核電廠儀表和控制系統縱深防御與多樣性分析

陳輝峰

(深圳中廣核工程設計有限公司上海分公司，上海 200241)

0 引言

在核電廠中，縱深防御與多樣性(depth-in-defense and diversity，D3)準則貫徹于安全有關的所有活動中，包括與組織、人員行為或設計有關的各個方面，以確保這些活動均置于重疊措施的防御之下，即使有一種故障發生，它將由適當的措施探測、補償或糾正。在整個核電廠設計和運行中始終貫徹縱深防御，以便對由廠內設備故障或人員活動及廠外事件等引起的各種瞬變、預計運行事件及事故提供多層次的保護。作為核電廠重要組成部分的儀表和控制(instrumentation and control，I＆C)系統，在設計和運行過程中也需要遵守D3 設計準則。本文將基于NUREG/CR 6303(反應堆保護系統執行多樣性和縱深防御分析方法)中對于D3 的相關規定，并結合核電廠I＆C 系統的結構，對D3 在I＆C 系統中的應用進行分析和總結。

1 D3 技術分析

D3 存在兩層概念，即縱深防御和多樣性，NUREG/CR 6303 將縱深防御定義為保護屏障或手段的同心布置，僅當這些屏障或手段遭到破壞時，有害的物質或危險的能量才會對人類或環境造成不利的影響。對于I＆C 系統而言，縱深防御的理念貫穿于整個I＆C 系統，包括控制系統、停堆系統、專設安全設施系統(engineered safety feature，ESF)和監測指示系統。當控制系統發生失效事件時，那么反應堆停堆系統就需要啟動緊急停堆;當控制系統和反應堆停堆系統失效時，那么ESF 作為實體屏障通過冷卻堆芯和相應的輔助設備來繼續支持和阻止放射性的釋放。在上述三道屏障相繼失效之后，第四道屏障監測和指示系統進行事故后的監測和全廠的應急指揮。執行上述四道屏障所需的信息來自于各防御層次的傳感器測量參數以及反饋信息，然后才能根據具體的參數來確定執行相關預期功能的時機。在縱深防御層次的設計和實現過程中，需要特別關注的是相同的傳感器故障或其直接后果會導致多道屏障完整性破壞的風險，因此需要在核電廠的縱深防御層次之間和層次內的設計中引入多樣性的設計原則［1］。

多樣性作為縱深防御原則的補充，增加了在需要啟動特定縱深防御層時的幾率。多樣性一般分為六種類型，即人員多樣性、設計多樣性、軟件多樣性、功能多樣性、信號多樣性和設備多樣性。多樣性原則通常體現在不同技術、邏輯或算法，或者使用不同驅動手段來提供檢測和響應重要事件等方面。多樣性是防止潛在的故障發生的一個有效的手段，它一般體現在冗余或獨立設備之間［2-3］。

2 I＆C 系統結構分析

圖1 核電廠I＆C 系統結構簡圖Fig.1 Simplified diagram of the structure of I＆C system in nuclear power plant

核電廠I＆C 系統結構如圖1 所示，其由兩個主要部分組成，這兩部分由數據通信網絡分隔開。數據通信網絡上方包括控制室和電廠控制、運行所需要的服務器等人機接口系統設備。控制室主要提供安全級和非安全級的控制和顯示設備，以實現必要的操作、顯示和報警功能。服務器主要提供數據的處理、存儲和記錄等功能。數據通信網絡下方主要包括控制設備和工藝接口設備，中間是反應堆保護系統，其執行反應堆停堆(reactor trip，RT)、ESF 和安全級數據顯示功能。I＆C 系統執行的RT 和ESF 功能以及與它們相關的傳感器和RT 開關設備大部分都設置為四路冗余，其使用的傳感器和執行器為安全級，在圖1 中用虛線框表示。反應堆保護系統的右側和左側分別為電廠控制系統和多樣化驅動系統，電廠控制系統主要實現正常的反應性控制和反應堆的正常啟停，其使用的傳感器和執行器為非安全級，在圖1 中用實線框表示。多樣化驅動系統是一個獨立于DCS 平臺的系統，其主要承擔因反應堆保護系統發生共因故障(common cause failure，CCF)而失效后的RT 和選定的ESF 功能，其通常使用專用的、與全廠I＆C 系統存在差異的平臺技術并設置專用的傳感器(在圖1 中用雙點畫線框表示)［4］。反應堆保護系統與電廠控制系統之間存在少量的數據交換，而多樣化驅動系統與這兩個系統之間不存在直接的數據交換。

3 D3 在I＆C 系統中的應用分析

3.1 縱深防御應用分析

控制系統層的功能主要由非安全級的電廠控制系統來實現。電廠控制系統主要是在電廠正常工況下維持電廠在正常運行限值內，并且對電廠狀態保持持續的檢測。如果電廠的運行偏離了正常運行限值，控制系統在它的控制范圍內進行控制調節并予以糾正，以避免觸發RT 和ESF 等安全設施。反應堆停堆層的功能主要由安全級的反應堆停堆系統中的RT 功能來實現;同時，非安全級的多樣化驅動系統也提供自動的RT 功能。在該防御層中，雖然反應堆保護系統和多樣化驅動系統都可以實現該層的功能，但它們實現RT功能的手段存在差異，這體現了多樣性原則，這里主要采用了設計多樣性、信號多樣性和設備多樣性等。專設安全設施驅動系統層主要由安全級的反應堆停堆系統中的ESF 自動驅動功能來實現;同時，非安全級的多樣化驅動系統也為部分指定的ESF 部件驅動子設備提供自動驅動能力，這同樣體現了多樣性的原則。監測與指示層由非安全級的服務器和安全級的反應堆保護系統數據顯示設備提供。由監測和指示層執行的安全手動RT 和手動ESF 驅動功能包括在反應堆保護系統中，非安全級的多樣化驅動系統也提供手動RT和手動ESF 驅動能力，這同樣也體現了多樣性的原則。表1 給出了核電廠I＆C 系統與四個縱深防御分層之間的對應關系［5］。

表1 核電廠I＆C 系統與四個縱深防御分層之間的關系Tab. 1 Relationship between I＆C system and four layereddepth-in-defense in nuclear power plant

3.2 多樣性應用分析

3.2.1 系統間多樣性應用分析

系統間多樣性特性如圖2 所示。圖2 給出了電廠控制系統、反應堆保護系統和多樣化驅動系統之間的關系以及實現自動和手動功能的多樣性手段。同時，圖2 也給出了自動RT 和ESF 驅動的多樣性信號源以及操縱員顯示，以及手動控制和操縱員動作所需的顯示。電廠控制系統、反應堆保護系統和多樣化驅動系統分別采用各自專用的傳感器進行信號采集，并將信號送到自動邏輯單元進行處理，然后進行執行器的控制，并將必要的信號送到主控室進行顯示。電廠控制系統的所有數據和反應堆保護系統的部分數據(在實際的核電廠中設置有單向的網關，其通過網關再到數據通信網)均通過數據通信網進行傳輸，然后在控制室進行非安全級的顯示。在主控室設置有安全級的顯示設備，用于反應堆保護系統在控制室內的安全級顯示，安全級顯示使用反應堆保護系統內部的專用網絡進行傳輸。為了充分利用現有的設備，電廠控制系統需要的安全級傳感器信號來自于反應堆保護系統進行采集和處理之后的數據。多樣化驅動系統則是一套獨立的系統，其從傳感器的數據采集、數據處理到最終的主控室顯示和對執行器的操作均獨立于其他系統。

圖2 系統間多樣性特性Fig.2 Diversity feature among systems

3.2.2 功能中多樣性應用分析

多樣性主要存在于安全級功能中，且在RT 功能中應用的最為典型。RT 的主要功能是將反應堆及時地引入次臨界狀態，并維持足夠的RT 裕量。RT 功能通常是通過控制棒的步進方式或自由落體的落棒方式將控制棒插入堆芯。

①電廠控制系統采用自動模式以控制棒步進方式插入堆芯，實現正常的RT 功能。電廠控制系統也提供手動插入控制棒的RT 功能。電廠控制系統的自動、手動RT 功能均直接通過控制棒驅動機構(control rod drive mechanism，CRDM)來實現。

②反應堆保護系統通過反應堆停堆斷路器實現落棒，從而實現自動RT 功能。當反應堆停堆斷路器打開時，CRDM 失電且控制棒通過重力產生的自由落體插入堆芯。反應堆保護系統還提供手動RT 功能，其直接與反應堆停堆斷路器接口。

③多樣化驅動系統通過給CRDM 供電的控制棒驅動電動/發電機組斷電來實現自動RT 功能。這種間接通過CRDM 停堆與前述的直接通過CRDM 來實現停堆的方式之間存在多樣性，與直接打開停堆斷路器使CRDM 失電的方式具有相同的作用。多樣化驅動系統也具有通過使控制棒驅動電動/發電機組斷電的手動停堆功能［6］。

圖3 給出了觸發RT 的多樣性系統設備之間的關系。

圖3 觸發RT 的多樣性系統設備Fig.3 The diversity systematic equipment trigging RT

4 結束語

基于NUREG/CR 6303 中的相關規定，對核電廠I＆C 系統縱深防御與多樣性的應用進行分析和研究，認為在設計過程中引入D3 的設計是非常有必要的。核電廠I＆C 系統通過設置多重屏障和多樣化的系統設備和功能，可以有效地提高核電廠的安全性能，并防止潛在故障的發生。同時，系統提高了核電廠的可用性和經濟性，增加了核電廠的安全性，從而減少核電廠事故的發生概率，降低了其對人類和環境的威脅。

［1］ NUREG/CR 6303 - 1994 Method for performing diversity and defense-in-depth analysis of reactor systems［S］.1994.

［2］ HAF 102 -2004 核動力廠設計安全規定［S］.2004.

［3］ HAD 102. 14 - 1988 核電廠安全有關儀表和控制系統［S］.1988.

［4］ 林誠格. 非能動安全先進核電廠AP1000［M］. 北京:原子能出版社，2008:375 -379.

［5］ 林誠格. 非能動安全先進壓水堆核電技術［M］. 北京:原子能出版社，2010:756 -762.

［6］ 陳輝峰，黃勇成，呂方，等. 各時期核電廠ATWT 緩解系統比較與分析［J］. 原子能科學技術，2014，48(11):1064 -1067.