PWR核电站ΔT超温超功率保护参数合理性分析

李贤民 　刘道光

(中广核工程有限公司调试中心，广东 深圳　 518124)



PWR核电站ΔT超温超功率保护参数合理性分析

李贤民 刘道光

(中广核工程有限公司调试中心，广东 深圳 518124)

针对岭澳核电站二期3号机组调试启动低功率试验期间，一回路冷、热管段温差(ΔT)超功率保护定值偏低、容易触发反应堆保护动作等问题，基于Simulink搭建超温超功率保护逻辑，对设计方提供的新、旧参数的输出结果进行仿真对比，从第三方角度对其进行合理性评价。仿真结果和机组实测数据表明，该方法正确、可靠，能有效降低机组首次启动功率运行期间的安全风险。

热管段温差超温超功率仿真核电站保护系统Simulink参数分析误动分析

0　引言

PWR核电站一回路冷热管段温差(ΔT)超温超功率保护逻辑作为防止烧毁比(departurefromnuckeateboilingratio,DNBR)超限[1]的重要手段，对保障机组安全运行起着极其重要的作用，其参数设置正确与否直接影响到核电机组的运行安全。海军工程大学的张达发介绍了压水堆ΔT超温超功率保护系统，分析了确定极限限制线以及保护区的方法，并对此作出了评价[2]。

岭澳核电站二期3号机组预临界试验期间，在热停堆工况下，ΔT超功率保护定值仅有103.8%满功率(fullpower,FP)左右，离C4保护信号阈值(3%FP)不到1%FP的裕度，若再出现稍大的扰动工况，甚至可能触发反应堆紧急停堆保护动作(阈值为0%FP)，这将严重威胁机组运行。与大亚湾核电站相比，岭澳核电站一期的ΔT超功率保护定值稳定在108.6%FP。为此，设计方通过重新核算，提交了新版本参数，但此参数能否真正适用于CPR1000机组尚不可知。本文基于Simulink仿真工具，利用前期调试试验的数据，对不同版本的参数计算结果进行仿真分析，对新版本参数的正确性和适用性进行评估。

1　ΔT超温超功率保护参数分析

1.1保护定值逻辑及参数计算

根据反应堆冷却剂系统(reactorcoolantpump,RCP)设计手册(systemdesignmanual,SDM)模拟图，ΔT超温超功率保护逻辑考虑了主泵转速、一回路压力、一回路温度、堆芯轴向功率分布等因素，计算出相应功率平台下的超温超功率保护定值后，与实测ΔT(转换成%FP后)作差。若差值≤3%FP，则触发C3、C4保护信号，汽轮机组快速甩负荷，反应堆功率快速降至最终功率设定值(30%FP)；若差值≤0%FP，则触发反应堆紧急停堆保护信号。岭澳二期项目采用了M310的堆型，共三个环路，每个环路均有独立的ΔT超温超功率保护逻辑，最终通过三选二的表决输出(即至少触发两个环路)，触发保护动作，以满足核电站纵深防御[3]的设计原则。根据模拟图的设计原理[1](假设稳态工况下不考虑堆芯轴向功率的影响)，可以得出ΔT超温超功率保护定值计算公式如下：

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为额定标准工况下的温差；ΔΦ为堆芯轴向功率偏差；Pnom为额定标准工况下的一回路压力；Tnom为额定标准工况下的平均温度；PS0为额定标准工况下的主泵转速；P为实测一回路压力；Tavg为实测平均温度；PS为实测主泵转速；K1～K8为相应分量的计算因子。

K1为额定标准工况(压力15.5 MPa，温度310 ℃，主泵转速1 485 r/min)下的超温保护裕度；K2为一回路压力分量因子，压力变小时容易发生偏离泡核沸腾，需降低保护定值；K3为平均温度分量因子，温度增加时容易发生偏离泡核沸腾，需降低保护定值；K4为额定标准工况(压力15.5 MPa，温度310 ℃，主泵转速1 485 r/min)下的超功保护裕度；K5为平均温度变化分量因子，当平均温度升高太快时，不能及时导出堆芯热量，需降低保护定值；K6为平均温度分量因子，温度高时，不利于热量导出，需降低保护定值；K7为主泵转速分量因子，泵转速下降时，一回路流量下降，冷却效果不佳，需降低保护定值；K8为主泵转速分量因子，主泵转速降低时，由于平均温度调节系统的作用，温差实际值增加，但堆功率并未改变，超功率ΔT保护不应因此而动作，故需增加保护定值；f1(ΔΦ)、f2(ΔΦ)为轴向功率偏差分量因子，偏差增加时，容易在局部高度上发生偏离泡核沸腾，需降低保护定值。f1(ΔΦ)和f2(ΔΦ)在堆芯稳定时输出为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，则K6=0；若Tavg下降，则K5=0。根据文献[1]，将K1～K8(不同堆芯设计会有所差别)代入式(3)～式(10)，即可得到L1～L8的值。

1.2理论定量计算分析

根据RCP系统设定值手册(set point manual,SPM)D版文件中的初版参数和机组正式商运前的局部设计修改文件，给出终版参数与理论参数的比较结果，具体见表1。

表1　理论参数、初版参数和终版参数对比Tab.1　Comparison of theoretical, first and final parameters

从表1可见，参数L4、L6、L7、L8的理论参数、初版参数和终版参数有所不同，忽略四舍五入因素，L4的差别最大，而终版参数与理论设计值更为一致。初版参数是根据参考电站改造前的数据所设计的。由于堆型设计已经发生改进，因此偏差相对较大。

针对三种参数，假设机组满功率工况稳定(核功率为100%FP，平均温度为310 ℃，压力为15.5 MPa，主泵转速为1 485 r/min，ΔT为35.2 ℃)，对满功率工况下的超温超功率定值分别进行分析计算，结果见表2。

表2　满功率工况下定值分析计算Tab.2　Setpoint analysis and calculation under full power condition

由表2可见，终版参数的输出结果与理论参数值的符合性较高，且与大亚湾和岭澳一期的实际情况一致；而初版参数的超过率保护定值输出结果相对偏低了近5%FP，在满功率时极易触发C4信号，若波动再大一些，甚至可能达到紧急停堆阈值。

假设机组工况稳定，Tavg≤Tnom(310 ℃)，主泵转速稳定在1 485 r/min，压力稳定在15.5 MPa，对上面三种参数在不同功率平台进行分析比较。随着功率从0%升至100%，ΔT超温保护定值由220%FP下降至141%FP左右，ΔT超功率保护定值基本维持不变；超温保护的理论计算参数、初版参数和终版参数的计算结果几乎完全相同(最大偏差不超过0.05%FP)；对超功率保护而言，理论参数和终版参数的计算结果一致，维持在108.62%FP左右，而初版参数给出的计算结果则维持在103.80%FP左右。

2　数据计算分析及评价

2.1方案设计

上述理论计算存在如下假设：

①一回路温度、压力稳定；

②主泵转速稳定；

③轴向功率偏差很小。

实际机组运行过程中，上述参数会存在一定变化，对定值生成产生一定程度的影响。下面利用反应堆控制系统(reactor control system,RRC)仿真测试平台[4-5]，将岭澳二期3号机组100%FP平台甩负荷至厂用电仿真试验的数据作为输入，采用工业仿真上广泛应用的Matlab软件搭建ΔT超温超功率保护定值生成逻辑进行模拟仿真，分析超温超功率保护定值及其保护裕度的变化趋势。

以一环路为例，详细逻辑组态如图1所示。

图1　逻辑组态图Fig.1　Logical confirguration diagram

2.2保护误动分析

先将终版参数应用于上述逻辑组态，进行仿真计算，分析其输出结果。在试验初期，ΔT超温保护定值先骤降(最低值为129%FP)，随后逐渐上升；保护裕度在整个过程中的最低值为33.8%FP，与3%FP的甩负荷阈值C3和0%FP的紧急停堆阈值相比均有较大裕度，反应堆保护系统不易动作。相比之下，ΔT超功率保护定值则先从108.6%FP降至最低102.4%FP，再上升至108.6%FP；保护裕度在试验过程中最低为10.1%FP，距离3%FP的甩负荷阈值C4还有7%FP的裕度，反应堆保护系统未触发动作，其趋势如图2所示。图2中，SP为设定值，PM为温差，OUT为SP与PM之差。三者均为图1中逻辑计算的输出。

为作进一步论证，对另外两个版本的参数分别进行计算，并作对比分析。从表1可见，超温保护部分的初版参数和终版参数相同，故只对理论参数和终版参数的数据作比较。理论参数的仿真计算结果表明，试验过程中最低裕度降至33.83%FP，整个过程中与终版参数的输出最大偏差不超过0.05%FP，两组参数的输出结果几乎完全重合，可见L7参数第四位小数之后的部分对计算结果的影响是可以忽略的。

图2　仿真输出结果趋势图(超功率)Fig.2　The trend of simulation output(O.P.)

在超功率保护参数方面，L4、L6、L8存在差别，其中L8的理论参数和终版参数相差较小。以终版参数为标准，分别与理论参数和初版参数进行了比较。理论参数的仿真计算结果表明，在试验过程中，保护裕度最低降至10.07%FP，整个过程中最大偏差不超过0.02%FP，与最终参数的输出几乎完全相同，故L8参数第4位小数之后的部分对计算结果也是可以忽略的。

对于L4和L6，其初版参数和终版参数相差较大。仿真计算结果表明，初版参数的保护定值与ΔT的偏差输出在瞬态开始后的短时间内降至最低值5.3%FP，而终版参数的最低值为10.1%FP，距离甩负荷阈值C4(3%FP)分别为2.3%FP和7.1%FP，如图3所示。

图3　终版参数和初版参数输出结果对比图(超功率)Fig.3　Comparison of output results using final version parameters and original version parameters (O.P.)

初版参数已经接近保护动作的边缘，若叠加堆芯轴向功率偏差、数字化仪控系统(digital control system,DCS)历史记录存储周期等其他因素的贡献，在实际机组的试验过程中，极可能触发甩负荷(甚至是紧急停堆)保护误动作，从而导致试验失败。

2.3保护拒动分析研究

正确的保护逻辑应该是既不误动，也无拒动(即应该动作时不动作)。上述分析说明，采用终版参数的保护逻辑不会产生误动作，那么在需要产生保护动作时，过高的保护定值是否会产生拒动呢？在岭澳二期3号机组的所有瞬态试验过程中，仅100%FP平台的手动停堆试验，触发了ΔT超功率保护紧急停堆信号。通过分析机组历史记录发现，由于停堆信号触发后，控制棒全部下落，轴向功率偏差显著增大，使ΔT超功率保护定值迅速下降；而一回路温度、压力、主泵转速的变化相对滞后，致使冷热管段温差表征的核功率变化滞后，保护裕度减小(DCS记录到的最小值为-2.42%FP)，最终触发了紧急停堆保护动作(由于此时已有停堆信号，故未造成额外影响)。核查参考电站机组试验的历史记录，在手动停堆试验过程中也触发了ΔT超功率保护停堆动作信号，进而验证了终版参数可保证超温超功率保护不发生拒动。

3　应用场景拓展分析

岭澳核电站二期3号机组是CPR1000堆型的首台机组，相对参考电站，其在国内同型号堆型中首次采用了DCS数字化仪控系统，并在半速汽轮机、堆芯设计调整等方面进行了改进，使组态设计和参数设置也因此发生了一定程度的变化[6]。因为首台机组在设计上无法获取真实机组的实际数据，所以无法对组态参数进行分析论证。新组态和参数的首次应用存在较高风险，尤其是ΔT超温超功率保护逻辑参数、中子通量变化率高保护逻辑参数等。本文介绍的方法非常适用于此类经过开环计算直接触发保护动作的逻辑组态及参数的验证。

新机组普遍采用了DCS技术，由此可以获取更多机组实际试验数据。若是同型号堆型，可以利用参考机组的实际数据作为输入，则仿真计算的结果将具有更高的准确度和可信度。

4　结束语

本文利用Simulink仿真技术，对PWR核电机组反应堆保护逻辑组态参数进行了分析。该方法利用现场仿真试验数据，对不同的组态参数进行对比分析，并从第三方角度验证了设计参数的合理性，提前消除了机组整组启动的组态缺陷隐患，可确保相应的保护逻辑功能正常，并有效避免了机组非预期停机停堆及退状态事件的发生。此外，通过分析机组真实的试验数据，反向验证了仿真分析方法的正确性。该方法对于其他类型核电机组反应堆保护系统组态参数分析验证也有较高的推广价值。

[1] 濮继龙.广东大亚湾核电站运行教程[M].北京:原子能出版社,1999:49-53,222-228.

[2] 张大发.杨永新,陆古兵，等.压水堆运行中ΔT超温/超功率保护分析[J].海军工程大学学报,2001,10(5):9-12.

[3] 陈辉峰.核电厂仪表和控制系统纵深防御与多样性分析[J].自动化仪表,2015,36(11):120.

[4] 杨宗伟,林萌,栾振华，等.核电站仿真技术在反应堆控制系统调试中的应用[J].核动力工程,2009(S2):49-53.

[5] 侯东,林萌,杨宗伟.核电厂闭环测试平台的开发及应用[J].核动力工程,2011(4):66-71.

[6] 杨宗伟,栾振华,张旭峰.岭澳核电站二期工程3号机组反应堆控制系统启动试验研究[J].广东电力,2011,24(4):34-38.

RationalityAnalysisoftheParametersofΔTOver-temperatureandOver-powerProtectionforPWRNPP

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

HeatpipesectiontemperaturedifferenceOver-temperatureOver-powerSimulationNuclearpowerplantProtectionsystemSimulinkParameteranalysisMaloperationanalysis

李贤民(1983—)，男，2006年毕业于中国科学技术大学计算机及应用专业，获学士学位，工程师；主要从事反应堆控制系统瞬态及仪控专项联调试验方向的研究。

TH86；TP206

A< class="emphasis_italic">DOI

:10.16086/j.cnki.issn1000-0380.201610019

修改稿收到日期：2016-04-22。