馮靜閣

（華能山東石島灣核電有限公司，山東 榮成 264312）

高溫氣冷堆核電站是列入國家“十二五”科技發(fā)展中長期規(guī)劃重大專項的自主研發(fā)項目，高溫氣冷堆核電站示范工程（HTR-PM）設計有兩座250 MW熱功率的球床模塊化高溫氣冷反應堆，帶一臺200 MW汽輪發(fā)電機組，為“兩堆帶一機”的設計，是一種全新的核電站模式。HTR-PM球床模塊化高溫氣冷堆采用球形燃料元件，連續(xù)循環(huán)不停堆換料。一回路采用氦氣為冷卻劑，一回路壓力為7 MPa，氦氣熱端溫度為750 ℃，冷端溫度為250 ℃。二回路采用過熱蒸汽（566 ℃，13.24 MPa）作為介質(zhì)，驅動機組汽輪發(fā)電機發(fā)電。由于高溫氣冷堆具有良好的固有安全性，只有一回路隔離和蒸汽發(fā)生器事故排放兩個專設動作，專設投入動作（關閉隔離閥或打開排放閥）一旦完成，專設執(zhí)行過程為非能動工作，不需要控制。高溫氣冷堆的余熱排出系統(tǒng)與屏蔽冷卻系統(tǒng)共用，采用非能動原理工作，而且一直在線運行，不需要投入，也不需要控制。這些都決定了HTR-PM主控室是一個全新的設計，從功能、臺盤設備，乃至信息顯示和操作界面與一般核電站都有很大不同。

HTR-PM全廠設一個主控室和一個備用停堆點，實現(xiàn)對1號反應堆、2號反應堆、常規(guī)島和輔助系統(tǒng)（BOP）的監(jiān)測控制。主控室（Main Control Room，MCR）是機組值長和操縱員日常工作的區(qū)域，在核電站的安全可靠運行中起著非常重要的作用[1]。主控室為核電站運行人員提供適宜的人機接口，使運行人員獲取有關HTRPM安全狀態(tài)和運行狀態(tài)的信息，并對HTR-PM的運行施加控制和保護作用，實現(xiàn)HTR-PM安全、高效地運行；在出現(xiàn)預計運行事件或設計基準事故時，采取有效措施，使HTR-PM保持在安全狀態(tài)或使之返回安全狀態(tài)。主控室為運行人員提供適宜的工作環(huán)境，并保證事故工況下主控室的可居留性，以保持在主控室采取必要行動的能力。在主控室外設置了一個備用停堆點，為兩座反應堆共用，當主控室喪失執(zhí)行重要安全功能的能力時，運行人員可以進入備用停堆點，執(zhí)行相關操作使反應堆進入并維持在安全停堆狀態(tài)。

1 主控室設計

1.1 功能設計與分配原則

（1）兩座反應堆共用一個主控室和一個備用停堆點，兩堆在主控室和備用停堆點均分別設置獨立的監(jiān)測和控制區(qū)域。

（2）集中監(jiān)控為主。主控室是HTR-PM的監(jiān)測控制中心，對全廠（1號反應堆、2號反應堆、常規(guī)島和輔助系統(tǒng)）的安全和運行進行全面監(jiān)測控制。除啟動過程需要少量現(xiàn)場操作配合外，正常運行和事故處理操作基本上集中在主控室進行。為便于運行和管理，盡可能減少啟動和運行過程中需要的就地操作，就地控制點主要用于系統(tǒng)調(diào)試、維護和特殊工況下的操作。取樣分析操作集中在取樣分析操作室進行。

（3）高度自動化。盡可能提高HTR-PM全廠自動化水平，使各種操作盡量簡化。除啟動過程在手動控制下進行外，功率運行過程中的主要操作，如功率控制及主要工藝參數(shù)的維持都盡可能自動執(zhí)行。所有保護動作均自動觸發(fā)且自動完成，以便在預計運行事件或設計基準事故后一段時間內(nèi)（30min），不需要操縱員的干預，把對操縱員在短時間內(nèi)進行干預的要求降至最低。對某些可能會導致不安全后果的干預動作（如終止安全動作），應設置必要的安全聯(lián)鎖加以限制。

（4）操縱員的監(jiān)督和干預。操縱員應能夠獲取適當?shù)男畔?，以監(jiān)視自動動作的執(zhí)行效果。所有自動觸發(fā)的安全保護動作（緊急停堆、專設安全設施動作）及自動控制動作均有手動操作作為后備。必要時操縱員隨時可以進行手動干預[1]（某些安全聯(lián)鎖限制的干預動作除外）。

1.2 整體布置

（1）HTR-PM的主控室在電氣廠房（UCB）＋7.5 m層處。

（2）主控室前后居中位置為主控制臺，由左到右依次分為1號反應堆控制臺、常規(guī)島控制臺、2號反應堆控制臺，各控制臺的功能相對獨立，各由一個操縱員運行值班。主控制臺前方為模擬盤，由左到右布置有大屏幕液晶顯示器、1號反應堆模擬圖顯示屏、常規(guī)島模擬圖顯示屏、2號反應堆模擬圖顯示屏、大屏幕液晶顯示器。在模擬盤上方為光字牌報警屏。主控制臺后為機組值長的工作臺。

在整體上，操作臺、模擬盤按照一定弧度來布置，以操縱員采用坐姿可以看到模擬盤上所有信息為原則，滿足人因工程學的要求[2]。

（3）在主控室內(nèi)值班長左側布置有應急電力系統(tǒng)監(jiān)控盤，用于應急柴油發(fā)電機的信息監(jiān)視和操作?？梢赃h程操作應急柴油機的啟停，進行應急柴油發(fā)電機的定期試驗操作和在事故情況下當柴油發(fā)電機未能自動啟動時進行手動的啟動，以保證安全級母線上用戶用電。

（4）在靠近正門右側靠墻布置有消防系統(tǒng)機柜（火災報警屏），實現(xiàn)消防系統(tǒng)的監(jiān)控和必要的手動啟動消防設備。

（5）模擬盤后面左右靠近墻體的兩側布置有文件柜，放置運行規(guī)程和圖紙文件。

模擬盤上的模擬圖顯示屏是一種不會被切換的常顯示手段，且設備狀態(tài)在圖面上顯示位置固定，可以綜觀了解反應堆、汽輪發(fā)電機組的主要工藝系統(tǒng)的基本運行狀態(tài)和報警信息。其中模擬盤上顯示反應堆和常規(guī)島的主要系統(tǒng)狀態(tài)和報警信息，大屏幕作為操縱員終端可以顯示操縱員站的所有畫面，但一般只顯示機組的概貌圖等宏觀信息。模擬圖顯示屏由底層的電氣、控制設備直接控制，是運行監(jiān)控屏幕顯示的多樣性冗余，即使在基于DCS系統(tǒng)的人機界面失效的情況下，仍然能維持基本的顯示功能。HTR-PM取消了后備盤設計。目前，在我國采用數(shù)字化儀控技術的壓水堆核電站中，其后備盤設計是基于當正常操作系統(tǒng)因故障失效（系統(tǒng)故障、地震等）的情況下，后備盤依然可以保持正常的工作，操縱員利用后備盤上的信息指示和操作一系列的設備（按鈕、開關、把手等）可以將反應堆安全地導入到安全停堆狀態(tài)，因此壓水堆的后備盤是核安全1E級和安全相關級SR設備，設備造價很高，并且設備鑒定和分析需要設計單位和制造廠家付出大量的時間來執(zhí)行。在核電站投運以后，后備盤上的設備必須進行日常檢查和定期試驗以保證其功能的完整性。高溫氣冷堆因其固有的反應堆安全特性，其主控室設計與投資方面體現(xiàn)了與壓水堆相比的較為優(yōu)越的一面。

1.3 信息顯示功能

主控室在正常運行、預計運行事件、事故及事故后工況下，為運行人員全面監(jiān)測反應堆的安全運行狀態(tài)，并據(jù)以執(zhí)行必要的手動觸發(fā)或控制動作，提供充分而可靠的信息[3]。

（1）顯示內(nèi)容

至少包含下列顯示內(nèi)容：

a.反應堆核功率（中子注量率）水平和周期（中子注量率的變化率）。

b.控制棒連續(xù)位置和上、下限行程開關狀態(tài)，儲球罐硼吸收球位置。

c.一回路冷卻劑系統(tǒng)運行參數(shù)，主氦風機等一回路主要設備狀態(tài)。

d.堆內(nèi)構件、反應堆壓力容器、蒸汽發(fā)生器客體和熱氣導管殼體等的工作溫度。

e.燃料元件裝載情況和燃料元件裝卸系統(tǒng)的工作狀態(tài)。

f.主要輔助系統(tǒng)，如氦凈化與氦輔助系統(tǒng)、吸收球輸送系統(tǒng)、設備冷卻水系統(tǒng)、廠用水系統(tǒng)等的主要參數(shù)和設備狀態(tài)。

g.重要安全系統(tǒng)，如余熱排除系統(tǒng)、一回路壓力泄放系統(tǒng)、蒸汽發(fā)生器事故排放系統(tǒng)的運行參數(shù)及工作狀態(tài)，一回路隔離閥的狀態(tài)。

h.包容體（包括反應堆和蒸汽發(fā)生器艙室、燃料元件裝卸系統(tǒng)艙室、氦凈化系統(tǒng)艙室）的運行參數(shù)；反應堆廠房通風空調(diào)系統(tǒng)的運行狀態(tài)。

i.二回路系統(tǒng)，包括主給水系統(tǒng)及蒸汽發(fā)生器的重要參數(shù)和設備狀態(tài)。

j.常規(guī)島熱力系統(tǒng)，包括汽輪機旁路系統(tǒng)、主凝結水系統(tǒng)、循環(huán)冷卻水系統(tǒng)等的重要參數(shù)和設備狀態(tài)。

k.汽輪機調(diào)節(jié)系統(tǒng)及汽輪機轉速、機組發(fā)電功率等參數(shù)。

l.電力系統(tǒng)的重要參數(shù)和斷路器的狀態(tài)。

m.輻射監(jiān)測（包括工藝輻射監(jiān)測、區(qū)域輻射監(jiān)測、流出物輻射監(jiān)測和環(huán)境輻射監(jiān)測）的放射性水平。

n.儀表控制系統(tǒng)重要設備（包括反應堆保護系統(tǒng)）的工作狀態(tài)。

（2）主控制臺上設置運行監(jiān)控屏幕顯示（非安全級，簡稱監(jiān)控屏幕顯示）和安全屏幕顯示（1E級）兩種顯示系統(tǒng)，兩者完全獨立。前者基于DCS系統(tǒng)，主要執(zhí)行運行監(jiān)測和控制操作功能；后者基于保護系統(tǒng)和事故后監(jiān)測系統(tǒng)，執(zhí)行保護系統(tǒng)狀態(tài)（包括保護監(jiān)測變量及保護系統(tǒng)設備狀態(tài)）顯示和事故后監(jiān)測顯示功能。主控制臺上對于重要的參數(shù)或設備狀態(tài)還設置少量常規(guī)顯示手段。

（3）在控制室正前方設置模擬盤，綜合顯示反應堆、汽輪發(fā)電機及主要工藝系統(tǒng)的基本運行狀態(tài)，是核島操縱員、常規(guī)島操縱員和運行值長的公共參照物。

（4）在操縱員身后設置值班長工作臺，臺上設置監(jiān)控屏幕顯示器，提供全廠的參數(shù)及狀態(tài)顯示。

（5）監(jiān)控屏幕顯示器還提供安全參數(shù)顯示系統(tǒng)（SPDS）的功能。以集中和簡明的方式提供反應堆安全重要監(jiān)測變量和重要安全功能完整性的顯示，用來幫助運行人員迅速、準確地判斷反應堆的基本安全狀態(tài)。

（6）充分利用數(shù)字技術和屏幕顯示技術，提高集中監(jiān)測能力，改善人機界面，更好貫徹人因工程原則。屏幕顯示畫面設計應直接明確；數(shù)據(jù)采集處理的速度、數(shù)據(jù)顯示的刷新頻率、顯示參數(shù)的量程、精度和響應時間應與執(zhí)行預定任務對監(jiān)測功能的需要相適應。

1.4 運行控制功能

（1）盡可能提高HTR-PM全廠運行自動化水平，除啟動和正常停堆過程在手動控制下進行外，功率發(fā)電運行過程中的主要操作（如功率控制及主要工藝參數(shù)的維持）都盡可能自動執(zhí)行。

（2）設置必要的手動操作手段，以便操縱員執(zhí)行啟動和正常停堆過程中的操作、正常運行過程中的必要干預和作為自動操作的手動備份。

在控制室設置的手動操作功能有：

a.控制棒的選擇和手動操作。

b.吸收球回路的選擇和吹球操作。

c.自動控制方式（包括反應堆功率自動調(diào)節(jié)和一回路、二回路、輔助工藝系統(tǒng)的自動控制與調(diào)節(jié)）的投入/切除操作和運行參數(shù)的給定。

d.工藝設備（泵、閥、風機等）或工藝參數(shù)的手動控制。

e.正常通風系統(tǒng)的設備操作。

f.安全級電力系統(tǒng)的母線切換控制操作。

這些手動操作以監(jiān)控屏幕顯示器上進行的軟操作為主，但對少量重要的或頻繁的操作（如控制棒手動操作）設置開關或按鈕等要以硬操作手段為主。

1.5 保護觸發(fā)功能

（1）HTR-PM反應堆保護系統(tǒng)連續(xù)監(jiān)視預定的保護監(jiān)測變量，當達到或超過保護整定值時，自動給出保護觸發(fā)信號，停閉反應堆或啟動專設安全設施。

（2）在控制室中還設置手動操作開關，作為自動保護觸發(fā)的備份，必要時可以手動觸發(fā)下列保護功能：

a.緊急停堆：使全部控制棒緊急下落到最低位置實現(xiàn)停堆。

b.落球停堆：使硼吸收球下落至相應的反射層孔道實現(xiàn)停堆。

c.一回路隔離：關閉與一回路系統(tǒng)相關聯(lián)的氦凈化管路和燃料球裝卸管路上的電動隔離閥。

d.蒸汽發(fā)生器事故排放。

e.正常通風和事故排風的切換控制。

（3）保護動作的手動觸發(fā)以開關或按鈕作為操作手段。

1.6 報警功能

（1）HTR-PM控制室設置報警系統(tǒng)，在反應堆及其重要系統(tǒng)異常或出現(xiàn)事故時，在主控室產(chǎn)生聲光報警信號，引起運行人因對異常工況或事故工況的及時關注，在必要時采取措施使系統(tǒng)恢復到正常狀態(tài)或進行事故后處理。

（2）報警信號采用光字牌報警與屏幕報警相結合的方式，在模擬屏上部設置光字牌報警屏。重要報警信號（如保護變量）或綜合報警信號（通常是系統(tǒng)級）設置光字牌報警，詳細報警信息由監(jiān)控屏幕顯示提供。

（3）報警信號的記錄功能由DCS系統(tǒng)實現(xiàn)（存盤記錄和打印分析）。

1.7 通信功能

通信系統(tǒng)要滿足HTR-PM在調(diào)試、維護、正常運行和事故工況下廠內(nèi)和對外通信要求。主控室是調(diào)試、維護、正常運行和事故初期的通信中心。

通信系統(tǒng)包括廠區(qū)自動電話系統(tǒng)、調(diào)度電話系統(tǒng)、應急電話、直通電話、警報和廣播系統(tǒng)等部分。

1.8 多樣性設計

主控室設計考慮了必要的顯示和操作手段的多樣性。但在多樣性功能主控室臺盤設計中，不設專門的后備盤。

（1）顯示功能的多樣性

a.主控制臺上基于DCS的監(jiān)控屏幕顯示器提供全廠所有的信息，除運行監(jiān)控參數(shù)和工藝設備狀態(tài)外，也包括保護監(jiān)測參數(shù)、事故后監(jiān)測參數(shù)和儀控設備狀態(tài)。

b.主控制臺上的安全屏幕顯示器提供保護監(jiān)測參數(shù)、事故后監(jiān)測參數(shù)和安全儀控設備狀態(tài)。安全屏幕顯示器由安全級數(shù)字化儀控系統(tǒng)驅動，與運行DCS系統(tǒng)完全獨立。

c.模擬盤提供主要工藝系統(tǒng)的基本運行狀態(tài)（包括主要設備和重要參數(shù)）顯示。模擬圖顯示屏是一種不會被切換的常顯示手段，且設備狀態(tài)在圖面上顯示位置固定，可以綜觀了解反應堆、汽輪發(fā)電機組的主要工藝系統(tǒng)的基本運行狀態(tài)。模擬圖顯示屏由底層的電氣、控制設備直接控制，即使在基于DCS系統(tǒng)的人機界面失效的情況下，仍然能維持基本的顯示功能。

（2）操作功能的多樣性

a.一般運行操作通過在監(jiān)控屏幕顯示器上的軟操作進行。

b.控制棒手動操作通過主控臺上的操作開關進行。

c.安全動作的手動后備操作通過操作開關進行。反應堆控制臺上安裝有緊急停堆、啟動專設安全設施的手動操作按鈕；常規(guī)島控制臺上安裝有緊急停機等按鈕。

這樣的設計使主控室設備緊湊，整體協(xié)調(diào)一致，避免了主控制臺與后備盤之間的切換和操縱員的崗位轉移?；诟邷貧饫涠训墓逃邪踩匦裕梢员ＷC即使在基于DCS的人機界面功能失效的情況下，仍然可以在一段時間內(nèi)維持HTRPM基本運行（假定單個過程控制站不同時失效），可以監(jiān)測HTR-PM的基本安全狀態(tài)（通過安全顯示器和模擬盤），在不能維持運行時可以自動或手動停堆（保護系統(tǒng)仍在運行，還有手動觸發(fā)作為后備）。根據(jù)充分的分析和論證，這種不設專門的后備盤的設計是滿足要求的[4]。

2 備用停堆點

備用停堆點布置在電氣廠房（UCB）0m層處，與主控室在一個廠房但不在一個防火區(qū)系列，保證了與主控室最大限度的實體隔離，當主控室因火災或其他原因喪失功能后，備用停堆點的功能依然可以保證。

備用停堆點布置有1號反應堆控制臺兩臺，2號反應堆控制臺兩臺，每座控制臺配置相同。由于HTR-PM的固有安全特性，除余熱排出系統(tǒng)外沒有其他安全停堆所需系統(tǒng)。余熱排出系統(tǒng)一直在線運行，且采用非能動方式工作，因此，HTR-PM備用停堆點不需要執(zhí)行余熱冷卻系統(tǒng)投入和運行控制等功能，只需要執(zhí)行落球停堆和安全停堆狀況監(jiān)測功能。

每個備用停堆控制臺上設備：

（1）一個切換開關，用于將操作從主控室切換到備用停堆點，同時切斷控制棒驅動設備和落球停堆裝置的電源，以保證備用停堆點啟用后主控室內(nèi)因任何人為或設備故障等原因發(fā)出的錯誤指令不會引起向堆內(nèi)引入反應性的操作。

（2）一個停堆按鈕，用于手動觸發(fā)注入硼球，使反應堆轉入安全停堆狀態(tài)。

（3）一個安全級屏幕顯示器，監(jiān)視反應堆的安全停閉狀態(tài)。

3 結束語

HTR-PM主控室和備用停堆點設計根據(jù)高溫氣冷堆的固有安全性特點和運行要求，進行了全新的設計，改善了主控室布局和人機界面，適宜地降低了控制室設備的造價，將來也減少了運行、維修人員的工作量，具有一定的先進性。目前，正在高溫氣冷堆核電站重大專項的框架下，進行1∶1規(guī)模的主控室驗證，隨著工程的有序推進，具有我國自主知識產(chǎn)權的HTR-PM控制室設計必將得到很好的工程實際驗證。

致謝

主控室的整體設計是由清華核研院承擔的，國核電力規(guī)劃設計研究院提供常規(guī)島的設計接口支持。本文是在清華核研院完成的主控室和備用停堆點設計文件的基礎上撰寫的，清華核研院相關專家對本文提供了有益的幫助和修改意見，在此對清華核研院相關專家為HTR-PM所做的辛勤工作和對本文的幫助一并感謝。

[1]GB/T 13630—1992 核電廠控制室的設計[S].（GB/T 13630—1992 Design of Nuclear Power Plant Control Room[S].）

[2]HAF J0055—1995 核電廠控制室設計的人因工程原則[S].（HAF J0055—1995 Human Factor Engineering Principles for Design of Nuclear Power Plant Control Room[S].）

[3]高溫氣冷堆核電站示范工程初步設計[R].（Preliminary Design of the HTGR NPP Demonstration Project[R].）

[4]高溫氣冷堆核電站示范工程初步安全分析報告[R].（Preliminary Safety Analysis Report of the HTGR NPP Demonstration Project[R].）