAP1400 PMS定期試驗方案與海陽AP1000定期試驗方案類似,定期試驗項目多,測試覆蓋保護(hù)系統(tǒng)軟件邏輯、完整的硬件通道、通訊等范圍,確保能夠定期驗證保護(hù)系統(tǒng)設(shè)備的可用性。

      (2)由目前海陽定期試驗的執(zhí)行情況看,定期試驗耗時較長,單臺機(jī)組正常運行期間,每92天執(zhí)行的PMS定期試驗的時間需求為33個工作日(4人),單機(jī)組停堆換料期間定期試驗的時間需求為38天(13人)。

      (3)CAP1400 PMS定期試驗中的通道運行試驗在機(jī)組正常運行期間執(zhí)行,測試項均為手動執(zhí)行,易引入人因失誤;如后續(xù)試驗期間PMS系統(tǒng)狀態(tài)設(shè)計與海陽一致,則試驗期間PMS系統(tǒng)需降級為3取1表決模式,誤驅(qū)動風(fēng)險增加,且該項試驗耗時長(約12個工作日)。

      (4)田灣TXS定期試驗不做邏輯部分的測試,且輸出測試部分采用特定的試驗程序測試,不執(zhí)行通訊的測試,因此定期試驗消耗的人力、時間成本較少,但對CAP1400的借鑒意義不大。

      (5)紅沿河定期試驗的T2和T3的大部分試驗項都可使用自動測試裝置AT執(zhí)行,且輸出測試部分PIF卡的測試也可利用AT執(zhí)行并獲取測試結(jié)果,定期試驗自動化程度較高,執(zhí)行效率高,人因失誤的概率大大減少。

      3 CAP1400定期試驗方案優(yōu)化建議

      通過對比分析各核電廠的定期試驗方案及執(zhí)行情況,對CAP1400 PMS定期試驗方案提出以下優(yōu)化建議:

      (1)目前的試驗項中通道運行測試、停堆表決邏輯測試、ESF表決邏輯測試涉及的試驗信號多,且試驗時需要手動在MT GUI設(shè)置輸入值或輸入條件,試驗步驟繁多、耗時長、易引入人因失誤,因此建議優(yōu)化MT GUI增加測試項的自動測試功能,或開發(fā)自動測試裝置,以減少由于人因失誤導(dǎo)致停堆或?qū)TO(shè)安全設(shè)施誤驅(qū)動的風(fēng)險。

      (2)Level 3優(yōu)選控制模塊輸出至現(xiàn)場設(shè)備硬接線的試驗設(shè)計為24個月執(zhí)行一次,機(jī)組運行期間如得電動做的設(shè)備出現(xiàn)問題則不易發(fā)現(xiàn),繼而可能導(dǎo)致設(shè)備拒動的發(fā)生。因此需梳理受影響的設(shè)備并考慮如何在機(jī)組運行期間增加這部分的定期測試。

      (3)鑒于FPGA的可靠性比CPU更高,應(yīng)根據(jù)AP1000核電站設(shè)備運行情況及定期試驗執(zhí)行情況對試驗周期進(jìn)行優(yōu)化調(diào)整。

      (4)目前CAP1400定期試驗方案中未對試驗時PMS系統(tǒng)狀態(tài)及表決模式進(jìn)行詳細(xì)描述,需與設(shè)計方溝通,盡量從設(shè)計角度確保試驗期間電廠的安全性并盡可能減少安全動作誤觸發(fā)的概率。

      (5)借鑒海陽定期試驗經(jīng)驗,優(yōu)化定期試驗程序,精簡試驗步驟,減少不必要的人員簽字,使定期試驗的實際執(zhí)行情況與程序步驟相適應(yīng),提高定期試驗的執(zhí)行效率。

      4 結(jié)論

      核電廠保護(hù)系統(tǒng)的定期試驗對確保保護(hù)系統(tǒng)的正常運行有著重要的意義,定期試驗方案的設(shè)計應(yīng)不影響保護(hù)系統(tǒng)的正常功能,也不會造成保護(hù)系統(tǒng)的誤觸

      (下轉(zhuǎn)第101頁)

      (上接第82頁)

      發(fā)。目前各核電廠保護(hù)系統(tǒng)均有一些支持定期試驗的設(shè)計,如信號交叉比較、系統(tǒng)自監(jiān)督以及開發(fā)專門的測試程序或自動測試裝置等,為定期試驗的執(zhí)行提供便利,并有效地縮短了定期試驗的執(zhí)行時間。經(jīng)過對所列舉的核電廠的定期試驗方案及執(zhí)行情況的對比分析可見,雖然CAP1400保護(hù)系統(tǒng)定期試驗測試覆蓋范圍更為完整,但試驗自動化程度較低,試驗耗時長,易引入人因失誤,仍需結(jié)合平臺特點,借鑒其它核電廠定期試驗的優(yōu)勢進(jìn)行優(yōu)化。

      參考文獻(xiàn):

      [1]曾海,I.SIEDLARCZYK,毛歡.基于NuPAC的核電廠反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)[J].原子能科學(xué)技術(shù),2014,48(04):692-697.

      [2]周海翔.田灣核電廠數(shù)字化反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)故障模式與后果分析[J].原子能科學(xué)技術(shù),2007,41(06):702-706.

      [3]王振營,謝志國,鄭文波.紅沿河核電站反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)的DCS實現(xiàn)[J].中國高新技術(shù)企業(yè),2011(02):65-67.

      [4]朱攀,王銀麗,馮威等.紅沿河電廠反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)定期試驗方案設(shè)計[J].核動力工程,2015,36(02):96-100.

      作者簡介:嚴(yán)吉倩(1984-),女,青海人,研究生,碩士,工程師,研究方向:反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)的設(shè)計、測試及維修等。

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