陳良，王群峰，王剛，董偉鶴，王天軍（中廣核工程有限公司，廣東 深圳 518120）

1 引言

CPR1000是在LA II基礎(chǔ)上加以改進，同時考慮為實現(xiàn)自主化、國產(chǎn)化及大幅降低核電造價，最終采用了安全級數(shù)字化控制系統(tǒng)MELTAC平臺+非安全級數(shù)字化系統(tǒng)HOLLIAS平臺。

采用MELCTAC平臺技術(shù)的堆芯冷卻系統(tǒng)(CCMS)實現(xiàn)了RIC系統(tǒng)的兩大功能，即燃料組件冷卻劑出口溫度的測量和壓力容器液位的測量。其功能在CPR1000項目中納入RPS范疇，安全功能等級屬于1E級，由A/B列兩個機柜實現(xiàn)了飽和裕度和壓力容器水位的計算及顯示。

2 系統(tǒng)架構(gòu)剖析

整個CCMS系統(tǒng)層次架構(gòu)清晰，主要由五部分構(gòu)成，每個部分由若干個采集及計算模塊組成，主要構(gòu)成如下：

（1）相關(guān)輸入信號采集：

一回路相對壓力PRCP采集模塊；

安全殼絕對壓力PETY采集模塊；

壓力容器液位差壓ΔP采集模塊；

RCP主泵運行狀態(tài)信號采集模塊；

RPR保護信號(SI及P4)采集模塊；

（2）熱電偶有效性檢驗：

熱電偶有效性驗證篩選處理模塊；

熱電偶有效性驗證前提條件處理模塊；

熱電偶有效性驗證處理模塊；

（3）堆芯飽和裕度計算：

一回路絕對壓力PABS計算模塊；

飽和溫度TSAT計算模塊；

飽和裕度ΔTSAT計算模塊;

飽和裕度的不確定度Σ計算模塊;

（4）壓力容器液位計算：

反應(yīng)堆冷卻劑密度RHO計算模塊；

壓力容器滿水位時的差壓DPVSL100計算模塊；

壓力容器水位差壓DPVSL計算模塊；

壓力容器水位計算模塊；

（5）A列、B列計算結(jié)果互校：

互?？捎脳l件處理模塊；

互校處理模塊；

輸出顯示處理模塊。

CCMS通過硬接線及網(wǎng)絡(luò)傳送方式從現(xiàn)場變送器、反應(yīng)堆保護機柜（RPC）和專設(shè)柜（ESFAC）分別采集堆芯熱電偶溫度，一回路冷卻劑相對壓力，安全殼大氣絕對壓力，壓力容器水位差壓等模擬量信號。

圖1 數(shù)據(jù)處理過程

根據(jù)RCP主泵的運行狀態(tài)及RPR保護系統(tǒng)狀態(tài)（P4及SI）信號，將上述溫度、壓力等模擬量經(jīng)過系列的復(fù)雜計算之后得到飽和裕度（ΔTSAT）和堆芯液位值（LVSL）。在滿足一定的條件下，對冗余的A、B兩列數(shù)據(jù)進行互校以整合出一組數(shù)據(jù)ΔTSAT和LVSL，并將其送BUP PAMS 指示儀表和KIC顯示，其大致過程可用圖1簡要概括。

2.1 相關(guān)輸入信號采集

對于相關(guān)模擬量輸入信號采集，無論是從現(xiàn)場硬接線采集來的TRIC，還是從RPC機柜通過Data Link和Safety Bus傳送過來的PRCP、PETY、ΔP信號，這些值在參與計算之前都需要進行信號可用性檢查。在MELTAC平臺中，通過POL圖AUE(DUE)模塊和高低閾值比較模塊的判斷輸出是否可用。一旦發(fā)現(xiàn)該信號不信賴，則信號被剔除或者采用上一采集周期的值代替(CCMS的CPU處理周期為100ms)，同時產(chǎn)生相應(yīng)的報警提醒操作人員。

2.2 熱電偶有效性校核

熱電偶有效性校核，首先會統(tǒng)計滿足上述可用熱電偶個數(shù)(NTA)及相應(yīng)熱電偶的平均值(TAVG)，只有在滿足NTA大于NTAmin（15個），才能繼續(xù)進行下一步的有效性校核，否則會中止整個校核過程，輸出上一個周期的堆芯熱電偶最大值（TRIC_MAX）及上一周期滿足有效性的熱電偶平均值（TRIC_AVG）。目前，40個熱電偶中有38個堆芯出口處溫度值將全部用于有效性校核，用于測量壓力容器上封頭溫度的兩個信號RIC002MT和RIC035MT不參與有效性校核。

除了需要滿足NTA至少大于15個外，還有更嚴(yán)格的校核條件：①安注信號（SI）；②跳堆信號（P4）；③RCP主泵全部停止運行；④TAVG大于閾值（S_IVTAVG）；⑤平均溫度變化不穩(wěn)定。一旦滿足上述任何一個條件，則立即停止校核過程，同樣輸出上一周期的TRIC_MAX和TRIC_AVG。核電站安全要求對于熱電偶校核過程應(yīng)在堆芯處于穩(wěn)定情況下才投入運行，用于選出最能代表堆芯狀況的熱電偶。如上述校核條件均不滿足，則針對每一個可用熱電偶進行有效性校核，其大致過程為將可用熱電偶與TAVG進行比較，若其偏差滿足規(guī)定要求，則認(rèn)為是有效熱電偶，并且統(tǒng)計出滿足條件的有效熱電偶個數(shù)（NTV），最大有效熱電偶（TRIC_MAX）及相應(yīng)熱電偶的平均值（TRIC_AVG）。如果NTV小于NTVmin，同樣認(rèn)為熱電偶有效性校核處理過程失敗，輸出上一周期TRIC_MAX和TRIC_AVG。

2.3 堆芯飽和裕度計算

飽和裕度是一個用以描述堆芯冷卻程度的物理量，需要通過當(dāng)前工況下壓力相對應(yīng)的飽和溫度求得，TSAT可以用下列公式表示：

飽和裕度，即最小過冷度為:

當(dāng)堆功率低于10%Pn時，若△TSAT小于20℃，則會發(fā)出報警，告知操作員堆芯冷卻不良。

Σ是用以描述△TSAT的不確定度，因為TSAT的計算是通過建立理想模型得到的，勢必會與真實值存在一定的偏差，Σ正是對偏差值的修正。

Σ可由基于PABS的函數(shù)曲線給出，根據(jù)TRIC_MAX是否大于TRIC_RANGE（400℃）選擇寬量程溫度Σ曲線和窄量程溫度Σ曲線。由于K型熱電偶在高溫和低溫時的不同精度決定了選用兩條不同Σ曲線。

2.4 壓力容器液位計算

根據(jù)之前計算得到的TRIC_MAX、TRIC_HEAD、 PABS和TSAT，經(jīng)一系列的熱工計算公式可算出蒸汽密度（ρV）、液態(tài)水密度（ρL）、反應(yīng)堆壓力容器滿水時堆芯部分水密度（ρVSL100），及壓力容器滿水時上封頭部分水的密度（ρHEAD100）。

在機組正常運行時，壓力容器內(nèi)充滿水。只有在失水事故下，由于上部充滿蒸汽，這時才有測量液位的必要性。當(dāng)水位過低時，堆內(nèi)燃料組件有露出液面發(fā)生熔融的危險，此時對于LVSL的監(jiān)測非常重要。

其中滿水位時的壓力容器差壓（ΔPVSL100）為LVSL計算的一個輸入?yún)?shù)。由于在正常工況下堆芯內(nèi)流過的一回路冷卻劑的動態(tài)壓頭的存在，在計算ΔPVSL100需考慮RCP主泵運行數(shù)量對其的修正。

CI系數(shù)：

計算堆芯液位值的另一個輸入?yún)?shù)壓力容器差壓（ΔPVSL），代表了反應(yīng)堆壓力容器頂部與底部之間的總差壓，其包括了一部分由液位高度形成的靜態(tài)差壓頭，一部分流過堆芯的一回路流量動態(tài)壓頭，還有儀表管周圍環(huán)境條件的變化及變送器安裝，布置產(chǎn)生的誤差。

Formula：ΔPVSL=ΔPM-ΔPREF-EC (EC=EC0+αEC*PRCP)

注：αEC為對一回路相對壓力的修正因子。

由此可以得到壓力容器液位：

Formula：LVSL=(ΔPVSL/ΔPVSL100-ρv/ρL) /（1-ρv/ρL）*100%（液位以%表示）

2.5 A /B列互校處理

CCMS A、B列互校的目的在于驗證A、B列計算出來的△TSAT與LVSL保持一致，避免對操作員造成不必要的干擾，并且在事故后，操作員執(zhí)行SOP一般都會使用互校后的數(shù)據(jù)。

正常情況下A、B兩列通過RS485接口，以高達(dá)1Mbps的速度定期進行互校數(shù)據(jù)的相互傳輸，數(shù)據(jù)主要包括△TSAT及其有效性（A_△TSAT）、LVSL及其有效性(A_LVSL)，Σ及其有效性和RCP主泵運行個數(shù)。當(dāng)數(shù)據(jù)交換過程中通訊發(fā)生故障，A/B列主泵數(shù)量不一致或者主泵數(shù)量盡管相等，但是等于2時，由于互校條件不滿足，則各自直接將本列的△TSAT與LVSL輸出顯示。此外，由于某種原因，即使在滿足互校條件的情況下也可以手動閉鎖互校，分別輸出兩列結(jié)果。

當(dāng)互校開始執(zhí)行時，執(zhí)行下列程序：

LVSL_I,TSAT_I為互校后輸出的結(jié)果；

Lmin和Tmin表示A列和B列中液位和飽和裕度的小值；

LOK指：if |LA-LB|<2Σ’, then L=(LA+LB)/2,otherwise,L=min(LA,LB)

注：A_LVSL_A, A_LVSL_B, A_TSAT_A, A_TSAT_B分別簡寫成VLA,VLB,VTA,VTA,VTB；

TOK指：if |TA-TB|<ΣA+ΣB, then L=(TA+TB)/2,otherwise,L=min(TA,TB)

3 結(jié)語

CCMS盡管用于堆芯冷卻狀態(tài)及液位的監(jiān)視，不參與反應(yīng)堆的控制，但是其在正常運行工況及事故后，對于操作員能否采取正確的措施起著至關(guān)重要的作用。隨著DCS技術(shù)的日臻成熟，CCMS的實現(xiàn)方式將會多種多樣，但是其基本的架構(gòu)和原理始終保持不變。

[1]廣東核電培訓(xùn)中心編著.900MW壓水堆核電站系統(tǒng)與設(shè)備 [M].原子能出版社.