王银丽 罗 炜 陈 乐 李 高 杨戴博 沈 峰
（中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室，四川 成都 610041）
【摘 要】核仪表系统（RPN）是核电站重要的安全系统。秦山核电厂扩建项目（方家山核电工程）核仪表系统采用了基于Rolls-Royce Civil Nuclear的SPINLINE 3的数字化技术。与参考电站核仪表系统采用的模拟技术相比，数字技术从一定程度上精简了设备配置，简化了系统内、外部接口设计，提高了设备的在线自诊断能力，缩短了检修和维护时间，相应地提高了核电厂的可靠性和经济性。
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关键词 核仪表系统；数字技术；改进
作者简介：王银丽（1983—），女，工程师，2007年毕业于南华大学核技术及应用专业，获硕士学位，现从事反应堆仪表与控制设计研究工作。
罗炜（1984—），男，工程师，2009年毕业于南华大学核技术及应用专业，获硕士学位，现从事反应堆仪表与控制设计研究工作。
陈乐（1985—），男，工程师，2008年毕业于电子科技大学自动化和工商管理专业，获双学士学位，现从事反应堆仪表与控制系统设计研究工作。
0 引言
核仪表系统通过设置在反应堆压力容器外的多个中子探测器来测量堆芯泄漏的中子注量率，以实现对反应堆功率、功率变化率和功率分布的连续监测，为操纵员提供堆芯装料、停堆、启堆和功率运行期间的反应堆状态信息；同时在中子注量率及其变化超过安全分析确定的整定值时，向反应堆保护系统提供用于反应堆紧急停堆的信号。此外，核仪表系统还向反应堆棒控棒位系统（RGL）提供控制联锁信号，向多样化反应堆保护系统（DAS）和堆芯控制系统（CCS）提供核功率信号。
与参考电站核仪表系统采用的模拟技术相比，秦山核电厂扩建项目（方家山核电工程）核仪表系统机柜采用了基于Rolls-Royce Civil Nuclear的SPINLINE 3的数字化技术。下面从系统总体结构、系统接口设计、系统自检及定期试验、经验反馈等方面介绍方家山核电工程核仪表系统相对于参考电站的改进情况。
1 系统结构
方家山核电工程核仪表系统总体结构如图1所示。整个系统主要由8支中子探测器、4个保护机柜、1个控制机柜和1个LSS机柜组成。
1.1 保护机柜
保护机柜由4个基于SPINLINE 3的标准机柜组成，分别隶属于4个保护仪表组IP、IIP、IIIP、IVP。保护机柜IP、IIP分别由SR、IR和PR信号调理和处理设备组成，保护机柜IIIP、IVP分别由PR信号调理和处理设备组成。与参考电站采用的模拟技术不同，方家山核电工程核仪表系统的信号处理功能由软件完成，包括信号调理设备的信号的采集，计数率、中子倍增时间、中子注量率水平、功率水平、轴向功率偏差等参数的计算和处理，将相关参数与整定值进行比较，并产生相应的保护或控制逻辑信号。
数字技术的应用从一定程度上精简了设备配置，提高了保护通道的精度，但保护通道的响应时间相比模拟技术要略慢些。对于RPN送往反应堆保护系统的核功率“局部脱扣”信号，为了满足保护通道响应时间的要求（分配给RPN和反应堆保护系统Tricon设备的响应时间只有200ms），每个信号在RPN机柜侧设计为4路输出，经隔离分配后同时送至四个保护组对应的多样性子组，这种设计确保了每个保护组均直接从每个保护组RPN机柜获得了与RPN探测器冗余度相对应的“局部脱扣”信号，从而节约了由一个保护组的Tricon处理单元采集之后再转发给其他三个保护组的响应时间。
1.2 控制机柜
参考电站中控制机柜采用的是模拟技术，参数在控制机柜侧的显示通过切换开关来选择需要的参数，相关的报警逻辑则通过继电器机架实现。方家山核电工程核仪表系统控制机柜采用数字技术后，由控制计算机实现对保护通道的监测和相关报警逻辑的处理，并通过网络通信将核仪表系统用于主控制室信息显示、记录、报警的信息送至DCS，具备24h数据存储保护，同时管理源量程计数率的音频输出，并提供良好的人-机接口（HMI）功能，简化设备的同时大大提高了设备的可用性和操纵人员的可操作性。
参考电站中，LSS机柜仅在主控制室配置有一套显示器和键盘，送往主控制室的监测信息均通过布置在台盘上的专用显示、记录和报警设备来实现，同时在台盘上设置有允许修改LSS机柜内部参数的钥匙开关。方家山核电工程中LSS机柜就地和主控制室均设置了显示器和键盘，便于信息的监测和设备的维修，LSS机柜内部参数的修改通过在软件中设置相应的操作权限即可进行。
同时主控制室设计采用数字化仪控平台后，LSS机柜送往主控制室的监测信息均集成在DCS系统中，并设计有专门的监测画面，精简主控制室的设备的同时提高了操纵人员的可操作性。
1.3 维护设备
相比参考电站，本项目核仪表系统还设计有专用的维修试验装置（MTE）和就地显示单元（LDU）。MTE主要由工控计算机、输入/输出板卡、电流/脉冲信号发生器、显示器、键盘鼠标和打印机组成，用于核仪表系统保护通道的定期试验、探测器的曲线绘制以及高压和甄别阈值等的定值调节，MTE的使用使得定期试验的操作简单化。LDU是一台标准的笔记本电脑，用于执行与保护通道安全级软件相关的任务，包括连接通道软件的识别、软件故障的查看、软件变量和参数的显示、软件参数的修改、描述文件的装入、log事件的查阅等。
2 系统接口设计
与参考电站不同，方家山核电工程数字技术的应用，使得RPN系统的内、外部信号接口设计不再只采用单一的硬接线技术，同时采用了网络通信技术。其中，RPN保护机柜与RPN控制机柜之间的内部信号连接采用光纤通信Nervia网，RPN保护机柜与外部系统机柜之间的信号连接采用硬接线，RPN控制机柜与外部系统机柜之间的连接采用RS485串口通信和硬接线。
（1）光纤通信Nervia网。由于RPN控制机柜对信号的响应时间要求不高，故采用光纤Nervia网实现数据通信，且数据只由RPN保护机柜流向RPN控制机柜，满足隔离要求，保证控制机柜的故障不会影响保护机柜功能的实现，同时极大地减少了保护机柜和控制机柜之间连接电缆的数量。
（2）RS-485串口通信。同样针对信号的接收方对响应时间要求不高的情况，外部系统所需数据经网关送入电厂总线网络，目标系统从电厂总网线上获取所需的信息。如从RPN控制机柜和LSS机柜送往主控制室电厂计算机和控制系统（KIC）进行显示和报警的信号。
（3）硬接线。主要针对对信号响应时间要求高、信号接收方无法与RPN系统进行网络通信或信号数量很少的情况。如由于紧急停堆信号响应时间要求高，RPN送往逻辑保护系统（RPR）用于紧急停堆的信号采用了硬接线连接。对于硬接线传输的信号，在RPN保护机柜侧均设计有隔离输出模块，以确保信号接收设备的故障不会对RPN保护机柜产生影响。如对于开关量信号，在RPN侧设计为电磁继电器输出，以实现与信号接收设备的电气隔离。
3 系统自检和定期试验
作为核电厂安全仪控系统，为检验系统设备的可用性，必须对核仪表系统的功能和性能进行检查。由于本项目采用了数字化技术，相比参考电站，在系统故障检测（含自检和定期试验）方面存在一些变化。
3.1 自检
参考电站采用的是模拟技术，系统提供的自检能力很少，设备部件的运行状态主要通过就地的二极管指示灯来识别。
由于本项目采用了数字技术，核仪表系统通过信号处理单元采集设备部件自身产生的逻辑状态来实现设备运行状况的自检，并将相关报警和监测信息通过Nervia网送往控制机柜，使得下列核仪表系统设备的运行状态通过系统的在线自检即可识别：
■低压电源的产生
■高压监测
■机架上板卡的连接
■机架试验
■机柜通风运行
■32ACT输出晶体管的运行
当检测到部件故障时，系统将产生故障安全输出，同时发出相应的报警信号。维修人员根据控制机柜产生的报警信号，并结合系统运行维修手册，即可完成设备的故障诊断。
3.2 定期试验
对于在线自检不能覆盖的部分，则需要通过定期试验的方式进行检验。
参考电站中，核仪表系统定期试验需借助安装在保护机柜内的相应的信号发生器来完成，维修人员通过测量相应的信号输出来逐一判断试验结果是否满足要求。
由于本项目采用了数字技术，定期试验主要通过使用专用的维修试验装置（MTE）来进行。试验时，只需将MTE通过Nervia网连接到相应的试验通道上，通过人机接口操作即可完成试验，试验完成后MTE自动产生试验结果报告，维修人员通过查看试验报告即可判断试验是否满足要求。
定期试验内容主要包括：探测器试验、信号调理单元试验、信号处理单元试验、系统信号输出及与外部系统连接电缆试验及外部系统输入信号的连接电缆试验。
4 经验反馈
4.1 中间量程探测器输出信号量程切换问题
中间量程探测器输出电流信号范围为（10-11~10-3）A，为满足如此宽量程信号线性测量的需要，中间量程信号调理设备设计了一个电流/电压（I/U）转换装置，通过自动切换量程来跟踪电流信号的变化，将输入的电流信号转换成（0~10）V电压输出信号。设计中共设置有7个量程档位，中间量程探测器输出电流的计算公式则为：电流（A）=输出电压（V）/10(11-量程档位)（Ω）。
为避免量程切换过程中由于电流的误计算而导致信号的误触发，在中间量程的信号处理软件设计中对电流信号的有效性进行了管理。软件设计中对量程的有效性、量程切换所需的时间（含相关卡件的延迟时间）、计算处理软件的周期、信号处理设备是否故障等进行了充分考虑，在未完成量程切换时输出电流保留上一个值。
4.2 部分定值可调节范围过小问题
参考电站中，核仪表系统相关的定值调节是通过在机柜侧调节电位器实现的，中间量程紧急停堆定值、C1、功率量程紧急停堆高定值、C2的可调节范围分别为（5~30）%FP、（5~25）%FP、（50~120）%FP、（75~120）%FP。
在方家山核电工程中，采用了数字化技术，核仪表系统相关的定值调节是通过连接就地显示单元（LDU）修改参数实现的。在调试中发现，上述定值的调节下限设置的过高，且中间量程紧急停堆定值、C1的调节上限设置的过低，不满足启堆过程中的定值调节要求。在本电站中对中间量程紧急停堆定值、C1、功率量程紧急停堆高定值、C2的可调节范围分别调整为为（0~100）%FP、（0~100）%FP、（0~120）%FP、（0~120）%FP，并要求设备供货商对相应的软件参数进行了相应的修改。
5 结束语
本文简述了核仪表系统的功能和结构，同时将本系统及设备与参考电站进行了差异对比，对本系统相关的设备和设计改进情况进行了较为全面的总结，通过采取必要的改进使得设计更为合理，系统的功能得以更好实现，希望能对今后本系统的设计起到很好的借鉴作用。
［责任编辑：汤静］