張東升（1982－）
男，碩士研究生，（信息產業部電子第六研究所, 北京  100083）研究方向為計算機技術在核電領域的應用。

摘要：本課題對大亞灣核電站反應堆保護系統進行深入研究，確定了試驗系統的開發需求，研究了試驗系統的數學模型,應用CPLD和NI技術完成了新的試驗系統的研制，通過了現場各種性能測試，滿足了用戶要求,對保護系統的正常運行起到了非常關鍵的作用。該課題的研究加快我國的反應堆保護系統及其試驗系統的數字化進程，推動了CPLD和虛擬儀器技術在核領域的應用。

關鍵詞：反應堆保護系統；試驗系統；CPLD 虛擬儀器

Abstract:  The issue is based on the Reactor Protection System of Daya Bay Nuclear Power Plant. Through the in-depth study, the requirements 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, which meets all the testing requirements. It plays a key role for the maintenance of RPS. The research speeds up China's digital process for the RPS and the test system, and promotes the application of CPLD and Virtual Instrument Technology in the nuclear area.

Key words: RPS；TestSystem；CPLD  NI

1 引言

    反應堆保護系統(Reactor Protection System) 是狹義上反應堆保護系統的簡稱，而由SIP（過程儀表系統）和RPN（核儀表系統）、RPS（反應堆保護系統）以及所有專設安全系統（如RIS、EAS、ETY等）一起，構成廣義的反應堆保護系統。其中SIP系統作為核島KRG系統的一部分，其作用是將由變送器測量得到的過程變量（壓力、水位、流量、溫度、轉速等）信號進行必要的處理，最終經閾值處理形成邏輯保護信號，送至RPS進行邏輯運算（3取2或4取2）形成保護指令。

    RPS系統主要完成反應堆異常工況下的緊急停堆，并觸發專設安全設施，從而減輕事故后果，先進、可靠的反應堆保護系統對堆的安全運行具有重要作用。但是在反應堆正常運行的情況下，其故障是隱蔽的，也就是說在反應堆出現事故瞬態的情況下，保護系統才起作用，那么如何保證保護系統的正常運行則是定期試驗系統需要解決的問題，也是非常關鍵的問題。數字化試驗系統還提供必要的事故后檢測手段，以監測反應堆停堆后因事故而導致的異常工況。[1]

2 反應堆保護系統試驗系統研究

    2.1 背景介紹

    SIP定期試驗就是采用系統辯識和模式識別等方法來對該系統進行驗證，這對于核電站正常安全的工作有重要意義，也對于高安全級別高系統的安全驗證有推廣作用。然而由于SIP系統是一個保護系統，也就是說，在反應堆出現事故瞬態的情況下，SIP才起作用，在反應堆正常運行的情況下，其故障是隱蔽的。為了及時發現故障以保證SIP系統的可用性，必須對SIP系統進行定期試驗。

    整個保護系統的試驗系統分為三段：T1試驗、T2試驗和T3試驗，如下圖1示。

圖1   試驗系統的分類

    為保證定期試驗功能的完備性，相鄰的兩個試驗有重疊的部分；其中T1試驗就是我們常說的SIP定期試驗，它定義了從現場傳感器信號進入系統，到KRG系統閥值輸出(輸出到保護邏輯系統)的試驗。T1試驗臺的功能是在反應堆運行期間檢查KRG系統保護測量通道的可用性。由T1試驗臺提供盡可能接近實際的模擬信號，并送入待試驗的測量回路，通過檢查信號的轉換誤差、閾值繼電器是否動作、動作閾值誤差是否滿足設計要求等，來判斷KRG系統保護測量通道是否發生故障。

    2.2 研究方案：

    新定期試驗裝置的研制劃分為資料收集、設備研制和測試驗證三個階段。[1]

    在資料收集階段對RPS系統進行的詳細的了解，認真分析了原有定期試驗裝置的功能、圖紙、反應堆保護系統定期試驗要求等，并去大亞灣核電站現場調研SIP定期試驗系統，詳細了解了大亞灣核電站現有SIP定期試驗系統（過程儀表系統）和嶺澳核電站反應堆保護系統定期試驗系統的現場運行狀況，并將收集到的資料進行整理，編制出可行性分析報告。

    SIP定期試驗采用的方法稱為“物理斜波試驗法”，下面詳細介紹一下所要進行的工作：在進行SIP通道試驗（CHANNEL TEST）時，試驗裝置首先激勵CC和XX的繼電器，將SIP通道觸發到試驗狀態。然后在通道口注入代表事故瞬態的斜波信號，并監督XU的狀態，當XU動作時，試驗裝置記錄動作時間以及XU的動作電壓值，并將其與裝置中的試驗準則比較以判斷通道功能是否正常，具體原理如圖2 所示。[2]

圖 2    物理斜坡試驗法

    進行SIP周期試驗時，通過切換開關，使測量繼電器RM和試驗繼電器RT處于勵磁狀態，開關位置由N（Normal）位置轉換到T（Test）位置，如圖3中紅線所示，此時，現場變送器信號被切除，XU送往RPR的信號通路被切斷。試驗臺通過ST注入試驗信號，該信號同樣經過通道中各模塊的運算處理，然后與定值進行比較，此時XU動作與否，只是引起試驗燈亮、滅的狀態變化，實際的開關信號并沒有送到RPR系統,實際原理圖如下圖3所示。[3]

圖3   SIP試驗原理示意圖

    當進行SIP試驗時，試驗臺SACMO一邊向通道注入斜坡信號，同時也監測XU的狀態，當XU動作時，SACMO停止注入信號，并且記住當前注入的信號值，并與軟件程序中的預先設定的值Eset進行比較，如果記憶的值在Eset+△和Eset-△范圍內，則試驗結果合格，程序的詳細流程圖如下圖4所示。

圖4    通道試驗程序流程圖

3 定期試驗裝置的設計與驗證

    設計階段主要是進行SIP系統定期試驗裝置硬件設備選型與集成，人機界面要求確定及試驗軟件調試和設備調試等。

    3.1 定期試驗裝置的硬件

    系統硬件原理框圖如下圖5所示。 

圖5   硬件原理框圖

    圖中最左側為有GE工控機與ＤＡＱ 模件組成監控平臺，中間為信號轉換與特殊處理機架的描述；右邊為待測試機柜的信號連接。由于T1試驗臺需要與1E級的保護機柜連接，提供與機柜的隔離是系統的必須功能，即圖中的粉色線條提供了系統的隔離邊界。模塊①、②、③、④、⑤、⑥分別示出功能相對獨立的各個功能模塊。
模擬量采集回路具體電路隔離設計如下圖6所示。

圖6   隔離電路設計

    其中模擬量采集回路由ISO124隔離放大器實現電氣隔離，由零校電路、放大電路實現校準，整個電路實現了信號的隔離和調校處理。

    本設計采用了CPLD器件進行低通濾波電路設計，具體設計電路如下圖7所示。

圖7   低通濾波電路的CPLD實現

    濾波電路輸入由SEL[7..]選擇，被選XU信號經過兩個記數器組成和JK觸發器組成的濾波電路，輸出濾波后波形，濾波參數為1.7ms。

    3.2 定期試驗裝置的軟件

    T1試驗裝置的HMI界面結構如下圖8所示。[4]

圖 8   HMI界面設計

    內部數據結構如下圖9所示：

圖9   數據結構圖

    3.3 定期試驗裝置的驗證

    測試驗證階段主要完成完成對部分系統和整個系統的測試驗證工作，保證系統的穩定性和可靠性，主要進行以下試驗：

    模擬裝置與原有定期定期試驗裝置的連接試驗：驗證模擬裝置能夠模擬反應堆保護系統：模擬裝置與新定期試驗裝置的連接試驗：驗證模擬裝置狀態相同時，新定期試驗裝置與原有定期試驗裝置測試結果的相同；新定期試驗裝置與現場的反應堆保護系統的連接；驗證新定期試驗裝置與實際系統的相容性；驗證新定期試驗裝置與原有定期試驗裝置的試驗結果的相同等?！　?BR>
4 總結

    本課題要完成對反應堆現役的保護系統的分析研究（以大亞灣核電站為對象），對試驗系統的原理需求進行深入分析，研制出新的反應堆保護系統試驗系統的樣機，并利用現場的反應堆保護系統的測試臺對樣機進行功能及其性能進行測試，滿足了所有功能需求，得到了很好的實際應用效果，推動了數字技術和虛擬儀器技術在核電站的應用推廣。

其他作者：

    朱毅明（1970－），男，碩士生導師，總工程師，研究方向為工業自動化；左新 （1975－），男，高級研發經理，研究方向為工業自動化。

參考文獻：

    [1] 羅建清 . 反應堆保護系統存在問題及解決方案 . 2003.

    [2] 周繼翔 . 秦山核電二期工程反應堆保護系統的研制 . 2003.

    [3] 張明葵 . CARR數字化保護系統測試系統的研制 . 2004.

    [4] 史覬, 蔣明瑜等 . 核電站儀表與控制系統數字化關鍵技術研究現狀 .2004.

    編號：080533