320 MW机组主泵转速前置器改进

蒲晓彬，潘卫华，钱　敏，夏德莉

（中核核电运行管理有限公司，浙江 海盐 314300）

320 MW机组主泵转速前置器改进

蒲晓彬，潘卫华，钱敏，夏德莉

（中核核电运行管理有限公司，浙江 海盐 314300）

主泵转速前置器是主泵转速测量的关键设备。秦山核电站针对转速前置器存在的元器件设计及选型不满足要求、测量性能不稳定、1E级鉴定试验不完整等问题，通过自行研发转速前置器，在电路结构设计、元器件选型方面进行了重新设计或优化，依据设备鉴定大纲和试验程序进行1E级鉴定，新研发的转速前置器具有精度高、性能稳定、抗干扰能力强等特点，在现场进行实际运用后状态良好，提高了设备的可靠性。

主泵转速；前置器；分析；可靠性；1E级鉴定

秦山核电站320MW机组主泵转速保护由3个独立的测量通道构成。当主泵转速下降至额定值的89%时（测量范围0～1 860 r/min，额定转速1 488 r/min），3取2逻辑触发事故保护停堆信号。主泵转速测量由涡流探头和转速前置器组成。涡流探头安装在主泵电机轴上，通过30齿测速齿轮产生脉冲信号（0～930 Hz）。转速前置器处理涡流探头的信号并输出标准的4～20 mADC信号送至反应堆保护系统，同时反应堆保护系统为过程控制系统提供转速显示、报警、趋势信号（见图1）。

1　转速前置器存在的问题

按照设计标准，秦山核电站主泵转速测量为1E级、抗震1类、质保1类（RCC-E，K2类），在正常工况和地震载荷下要求完成规定的功能。原转速前置器为法国AREVA产品，非1E级。20世纪90年代初调试时因负载低无法满足现场需要，由秦山核电站与上海转速表厂合作开发了转速前置器，没有进行过老化试验和辐照试验，抗震和电磁兼容等试验也不能完全满足当时的标准要求。

图1　主泵转速测量及控制框图Fig.1　 Pump speed measurement and control

转速前置器安装在反应堆厂房的主泵电机围板上，处于高温、高辐射、振动大的环境中，曾出现数次由前置器自身问题引起的主泵转速测量故障。主要表现为前置器输出电流不稳定，无输出、设备温度过高等问题。在备件制造过程中缺少严格的质量控制，元器件未经严格的制造过程跟踪及老化筛选，导致多个后续备件安装到现场24 h内即出现故障。同时制造工厂转型，不再提供备件及技术支持。尽管每次大修均安排了功能检查并制定了定期更换的策略，但现场设备故障、备件质量问题依然对机组的长期运行存在着较大的安全风险。

如何对转速的可靠性进行全面的分析并改进，满足核安全法规的要求，防止因转速故障导致的误停堆事故就成了一个迫切需要解决的问题。

2　原转速前置器电路原理

原转速前置器主要由波形转换电路、整形电路、隔离电路、RC微分电路、F/V电路、放大电路、V/I电路、供电电路构成。

波形转换电路（见图2）：将磁电传感器送来的主泵转速信号转换成方波信号。该模块首先通过限幅电路将传感器送来的信号（正弦波、矩形波、三角波均可）进行限幅，之后通过三极管Q1的开关特性将频率信号转换为方波信号。

整形电路（见图3）：将波形转换电路送来的不规整方波通过施密特整形电路转换为与输入信号频率一致的规整方波。

图2　波形转换电路Fig.2　 Circuit of electric wave conversion

图3　整形电路Fig.3　 Regulated circuit

图4　隔离电路Fig.4　 Isolated circuit

隔离电路（见图4）：该模块首先通过反相电路将整形方波信号取反，之后通过光电隔离电路实现电气隔离，输出的隔离方波信号与输入的整形方波信号频率和波形完全一致。

RC微分电路（见图5）：该模块将输入的隔离方波信号通过RC微分电路转换成频率一致的脉冲波信号，作为F/V电路的频率输入信号。

F/V电路：该模块以LM331（U3）频率/电压转换芯片为核心，将输入的0～930 Hz脉冲波信号经过计算转换成对应的0～0.95 VDC电压输出。

放大电路（见图6）：将F/V电路输入的电压信号进行放大（放大倍数为14），放大后的信号传送给V/I电路。

图5　RC微分电路Fig.5　 RC differential coefficient circuit

图6　放大电路Fig.6　 Magnified circuit

V/I电路：将代表主泵转速的0～13.3 VDC电压信号转换成对应的4～20 mA电流信号。模块有较多的分立元件构成，包括零满调整电路、电流负反馈回路、电流输出回路。输出电流C17滤波后供后端负载。

供电电路：将输入的AC220 V转换为DC12 V和DC18V，为前置器各电路模块提供低压供电。

3　失效分析

根据前置器电路工作原理，采用事故树分析方法（见图7），对前置器的失效模式及根本原因进行分析。

对于输出电流不稳定主要为F/V电路LM331或LM258受到干扰或自身性能不稳定，导致输出电压短暂下降。无输出是由于LM331、LM258或C17性能不稳定引起。设备温度过高是由于18 V供电电路中电容C11性能下降，输出电压减小，电流下降，当C11击穿时引起18 V电源短路，板件大量发热，输出电流降为零。

参照最新电子电路设计标准，在对前置器失效分析中发现其设计存在以下问题：

图7　失效因素示意图Fig.7　Failure factors

1）元器件选型不合理：原设计中所选择的器件多为商业级器件（0～70 ℃），且在关键器件的选择上也未对温漂等重要指标进行充分考虑。影响电路精度和稳定性的关键参数如工作温度范围取值偏小，温漂指标大。关键的F/V和V/I电路的集成芯片及电阻电容等级较低。电路中的关键电容使用了易短路的钽电解电容。

2）电路设计不够合理：电路中使用较多的分立元件，任何一个元器件故障导致前置器性能下降。如V/I电路中电阻R20、R21，电位器W1等器件对“满量程”设定值有重要影响；电阻R22、R23、稳压管D5，电位器W2器件对“零点”设定值有重要影响；一旦温度发生变化，以上器件的性能会发生较大变化，对前置器的“满量程”设定值和“零点”设定值产生不利影响，进而降低前置器的输出精度；F/V电路自身特性受温度变化影响较大，V/I电路自身不带温度补偿，温度变化后，由LM258及电阻R24、R25等器件组成的转换电路对前置器的输出精度也会产生不利影响，影响输出精度。放大电路易出现故障。

3）结构设计不合理：前置器内的器件布局不合理，重量较大的变压器安装在相对靠后的位置（相对于前置器固定点而言），这种布局造成了前置器安装后重心不稳。前置器保护壳是前置器的重要辅助设备，固定在主泵电机围板上，而前置器则安装在保护壳内的导轨上。原设计中的保护壳没有防护要求及未进行IP等级试验。

4　改进措施

目前，国内仅有秦山核电站320 MW机组设计了主泵转速保护要求，根据设计院提供的设备技术规格书要求，前置器为1E级、抗震1类、质保1类，使用环境0～65 ℃，在特定温度值下（工作温度），精度需要达到0.2 % F.S，之后环境温度每变化10 ℃，前置器精度可以变化0.2 % F.S。由于市场上无成熟的1E级转速测量及信号处理装置，因此只能在目前电路结构的基础上重新研制并进行1E级鉴定。因此在电路设计上尽量精简设计，减少元器件故障带来的影响。所有元器件进行老练筛选，选型时对工作温度范围和温漂指标进行重点关注，大部分元器件为军级器件（-55～125 ℃），少部分为工业级器件（-40～85 ℃）；对输出精度有重要影响的关键器件均具有较好的温漂指标（±25 ppm/℃，1ppm=10-6）。在供电电路中增加压敏电阻进行抗浪涌保护。

4.1电路设计改进

F/V电路设计：新设计的F/V电路经过严格的分析计算，选取合适的电阻和电容参数，可以将输入的0～930 Hz频率信号转换为对应的0～5 V信号，该模块以LM231A（U3）频率/电压转换芯片为核心。通过调节电位器CW3，可以保证F/V电路在输入脉冲波频率为0～930 Hz时，对应输出0～5 VDC电压信号，实现频率和电压之间的等效转换。

图8　放大电路Fig.8　Amplified circuit

放大电路改进（见图8）：转换后的0～5 V电压信号不需要进行幅值放大，信号经电压跟随电路的缓冲和隔离后送V/I电路。该设计简化了信号处理过程，同时减少了对输出精度有影响的环节。该模块以电压跟随器为核心，具有输入阻抗高、输出阻抗低的特点，可以在前后级之间实现良好的阻抗匹配，此外该模块还具有提高前级电路驱动能力的作用。

V/I电路改进（见图9）：以XTR110AG为核心将跟随器输入的电压信号转换为对应的4～20 mA电流信号。通过调节电位器CW1，可以对V/I电路输出零点（4 mA）进行调节，保证输出零点符合要求。通过电位器CW2，可以对输出电流的线性度进行调节，保证输出电流具有良好的线性关系。该电路不仅具有良好的可靠性和输出精度，而且自身具有温度补偿功能，可以降低温度变化对输出精度的影响，提高了前置器的整体性能。

4.2结构设计改进

新设计中对前置器中的器件布局进行了调整和优化，将重量较大的变压器安装在了前置器靠近固定点的位置，这种布局提高了前置器安装后的抗震能力。在设计开发过程中，通过与设计院进行技术交流，结合现场实际使用情况，在结构上采用不锈钢全封闭金属设计，防护等级为IP55，提供良好的抗辐照、防水、防尘保护。由于在结构方面进行了全面改进，前置器在安装稳定性、防护等级等方面都得到了较大加强。

5　1E级鉴定

通过对设备原理图及试验大纲进行分析，根据设计准则及设备规范书要求，编制了主泵前置转换器鉴定试验大纲并通过专家组的评审，确定了转速前置器进行1E级鉴定的试验项目。

5.1性能试验

性能试验包括基本电气特性试验程序，功能和性能测试程序，供电电压的影响试验程序，环境温度和供电电压组合影响试验程序，电磁兼容性试验程序，高温试验程序，低温试验程序，温度快变化试验程序，交变湿热试验程序，长期运行试验程序，外壳防护等级试验程序。基本性能试验即精度试验，通过5点法进行输入输出测试。电磁兼容性能是前置器的一项关键技术指标，对其能否在现场实际环境中连续稳定运行具有重要影响。试验包含浪涌抗扰度等八项试验，各类试验均一次性成功，各项试验中精度满足设备规格书要求。

图9　V/I电路Fig.9　V/I circuit

5.2老化试验

由于该设备位于主泵电机壳体上，现场环境恶劣，根据与设计院协调后按照8年寿命设计，在高温70 ℃，低温-25 ℃下分别运行96 h。在60 ℃及45 ℃下分别连续运行300 h，试验后设备性能符合精度要求，满足鉴定试验大纲要求。核电厂按5年使用周期安排定期更换。

5.3辐照鉴定

抗辐照性能是前置器的一项关键技术指标。由于国内开发的K2类电子设备很少，可以借鉴的经验不多。前置器安装位置处的辐照剂量率约为8 mSv/h。为减少受辐照的影响，新前置器结构件和保护壳均采用全封闭结构和加厚的不锈钢材质，相比以前的铝质材料耐辐照能力加强。试验方案由相关设计院、专家组分析及讨论后以15 mSv/h剂量率按照5年寿命折算出累计剂量，增加15%裕量作为辐照试验的累积剂量（756 Gy），顺利通过抗震试验，设备性能满足精度要求。在后续的破坏性试验中总的累积剂量3 090 Gy，满足20年的辐照寿命。

5.4抗震鉴定

根据反应堆厂房内部结构12 m层楼面反应谱（SSE），采用多频试验中的时程曲线方法，阻尼取4%，水平X、Y方向的峰值加速度为2 g，垂直Z方向的峰值加速度为0.2 g进行试验。由于经过前置器电路改进及结构件和保护壳结构设计优化，顺利通过抗震试验，设备性能满足精度要求。

鉴定试验在认证资质试验单位中完成，试验资料规范完整。结果满足鉴定大纲的技术要求，符合核安全1E级（RCC-E，K2类）设备的鉴定要求。鉴定组专家一致同意通过鉴定。

6　结束语

通过对秦山核电站320 MW机组主泵转速前置器电路原理、失效原因及设计弱项分析，新研制的转速前置器从器件选型、电路设计、结构设计等各个方面进行了全面改进，并通过1E设备质量合格鉴定，具有输出稳定、精度高、抗干扰能力强等特点，能够更好的替代原产品。新设备到主泵转速测量现场进行实际运用，运行状态良好。该成果达到了国内同类产品的先进水平，具有良好的经济效益社会效益和推广前景，对核电厂的1E级仪控设备研制具有良好的借鉴和参考意义。

［1］ 主泵转速前置器技术规范书［R］. 上海核工程研究设计院，2014.（Technical Specifications of the Primary Pump Rotation Speed Preamplifier. Shanghai Nuclear Engineering Research and Design Institute， 2014.）

［2］ 主泵转速前置器鉴定大纲［R］. 中科华北京分院，2014.（Appraisal Program for the Primary Pump Rotation Speed Preamplifier［R］. China Nuclear Power Technology Research Institute， 2014.）

［3］ 秦山320 M W核电机组基础理论教材仪表与控制［R］. 秦山核电公司，2008.（Basic Theory Teaching Material for Qinshan 320 MW Nuclear Power Plant： I&C［R］. Qinshan Nuclear Power Corporation， 2008.）

［4］ 核电站冷却剂泵转速检测装置预老化试验大纲［R］.上海自动化仪表股份有限公司转速表厂，1998.（Pre-ageing Test Program for the Rotation Speed Measuring Device of the Reactor Coolant Pump［R］. Rotation Speed Instrument Plant of Shanghai Automation Instrument Co.， Ltd.，1998.）

Modifi cation of Reactor Coolant Pump Speed Converter of Qinshan 320 MW Unit

PU Xiao-bin， PAN Wei-hua， QIAN Min， XIA De-li
（CNNC Nuclear Power Operation Management Co.，Ltd.，Haiyan of Zhejiang Prov. 314300，China）

Reactor coolant pump speed converter is the key component to measure reactor coolant pump speed. Aiming at the fact that equipment design and model of speed converter do not meet requirements， instability of measurement performance as well as incompleteness of 1E identification test， Qinshan Nuclear Power Plant has redesigned or optimized the circuit structure design and equipment model selection through study and development of speed converter independently. Qinshan Nuclear Power Plant has carried out 1E identification based on component identification program and test program. The newly developed speed converter has characteristics such as high accuracy， stable performance and strong anti-disturbing ability， the state of which is excellent after being put into practice in the field， therefore the reliability of component is enhanced.

reactor coolant pump speed； converter； analysis； reliability； improvement

TL35 Article character：A Article ID：1674-1617（2015）04-0316-06

TL35

A

1674-1617（2015）04-0316-06

2015-09-20

蒲晓彬（1971—），男，四川人，研究员级高级工程师，学士，从事核电厂仪控设备的技术管理工作。