核电厂SMA继电器震颤分析

刘飞洋，韩勇，游洲，刘文静

中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家级重点实验室，四川成都 610041

核电厂SMA继电器震颤分析

刘飞洋，韩勇，游洲，刘文静

中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家级重点实验室，四川成都 610041

福岛事件以后，核电站承受超设计基准地震能力受到广泛关注。作为抗震裕度分析（SMA）的一部分，需要对仪控设备进行继电器震颤，以评估在发生超设计基准地震事故时（例如1.67倍安全停堆地震），电仪设备能否正确执行预期安全功能。基于国内现状和EPRINP-6041-SL等报告，给出了继电器震颤分析范围、分析流程、分析方法，根据实际经验提出了分析假设和改进方案，并以福清核电站停堆断路器、稳压器电加热器配电盘、稳压器安全阀控制回路为典型对象进行了分析，分析结果表明福清核电厂在审查级地震下的继电器震颤是可接受的。

核电厂；抗震裕度分析；继电器震颤；审查级地震；高置信度低概率失效值

随着对地球科学研究的深入，人们逐渐认识到核电厂遭受发生大于设计基准的安全停堆地震（safe shutdown earthquake，SSE）事故的可能性是存在的。最典型的例子就是日本福岛事件，观测到的最大加速度超过设计最大加速度多达1.26倍，达到0.561g。因此有必要考察核电厂耐受大于SSE级别地震的能力。根据国家核安全局的要求，国内各在建、已建、设计中的核电厂都需进行抗震裕度分析（seismic margin assessment，SMA）。

目前国内核电厂主要采用抗震试验鉴定的方式，来确保SSE下，电仪设备仍然可以正确地执行命令要求，不会发生误动或者拒动。但对于超过SSE较多情况下（如1.67倍SSE），可能没有足够的试验数据来判断电仪设备执行安全功能的能力，因此就需要采用合理的方法来评估设备的抗震能力。

SMA评估在美国开展较早，根据其经验［1］，机柜、盘台等电仪设备在发生较强烈地震时可以维持机柜的完整，继电器在强震后也能保证结构不损坏，但设备是否会正确执行功能需要进一步分析。因此作为评估的一部分，需要对电厂的继电器进行震颤分析。

继电器震颤指的是地震可能引起继电器等触头的振动，导致原本触头开／合状态的改变，如其持续时间超过2 ms以上，进而可导致对外发出错误信号。该错误信号可能导致设备拒动或者误动，影响反应堆安全，因此需要对涉及执行核安全功能的继电器触点进行分析，以确定是否需要完善规程或者更换元器件、优化设备设计等。

1 分析开展方法

继电器震颤分析在国内并无应用先例，但在美国开展较早，其分析方法在EPRINP6041、EPRITR-1025287、GIP（generic implementation procedure）等程序、报告都有体现，这些方法都基于其经验数据、试验数据开展，如IEEE C37.98的试验数据或者GERS（generic equipment ruggedness spectra）的数据。从目前国内技术现状来看，短期内难以获得继电器的试验数据，因此借鉴美国的方法必须进行适当调整才能进行分析。

1.1 分析范围

核电厂所用继电器数量众多，对分析范围按照设备结构类型、是否执行安全功能进行筛选。

1）按照设备结构特性，需分析的设备包括接触器、辅助继电器、保护继电器、压力开关、限位开关等带动／静触头可能发生抖动的设备；不需分析的设备包括固态继电器、断路器等无动／静触头或触头难以发生抖动的设备。

2）执行安全停堆功能的必要设备。对于采用PRA-based SMA方法进行抗震裕度分析的，则分析范围应扩大至影响PRA设备缓解功能的设备。

1.2 分析流程

根据上述分析范围筛选方式，可以将筛选分为2种：从抗震能力方面筛选或者从执行功能方面筛选。由于从功能角度进行分析较为复杂，因此EPRI NP6041先从继电器抗震能力后从功能角度筛选。而目前国内缺乏类似GERS数据，对照设备使用的继电器也无法使用EPRINP7147中的数据，更没有厂家按照IEEE C37.98试验的结果，因此国内难以按继电器的抗震能力筛选。为了尽量减少分析的设备数量，先从功能角度分析，标志出对安全停堆有影响的设备；再采用设备抗震鉴定试验数据进行筛选；最后假设继电器震颤进行后果分析。分析流程如图1所示。

1）标识安全停堆所使用的设备，主要考虑涉及以下功能方面所涉及的设备：

a）反应性控制（包括指棒位、硼浓度、一回路冷段温度测量等）；

b）一回路压力控制；

c）一回路水装量控制；

d）余热排出控制。

2）根据安全停堆设备清单上所列的电气仪控设备筛选出含有继电器的设备。

3）根据电仪设备高置信度低概率失效值（high confidence low probability of failure，HCLPF）筛选出抗震裕量不足的含继电器设备。

图1 继电器震颤分析流程

4）根据相应设备电路原理图筛选出执行安全功能时包含闭锁（block）或自锁（seal-in）继电器的回路，即继电器震颤可能导致设备长时间处于拒动或者误动状态的回路。

5）根据设备接收安全级命令与发生继电器震颤先后顺序，分2种情况分析：

a）在设备发生继电器震颤之前存在安全级命令，此时只分析设备发生误动的情况；

b）在设备发生继电器震颤之后接收安全级命令，若设备误动后果（例如设备提前动作至安全位置）可以接受，则只分析设备拒动的情况，否则设备误动与拒动的情况都需分析。

6）结合假定条件判断上述继电器震颤能否接受，操纵员是否能够及时判断并恢复受影响继电器，筛选出可疑继电器。

7）对于可疑继电器给出建议措施，如：

a）制定操作规程应对继电器震颤，并注意检查是否与现有规程冲突；

b）通过试验进一步分析继电器的抗震能力；

c）更换为抗震能力更强的继电器，如固态继电器、旋转开关等；

d）优化设备电路设计，避免使用不满足要求的继电器；

e）重新布置设备至地震动水平较低的位置；f）修改设备结构以减小对继电器的振动。

1.3 析假设条件

分析前，先对设备内部、外部条件做必要的假设，以尽量减少功能分析中的复杂性，假设如下：

1）在可能导致继电器震颤的地震发生前，反应堆没有发生其他事故，处于正常运行或者启／停堆状态；

2）电气仪控设备及其部件的结构在地震中保持完整，可能发生的故障仅为继电器震颤（不考虑电缆脱落等）；

3）地震后可能发生闭锁（block）或者自锁（seal-in）的继电器，复位后仍然可以工作；

4）对发生闭锁或自锁的继电器，允许操纵员手动复位操作（后续再分析是否具备足够的复位时间、可达性等）。

2 福清核电站的分析及结论

下面以福清1、2号机组核电项目中典型的停堆断路器、稳压器电加热器安全级配电盘以及稳压器安全阀控制回路为例进行介绍。

2.1 停堆断路器（RTB）的分析

福清1、2号机组核电项目的审查级地震（RLE）选为1.67SSE，根据RTB所在位置的RLE反应谱［8］，选用7%阻尼的频率－加速度曲线，0～10 Hz范围内楼板加速度较大，最高可达1.4g，10 Hz以上加速度逐渐减小到0.45g。设备水平方向抗震试验谱（TRS）如图2所示［9］，在继电器敏感频率范围（4～10 Hz）内，参照ERPITR-103959所述方法根据以下公式计算该设备在95%置信度、5%失效概率下的HCLPF值。

式中：Am为中值零周期加速度；βU为随机（固有）不确定性的标准差；βR为认知（模型）不确定性的标准差；CTRS为修整后的试验响应谱；CRRS为修整后的要求响应谱（此处即RLE）；FD为宽频输入谱的设备裕量因子，取1.4；FRS为构筑物响应因子，取1.0；P为RLE的零周期加速度，取0.334g。

通过上述方法可计算出停堆断路器的HCLPF＝0.36g＞RLE，因此不考虑其发生继电器震颤，可将设备筛除。

图2 福清停堆断路器地震试验响应谱

2.2 稳压器电热器配电盘分析

对于稳压器电加热器安全级配电盘RCP005RS，根据式（1）、（2）计算其HCLPF值。计算结果仅有0.22 g，小于RLE，因此需要进一步分析继电器震颤可能导致的影响。根据第1.3节所列的前提假设，RCP005RS仅在事故后可能投入，以防止一回路压力意外下降。因此需考虑其继电器震颤后是否造成误动和拒动，具体分析如下。

1）功能要求：当接收到安全级运行命令时配电盘主接触器001JA闭合向加热器供电，命令消失时001JA断开。存在卸载信号时不论是否存在运行命令主接触器均断开。

2）安全失效位置：主接触器001JA断开。

3）地震中继电器震颤可能发生的错误运行：卸载信号不存在时，运行命令与主接触器状态不一致。由于不考虑地震发生前应急柴油发电机处于加载工况中，因此不需分析卸载信号存在时机柜内继电器可能的震颤情况。

表1列出了RCP005RS中包含的所有类型继电器，及其发生震颤后对稳压器电加热器状态的影响，给出了操纵员在主控室所接受的信息。

由以上分析可以看出RCP005RS中继电器震颤时分以下3类情况处理：

1）主接触器和远程控制继电器震颤不会影响当前加热器状态的改变，对设备和操纵员无影响。

2）报警指示继电器的震颤不会改变当前加热器状态的改变，但会发出报警信号，操纵员在主控室复位该报警即可。

3）漏电流保护继电器等会使加热器跳闸或者导致加热器无法投入，同时会发出报警。若操纵员在主控室复位后该报警仍存在，则需到就地机柜去复位继电器或者合上断开的断路器。

表1 RCP005RS继电器震颤后果的分析

综上所述，RCP005RS发生继电器震颤时，可能会导致设备无法投入，操纵员根据报警信号及时复位继电器或者合上断路器，即可使设备正常运行。因此RCP005RS的继电器震颤后果是可以接受的。

2.3 稳压器安全阀控制回路分析

稳压器安全阀电磁线圈控制由全厂数字化控制系统（DCS）完成，因其抗震试验数据不能达到RLE水平，所以需要具体分析其控制回路动作情况。稳压器安全阀中隔离阀由DCS固态电路控制，因此不需进行继电器震颤分析。保护阀由继电器回路控制，其中含触点的设备包括后备盘（BUP）上的手操器、隔离柜中继电器。图3为保护控制回路原理图，因为BUP的手操器为带钥匙的转换开关，不考虑其发生震颤，所以只关注隔离柜中继电器触点（图3中云线圈出部分）发生震颤的结果。当继电器发生震颤时，将导致安全阀电磁线圈通电，但因为没有闭锁回路，所以触点在震颤后会立即复位，断开电磁阀的电源。由于震颤导致线圈接通的时间非常短（以4 Hz计算，不超过250 ms），因此安全阀难以通电开启。更保守地假设，系统压力确因保护阀开启而下降至14.6 MPa（绝对压力）以下，则保护阀后的隔离阀能够及时关闭以防止系统进一步卸压。因此稳压器安全阀的继电器震颤是可以接受的，并且无需操纵员进行后续恢复等动作。

2.4 分析

对福清核电厂的初步分析表明，继电器的震颤不会导致系统失去380 V交流应急电源、直流和220 V交流不间断电源；继电器可能导致设备在审查级地震中误动，地震结束后，仍然能响应和执行电厂保护和控制系统发出的命令，因此通过完善规程，对诸如远程停堆站控制的部分设备采取必要复位手段即可保证核电厂在超设计基准地震事故工况下保持安全。

图3 稳压器安全阀保护阀控制回路原理图

3 结束语

本文介绍的继电器震颤分析方法是参考EPRI NP-6041-SL并结合了国内现状改进后的一种分析方法，这种方法对于复杂度不高的设备，采用适当的保守假设可以较快得出核电厂安全相关仪控电气设备在地震条件的动作行为及其后果，为核电厂是否具有抵御一定程度的超设计基准地震的能力提供依据，并对后续电站的改造或者新电站的设计给出了指导。

但是这种方法对于诸如柴油发电机等较复杂设备，其分析复杂度将呈几何级数量上升，难以得出较准确结论。若被分析的继电器能够按照类似IEEE C37.98、EJ／T 706-1992标准所规定方式得到易损性曲线数据，就可以通过更为精确的设备故障树得到设备继电器震颤事故发生的概率，并直接应用于核电厂地震概率安全分析（seismic probabilistic risk assess-ment，SPRA）中，这将是后续深入研究继电器震颤分析的方向。

［1］NUTECH Engineers Inc.Relay behavior at the perry power plant during the 1986 earthquake in Leroy，Ohio［R］.EPRI NP-6472，Palo Alto：Electric Power Research Institute，1989：4-1-4-3.

［2］Jack R Benjamin and Associates Inc.A methodology for as-sessment of nuclear power plant seismic margin［R］.EPRI NP-6041-SL，Palo Alto：Electric Power Research Institute，1991：3-30-3-37.

［3］BETLACK J，CARRITTE R，SCHMIDTW.Procedure for e-valuating nuclear power plant relay seismic functionality［R］.EPRINP-7148-M，Palo Alto：Electric Power Research Insti-tute，1990.

［4］WINSTON＆STRAWN.Generic implementation procedure（GIP）for seismic verification of nuclear plant equipment［D］.Washington DC：Seismic Qualification Utility Group，1993：6-1-6-26.

［5］RICHARDSJ，HAMEL J，KASSAWARA R.Seismic evalua-tion guidance，screening，prioritization and implementation detail（SPID）for the resolution of Fukushima near-term task force recommendation 2.1：seismic［R］.EPRITR-1025287，Palo Alto：Electric Power Research Institute，2013：3-10-3-19.

［6］Anco Engineers Inc.Seismic ruggedness of relays［R］.EPRI NP-7147-SL，Palo Alto：Electric Power Research Institute，1995.

［7］IEEE C37.98.Seismic testing of relays［S］.New York：The Institute of Electrical and Electronics Engineers，1987.

［8］方晚晴，马英.楼层反应谱［R］，北京：中国核电工程公司，2012：附录C-P5.

［9］ABDELGHANI A M.Qualification synthesis report［R］.Charlotte：Areva，2011：10-11.

［10］Jack R Benjamin and Associates Inc.Methodology for devel-oping seismic fragilities［R］.EPRI TR-103959，Palo Alto：Electric Power Research Institute，2010：10-1-10-16.

［11］中核工业总公司.核用继电器抗震试验［S］.北京：中核工业总公司：1992.

Relay chatter analysis for nuclear power p lant SMA

LIU Feiyang，HAN Yong，YOU Zhou，LIUWenjing
Science and Technology on Reactor System Design Technology Laboratory，Nuclear Power Institute of China，Chengdu 610041，China

The safety of the nuclear power plants under the strong earthquake beyond the design-basis level iswidely focused since Fukushima accident.In order to evaluate whether the anticipated safety function is performed at the earthquake beyond the design-basis level（e.g.1.67 times of safe shutdown earthquake），the relay chatter analysis shall be performed as part of seismicmargin assessment（SMA）work.This paper discusses themethodology of the relay chatter analysis for I＆C equipmentbased on the situation in China and EPRINP-6041-SL，which includes a-nalysis scope，procedure andmethod.Also，the analysis hypothesis and the improvement suggestion are proposed according to the practical experience.Three typical analysis cases of the reactor trip breaker board，pressurizer heater power supply switchboard，and pressurizer safety valve control circuit are presented.The analysis result proves that the relay chatter under the review level earthquake（RLE）is acceptable for Fuqing nuclear power plant.

nuclear power plant；seismic margin assessment；relay chatter；review level earthquake；high confi-dence low probability of failure

TL48

：A

：1009-671X（2015）01-075-05

10.3969／j.issn.1009-671X.201405008

http：//www.cnki.net／kcms／detail／23.1191.U.20150118.1300.004.htm l

2014-05-12.

日期：2015-01-18.

刘飞洋（1982-），男，工程师；韩勇（1963-），男，高级工程师.

刘飞洋，E-mail：liu_fy＠126.com.