PWR核電站ΔT超溫超功率保護參數合理性分析

李賢民 　劉道光

(中廣核工程有限公司調試中心，廣東 深圳　 518124)

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PWR核電站ΔT超溫超功率保護參數合理性分析

李賢民 劉道光

(中廣核工程有限公司調試中心，廣東 深圳 518124)

針對嶺澳核電站二期3號機組調試啟動低功率試驗期間，一回路冷、熱管段溫差(ΔT)超功率保護定值偏低、容易觸發反應堆保護動作等問題，基于Simulink搭建超溫超功率保護邏輯，對設計方提供的新、舊參數的輸出結果進行仿真對比，從第三方角度對其進行合理性評價。仿真結果和機組實測數據表明，該方法正確、可靠，能有效降低機組首次啟動功率運行期間的安全風險。

熱管段溫差超溫超功率仿真核電站保護系統Simulink參數分析誤動分析

0　引言

PWR核電站一回路冷熱管段溫差(ΔT)超溫超功率保護邏輯作為防止燒毀比(departurefromnuckeateboilingratio,DNBR)超限[1]的重要手段，對保障機組安全運行起著極其重要的作用，其參數設置正確與否直接影響到核電機組的運行安全。海軍工程大學的張達發介紹了壓水堆ΔT超溫超功率保護系統，分析了確定極限限制線以及保護區的方法，并對此作出了評價[2]。

嶺澳核電站二期3號機組預臨界試驗期間，在熱停堆工況下，ΔT超功率保護定值僅有103.8%滿功率(fullpower,FP)左右，離C4保護信號閾值(3%FP)不到1%FP的裕度，若再出現稍大的擾動工況，甚至可能觸發反應堆緊急停堆保護動作(閾值為0%FP)，這將嚴重威脅機組運行。與大亞灣核電站相比，嶺澳核電站一期的ΔT超功率保護定值穩定在108.6%FP。為此，設計方通過重新核算，提交了新版本參數，但此參數能否真正適用于CPR1000機組尚不可知。本文基于Simulink仿真工具，利用前期調試試驗的數據，對不同版本的參數計算結果進行仿真分析，對新版本參數的正確性和適用性進行評估。

1　ΔT超溫超功率保護參數分析

1.1保護定值邏輯及參數計算

根據反應堆冷卻劑系統(reactorcoolantpump,RCP)設計手冊(systemdesignmanual,SDM)模擬圖，ΔT超溫超功率保護邏輯考慮了主泵轉速、一回路壓力、一回路溫度、堆芯軸向功率分布等因素，計算出相應功率平臺下的超溫超功率保護定值后，與實測ΔT(轉換成%FP后)作差。若差值≤3%FP，則觸發C3、C4保護信號，汽輪機組快速甩負荷，反應堆功率快速降至最終功率設定值(30%FP)；若差值≤0%FP，則觸發反應堆緊急停堆保護信號。嶺澳二期項目采用了M310的堆型，共三個環路，每個環路均有獨立的ΔT超溫超功率保護邏輯，最終通過三選二的表決輸出(即至少觸發兩個環路)，觸發保護動作，以滿足核電站縱深防御[3]的設計原則。根據模擬圖的設計原理[1](假設穩態工況下不考慮堆芯軸向功率的影響)，可以得出ΔT超溫超功率保護定值計算公式如下：

ΔT超功率×[L1/100+L2/100×P-L3/100×Tavg+L7/100×PS-0×f1(ΔΦ)]

(1)

ΔTnom×[L4/100-L6/100×(Tavg-3100)-L5/100×Tavg-L8/100×PS-0×f2(ΔΦ)]

(2)

式中：ΔTnom為額定標準工況下的溫差；ΔΦ為堆芯軸向功率偏差；Pnom為額定標準工況下的一回路壓力；Tnom為額定標準工況下的平均溫度；PS0為額定標準工況下的主泵轉速；P為實測一回路壓力；Tavg為實測平均溫度；PS為實測主泵轉速；K1～K8為相應分量的計算因子。

K1為額定標準工況(壓力15.5 MPa，溫度310 ℃，主泵轉速1 485 r/min)下的超溫保護裕度；K2為一回路壓力分量因子，壓力變小時容易發生偏離泡核沸騰，需降低保護定值；K3為平均溫度分量因子，溫度增加時容易發生偏離泡核沸騰，需降低保護定值；K4為額定標準工況(壓力15.5 MPa，溫度310 ℃，主泵轉速1 485 r/min)下的超功保護裕度；K5為平均溫度變化分量因子，當平均溫度升高太快時，不能及時導出堆芯熱量，需降低保護定值；K6為平均溫度分量因子，溫度高時，不利于熱量導出，需降低保護定值；K7為主泵轉速分量因子，泵轉速下降時，一回路流量下降，冷卻效果不佳，需降低保護定值；K8為主泵轉速分量因子，主泵轉速降低時，由于平均溫度調節系統的作用，溫差實際值增加，但堆功率并未改變，超功率ΔT保護不應因此而動作，故需增加保護定值；f1(ΔΦ)、f2(ΔΦ)為軸向功率偏差分量因子，偏差增加時，容易在局部高度上發生偏離泡核沸騰，需降低保護定值。f1(ΔΦ)和f2(ΔΦ)在堆芯穩定時輸出為0。

由式(1)和式(2)可得：

L1=100×(K1-K2×Pnom+K3×Tnom-K7)

(3)

L2=K2×100

(4)

L3=K3×100

(5)

L7=100×K7/PS0=K7/14.85

(6)

L4=100×(K4+K8)

(7)

L5=100×K5

(8)

L6=100×K6

(9)

L8=100×K8/PS0=K8/14.85

(10)

式中：若Tavg>Tnom，則K6=0；若Tavg下降，則K5=0。根據文獻[1]，將K1～K8(不同堆芯設計會有所差別)代入式(3)～式(10)，即可得到L1～L8的值。

1.2理論定量計算分析

根據RCP系統設定值手冊(set point manual,SPM)D版文件中的初版參數和機組正式商運前的局部設計修改文件，給出終版參數與理論參數的比較結果，具體見表1。

表1　理論參數、初版參數和終版參數對比Tab.1　Comparison of theoretical, first and final parameters

從表1可見，參數L4、L6、L7、L8的理論參數、初版參數和終版參數有所不同，忽略四舍五入因素，L4的差別最大，而終版參數與理論設計值更為一致。初版參數是根據參考電站改造前的數據所設計的。由于堆型設計已經發生改進，因此偏差相對較大。

針對三種參數，假設機組滿功率工況穩定(核功率為100%FP，平均溫度為310 ℃，壓力為15.5 MPa，主泵轉速為1 485 r/min，ΔT為35.2 ℃)，對滿功率工況下的超溫超功率定值分別進行分析計算，結果見表2。

表2　滿功率工況下定值分析計算Tab.2　Setpoint analysis and calculation under full power condition

由表2可見，終版參數的輸出結果與理論參數值的符合性較高，且與大亞灣和嶺澳一期的實際情況一致；而初版參數的超過率保護定值輸出結果相對偏低了近5%FP，在滿功率時極易觸發C4信號，若波動再大一些，甚至可能達到緊急停堆閾值。

假設機組工況穩定，Tavg≤Tnom(310 ℃)，主泵轉速穩定在1 485 r/min，壓力穩定在15.5 MPa，對上面三種參數在不同功率平臺進行分析比較。隨著功率從0%升至100%，ΔT超溫保護定值由220%FP下降至141%FP左右，ΔT超功率保護定值基本維持不變；超溫保護的理論計算參數、初版參數和終版參數的計算結果幾乎完全相同(最大偏差不超過0.05%FP)；對超功率保護而言，理論參數和終版參數的計算結果一致，維持在108.62%FP左右，而初版參數給出的計算結果則維持在103.80%FP左右。

2　數據計算分析及評價

2.1方案設計

上述理論計算存在如下假設：

①一回路溫度、壓力穩定；

②主泵轉速穩定；

③軸向功率偏差很小。

實際機組運行過程中，上述參數會存在一定變化，對定值生成產生一定程度的影響。下面利用反應堆控制系統(reactor control system,RRC)仿真測試平臺[4-5]，將嶺澳二期3號機組100%FP平臺甩負荷至廠用電仿真試驗的數據作為輸入，采用工業仿真上廣泛應用的Matlab軟件搭建ΔT超溫超功率保護定值生成邏輯進行模擬仿真，分析超溫超功率保護定值及其保護裕度的變化趨勢。

以一環路為例，詳細邏輯組態如圖1所示。

圖1　邏輯組態圖Fig.1　Logical confirguration diagram

2.2保護誤動分析

先將終版參數應用于上述邏輯組態，進行仿真計算，分析其輸出結果。在試驗初期，ΔT超溫保護定值先驟降(最低值為129%FP)，隨后逐漸上升；保護裕度在整個過程中的最低值為33.8%FP，與3%FP的甩負荷閾值C3和0%FP的緊急停堆閾值相比均有較大裕度，反應堆保護系統不易動作。相比之下，ΔT超功率保護定值則先從108.6%FP降至最低102.4%FP，再上升至108.6%FP；保護裕度在試驗過程中最低為10.1%FP，距離3%FP的甩負荷閾值C4還有7%FP的裕度，反應堆保護系統未觸發動作，其趨勢如圖2所示。圖2中，SP為設定值，PM為溫差，OUT為SP與PM之差。三者均為圖1中邏輯計算的輸出。

為作進一步論證，對另外兩個版本的參數分別進行計算，并作對比分析。從表1可見，超溫保護部分的初版參數和終版參數相同，故只對理論參數和終版參數的數據作比較。理論參數的仿真計算結果表明，試驗過程中最低裕度降至33.83%FP，整個過程中與終版參數的輸出最大偏差不超過0.05%FP，兩組參數的輸出結果幾乎完全重合，可見L7參數第四位小數之后的部分對計算結果的影響是可以忽略的。

圖2　仿真輸出結果趨勢圖(超功率)Fig.2　The trend of simulation output(O.P.)

在超功率保護參數方面，L4、L6、L8存在差別，其中L8的理論參數和終版參數相差較小。以終版參數為標準，分別與理論參數和初版參數進行了比較。理論參數的仿真計算結果表明，在試驗過程中，保護裕度最低降至10.07%FP，整個過程中最大偏差不超過0.02%FP，與最終參數的輸出幾乎完全相同，故L8參數第4位小數之后的部分對計算結果也是可以忽略的。

對于L4和L6，其初版參數和終版參數相差較大。仿真計算結果表明，初版參數的保護定值與ΔT的偏差輸出在瞬態開始后的短時間內降至最低值5.3%FP，而終版參數的最低值為10.1%FP，距離甩負荷閾值C4(3%FP)分別為2.3%FP和7.1%FP，如圖3所示。

圖3　終版參數和初版參數輸出結果對比圖(超功率)Fig.3　Comparison of output results using final version parameters and original version parameters (O.P.)

初版參數已經接近保護動作的邊緣，若疊加堆芯軸向功率偏差、數字化儀控系統(digital control system,DCS)歷史記錄存儲周期等其他因素的貢獻，在實際機組的試驗過程中，極可能觸發甩負荷(甚至是緊急停堆)保護誤動作，從而導致試驗失敗。

2.3保護拒動分析研究

正確的保護邏輯應該是既不誤動，也無拒動(即應該動作時不動作)。上述分析說明，采用終版參數的保護邏輯不會產生誤動作，那么在需要產生保護動作時，過高的保護定值是否會產生拒動呢？在嶺澳二期3號機組的所有瞬態試驗過程中，僅100%FP平臺的手動停堆試驗，觸發了ΔT超功率保護緊急停堆信號。通過分析機組歷史記錄發現，由于停堆信號觸發后，控制棒全部下落，軸向功率偏差顯著增大，使ΔT超功率保護定值迅速下降；而一回路溫度、壓力、主泵轉速的變化相對滯后，致使冷熱管段溫差表征的核功率變化滯后，保護裕度減小(DCS記錄到的最小值為-2.42%FP)，最終觸發了緊急停堆保護動作(由于此時已有停堆信號，故未造成額外影響)。核查參考電站機組試驗的歷史記錄，在手動停堆試驗過程中也觸發了ΔT超功率保護停堆動作信號，進而驗證了終版參數可保證超溫超功率保護不發生拒動。

3　應用場景拓展分析

嶺澳核電站二期3號機組是CPR1000堆型的首臺機組，相對參考電站，其在國內同型號堆型中首次采用了DCS數字化儀控系統，并在半速汽輪機、堆芯設計調整等方面進行了改進，使組態設計和參數設置也因此發生了一定程度的變化[6]。因為首臺機組在設計上無法獲取真實機組的實際數據，所以無法對組態參數進行分析論證。新組態和參數的首次應用存在較高風險，尤其是ΔT超溫超功率保護邏輯參數、中子通量變化率高保護邏輯參數等。本文介紹的方法非常適用于此類經過開環計算直接觸發保護動作的邏輯組態及參數的驗證。

新機組普遍采用了DCS技術，由此可以獲取更多機組實際試驗數據。若是同型號堆型，可以利用參考機組的實際數據作為輸入，則仿真計算的結果將具有更高的準確度和可信度。

4　結束語

本文利用Simulink仿真技術，對PWR核電機組反應堆保護邏輯組態參數進行了分析。該方法利用現場仿真試驗數據，對不同的組態參數進行對比分析，并從第三方角度驗證了設計參數的合理性，提前消除了機組整組啟動的組態缺陷隱患，可確保相應的保護邏輯功能正常，并有效避免了機組非預期停機停堆及退狀態事件的發生。此外，通過分析機組真實的試驗數據，反向驗證了仿真分析方法的正確性。該方法對于其他類型核電機組反應堆保護系統組態參數分析驗證也有較高的推廣價值。

[1] 濮繼龍.廣東大亞灣核電站運行教程[M].北京:原子能出版社,1999:49-53,222-228.

[2] 張大發.楊永新,陸古兵，等.壓水堆運行中ΔT超溫/超功率保護分析[J].海軍工程大學學報,2001,10(5):9-12.

[3] 陳輝峰.核電廠儀表和控制系統縱深防御與多樣性分析[J].自動化儀表,2015,36(11):120.

[4] 楊宗偉,林萌,欒振華，等.核電站仿真技術在反應堆控制系統調試中的應用[J].核動力工程,2009(S2):49-53.

[5] 侯東,林萌,楊宗偉.核電廠閉環測試平臺的開發及應用[J].核動力工程,2011(4):66-71.

[6] 楊宗偉,欒振華,張旭峰.嶺澳核電站二期工程3號機組反應堆控制系統啟動試驗研究[J].廣東電力,2011,24(4):34-38.

RationalityAnalysisoftheParametersofΔTOver-temperatureandOver-powerProtectionforPWRNPP

Itisfoundthattheset-pointofthetemperaturedifferential(ΔT)betweencoldandhotsectionsforoverpowerprotectionismuchlower,whichwilleasilytriggerreactorprotection,duringthecommissioningandstartupperiodoflowpoweroperationforunit3ofLingAoNPPPhaseIIproject.BasedonSimulink,theovertemperatureoverpowerprotectionlogicissetup,andtheoutputresultsfromnewandoldparametersprovidedbydesignerareanalyzedandcompared,andreasonableevaluationisconductedfromperspectiveofthethirdparty.Thesimulationresultsandrealtestdataoftheunitprovethatthecalculationandanalysisofthemethodiscorrectandreliable,andthesecurityrisksduringfirststart-upandoperationoftheunitcanbeeffectivelyreduced.

HeatpipesectiontemperaturedifferenceOver-temperatureOver-powerSimulationNuclearpowerplantProtectionsystemSimulinkParameteranalysisMaloperationanalysis

李賢民(1983—)，男，2006年畢業于中國科學技術大學計算機及應用專業，獲學士學位，工程師；主要從事反應堆控制系統瞬態及儀控專項聯調試驗方向的研究。

TH86；TP206

A< class="emphasis_italic">DOI

:10.16086/j.cnki.issn1000-0380.201610019

修改稿收到日期：2016-04-22。