核電站安全級控制系統自動化測試的探討

許銘 鄭俊

摘 要：本文圍繞核電站安全級控制系統自動化運行的宏觀需求、核反應堆保護“單一故障”準則、反應堆保護系統I/O精度測試及保護系統響應時間測試四個方面，對開展核電站安全及控制系統自動化測試的相關需求展開分析，就測試數據有效數位確定算法等安全級控制系統自動化測試體系構建具體內容進行梳理，供參考。

關鍵詞：核電站;核反應堆;安全及控制系統;自動化測試

引言：

眾所周知，“核”代表“輻射”，一旦大量混有高輻射物質的廢水排入海洋，幾乎所有地球生物都不可避免地會受到影響。在分析日本福島核事故的成因及后續處理過程存在的弊端之后，需圍繞核電站安全級控制系統自動化實現方式進行探討。否則，無論是切爾諾貝利的處理模式還是福島的處理模式，都會使全人類蒙受核災難。

1核電站安全級控制系統自動化測試的相關需求分析

1.1核電站安全級控制系統自動化運行的宏觀需求分析

2021年4月，日本政府正式宣布將福島核事故產生的核廢水排放進太平洋。此舉已經引發了軒然大波，應該說，日本政府此舉必將面臨世界各國的聲討。但是，網絡中有一些居心不良的人妄圖將福島的核廢水與核電站正常運行過程中產生的“冷卻水”相提并論，進而達到其“混淆概念”的目的。實際上，通過“核廢水”和“冷卻水”的相關概念，能夠切實體現核電站安全級控制系統實現自動化運行的宏觀需求。此間涉及的基本概念如下：

（1）冷卻水。眾所周知，核能發電依賴于核反應堆，在反應堆內，核燃料在無需補加中子源的條件下發生自持鏈式核裂變反應，由此源源不斷地產生能量，從而實現發電或轉化為其他能源。盡管反應堆外面設置了多層防護裝置，但內中的高溫依然會逐層向外滲透。為了避免反應堆外殼被熱能毀壞，需使用水分進行冷卻。因此，在反應堆處于正常情況下，用于冷卻的水即為“冷卻水”。其中不可避免地混入了一些具備輻射性的物質，故排放前需要進行處理。

（2）核廢水。日本福島核事故發生后，由于在黃金時間內并未能使反應堆停止作業，故熱量源源不斷地向外擴散。此時，使用水分進行冷卻依然具備一定的效果，但由于反應堆的防護殼已經破裂，故此種“冷卻水”中輻射物質的數量大幅度提升，遠非常規冷卻水可比。

對比蘇聯處理切爾諾貝利核電站事故和日本處理福島核事故的做法，結合核電站的工作原理可知，一旦核電站出現重大事故，第一時間必須使反應堆停止工作，否則便遺禍無窮。而“即時停止反應堆”便是核電站安全級控制系統自動化最大的宏觀需求。

1.2滿足核反應堆保護“單一故障”準則

核電站的保護系統應該具備的第二項功能為：在某設備組合的任何部位發生單一隨機故障時，系統其它區域能夠不受影響而繼續正常工作。若要實現該功能，可在保護系統內設置4個保護通道。在同一時間內如果僅有1個通道發出緊急停堆信號時，系統可對反應堆啟動“保護”程序，進而排查故障成因;若兩個及以上通道同時發出停堆信號，表明情況十分嚴重，控制棒驅動控制電源必須立刻斷開，使所有控制棒落入堆芯之內，關停反應堆。

1.3反應堆保護系統I/O精度測試需求

按照上文所述的“保護通道發出停堆信號”的保護模式，重點內容在于，如果信號傳遞錯誤或是出現I/O卡件故障，則會面臨誤操作的風險，輕則引發反應堆誤停止，重則未能及時發現重大事故，導致核反應堆泄漏。基于此，核電站安全級控制系統對反應堆保護方面的I/O通道功能提出了極其嚴苛的要求，在任何情況下都不能出現通訊障礙。

1.4反應堆保護系統響應時間測試需求

“停堆響應時間”一般是指核電站出現緊急事故后，自事故開始到所有控制棒完全插入堆芯的耗時，具體的時間分布為：介質傳輸延時時間、探測器響應時間、模擬通道和邏輯電路響應時間、緊急停堆斷路器打開時間、勾爪釋放保持時間、控制棒下落到緩沖器的時間、控制棒由緩沖器下落直到完全插入堆芯的時間。上述六個具體的時間段耗時相加的結果即為核反應堆保護系統的總響應時間。安全級控制系統自動化測試中的“時間測試”即圍繞該環節展開。

2核電站安全級控制系統自動化測試體系構建

2.1I/O精度測試用例自動生成與數據處理自動化測試

核電站安全級控制系統自動化測試體系構建中，首先需要對反應堆保護通道的I/O精度自動化程度進行測試。需要解決的問題在于：必須解決傳統控制系統中每個環節均有人工介入的問題，如人工機械操作、人工數據測試、人工測試用例編寫等。改進后的核電站核反應堆保護系統I/O測試流程為：①基于I/O清單自動生成（編寫）測試用;②根據測試儀表顯示的結果，將相關信息納入測試記錄;③系統自主判定是否需要進行I/O精度調整

2.2測試數據有效數位確定算法設計流程簡析

核電站安全級控制系統自動化測試對測試精度的要求極高。具體而言，反應堆保護通道的精度要求為±0.2%，需要精確到小數點后四位。比如蒸發器RCP001GV水位（窄量程）的測量范圍為±1.9m，則量程為3.8m。在自動化測試下，精度要求即為3.8m×（±0.2%）=0.0076。

2.3核反應堆保護系統工況模擬實現

華北電力大學碩士研究生張旭在2015年發表的碩士論文中提到，核電廠的反應堆保護系統在出廠前的場內測試階段，往往由于缺少被控對象，導致存在自動化水平低、測試效率不高、無法在復雜工況下進行測試、容易發生人為錯誤等問題[1]。針對該類設計問題進行改進之后，在核反應堆保護系統工況模擬裝置研制方面應滿足如下條件：①反應堆斷路器的模擬系統可根據測試信號回路模擬反應堆的各種狀態;②接收到自動停堆信號時，應通過繼電器指示燈實時顯示斷路器當前所處的狀態。

2.4停堆斷路器的模擬實現

停堆斷路器是控制棒能否順利落入反應堆中，在極短時間內迅速停止反應堆運行最重要的執行機構。為了提高控制系統自動化測試的精準度，斷路器的控制信號應該納入反應堆保護系統。如上文所，系統共設有4個保護反應堆的通道，而停堆斷路器的模擬實現需充分結合這一特點。一般情況下，8個停堆斷路器分為四組，每組均為兩個，應按照上文所述“兩個通道發出停堆信號”的標準，設置“4取2”的電路[2]。

結語：

核能發電理論上是最清潔、最高效的能源。如果核反應堆始終處于穩定的運行狀態，用于冷卻的水分經過嚴格處理且確認輻射物質不超標后，可按照國際原子能機構等發布的規定進行排放，不會造成任何污染。但核能的危險性無須贅述，為了以防萬一，核電站安全級控制系統必須具備自動啟動功能，盡全力避免核災難。

參考文獻：

[1]蘭林，馬權，侯榮彬，等.核安全級DCS系統模型驅動可信代碼自動生成方法[J].儀器儀表用戶，2020，27（11）：52-56.

[2]孫星星，馬光強，王靜偉.安全級控制顯示裝置觸摸屏校準功能的設計和應用[J].自動化博覽，2020，37（09）：60-63.

作者簡介：

許銘（1985.11--）;性別：男，民族：漢，籍貫：吉林省柳河人，學歷：碩士;現有職稱：中級工程師;研究方向：自動化電子。