劉飛洋，韓勇，游洲，劉文靜

中國核動力研究設(shè)計院核反應(yīng)堆系統(tǒng)設(shè)計技術(shù)國家級重點實驗室，四川成都 610041

核電廠SMA繼電器震顫分析

劉飛洋，韓勇，游洲，劉文靜

中國核動力研究設(shè)計院核反應(yīng)堆系統(tǒng)設(shè)計技術(shù)國家級重點實驗室，四川成都 610041

福島事件以后，核電站承受超設(shè)計基準(zhǔn)地震能力受到廣泛關(guān)注。作為抗震裕度分析（SMA）的一部分，需要對儀控設(shè)備進行繼電器震顫，以評估在發(fā)生超設(shè)計基準(zhǔn)地震事故時（例如1.67倍安全停堆地震），電儀設(shè)備能否正確執(zhí)行預(yù)期安全功能?；趪鴥?nèi)現(xiàn)狀和EPRINP-6041-SL等報告，給出了繼電器震顫分析范圍、分析流程、分析方法，根據(jù)實際經(jīng)驗提出了分析假設(shè)和改進方案，并以福清核電站停堆斷路器、穩(wěn)壓器電加熱器配電盤、穩(wěn)壓器安全閥控制回路為典型對象進行了分析，分析結(jié)果表明福清核電廠在審查級地震下的繼電器震顫是可接受的。

核電廠；抗震裕度分析；繼電器震顫；審查級地震；高置信度低概率失效值

隨著對地球科學(xué)研究的深入，人們逐漸認(rèn)識到核電廠遭受發(fā)生大于設(shè)計基準(zhǔn)的安全停堆地震（safe shutdown earthquake，SSE）事故的可能性是存在的。最典型的例子就是日本福島事件，觀測到的最大加速度超過設(shè)計最大加速度多達1.26倍，達到0.561g。因此有必要考察核電廠耐受大于SSE級別地震的能力。根據(jù)國家核安全局的要求，國內(nèi)各在建、已建、設(shè)計中的核電廠都需進行抗震裕度分析（seismic margin assessment，SMA）。

目前國內(nèi)核電廠主要采用抗震試驗鑒定的方式，來確保SSE下，電儀設(shè)備仍然可以正確地執(zhí)行命令要求，不會發(fā)生誤動或者拒動。但對于超過SSE較多情況下（如1.67倍SSE），可能沒有足夠的試驗數(shù)據(jù)來判斷電儀設(shè)備執(zhí)行安全功能的能力，因此就需要采用合理的方法來評估設(shè)備的抗震能力。

SMA評估在美國開展較早，根據(jù)其經(jīng)驗［1］，機柜、盤臺等電儀設(shè)備在發(fā)生較強烈地震時可以維持機柜的完整，繼電器在強震后也能保證結(jié)構(gòu)不損壞，但設(shè)備是否會正確執(zhí)行功能需要進一步分析。因此作為評估的一部分，需要對電廠的繼電器進行震顫分析。

繼電器震顫指的是地震可能引起繼電器等觸頭的振動，導(dǎo)致原本觸頭開／合狀態(tài)的改變，如其持續(xù)時間超過2 ms以上，進而可導(dǎo)致對外發(fā)出錯誤信號。該錯誤信號可能導(dǎo)致設(shè)備拒動或者誤動，影響反應(yīng)堆安全，因此需要對涉及執(zhí)行核安全功能的繼電器觸點進行分析，以確定是否需要完善規(guī)程或者更換元器件、優(yōu)化設(shè)備設(shè)計等。

1 分析開展方法

繼電器震顫分析在國內(nèi)并無應(yīng)用先例，但在美國開展較早，其分析方法在EPRINP6041、EPRITR-1025287、GIP（generic implementation procedure）等程序、報告都有體現(xiàn)，這些方法都基于其經(jīng)驗數(shù)據(jù)、試驗數(shù)據(jù)開展，如IEEE C37.98的試驗數(shù)據(jù)或者GERS（generic equipment ruggedness spectra）的數(shù)據(jù)。從目前國內(nèi)技術(shù)現(xiàn)狀來看，短期內(nèi)難以獲得繼電器的試驗數(shù)據(jù)，因此借鑒美國的方法必須進行適當(dāng)調(diào)整才能進行分析。

1.1 分析范圍

核電廠所用繼電器數(shù)量眾多，對分析范圍按照設(shè)備結(jié)構(gòu)類型、是否執(zhí)行安全功能進行篩選。

1）按照設(shè)備結(jié)構(gòu)特性，需分析的設(shè)備包括接觸器、輔助繼電器、保護繼電器、壓力開關(guān)、限位開關(guān)等帶動／靜觸頭可能發(fā)生抖動的設(shè)備；不需分析的設(shè)備包括固態(tài)繼電器、斷路器等無動／靜觸頭或觸頭難以發(fā)生抖動的設(shè)備。

2）執(zhí)行安全停堆功能的必要設(shè)備。對于采用PRA-based SMA方法進行抗震裕度分析的，則分析范圍應(yīng)擴大至影響PRA設(shè)備緩解功能的設(shè)備。

1.2 分析流程

根據(jù)上述分析范圍篩選方式，可以將篩選分為2種：從抗震能力方面篩選或者從執(zhí)行功能方面篩選。由于從功能角度進行分析較為復(fù)雜，因此EPRI NP6041先從繼電器抗震能力后從功能角度篩選。而目前國內(nèi)缺乏類似GERS數(shù)據(jù)，對照設(shè)備使用的繼電器也無法使用EPRINP7147中的數(shù)據(jù)，更沒有廠家按照IEEE C37.98試驗的結(jié)果，因此國內(nèi)難以按繼電器的抗震能力篩選。為了盡量減少分析的設(shè)備數(shù)量，先從功能角度分析，標(biāo)志出對安全停堆有影響的設(shè)備；再采用設(shè)備抗震鑒定試驗數(shù)據(jù)進行篩選；最后假設(shè)繼電器震顫進行后果分析。分析流程如圖1所示。

1）標(biāo)識安全停堆所使用的設(shè)備，主要考慮涉及以下功能方面所涉及的設(shè)備：

a）反應(yīng)性控制（包括指棒位、硼濃度、一回路冷段溫度測量等）；

b）一回路壓力控制；

c）一回路水裝量控制；

d）余熱排出控制。

2）根據(jù)安全停堆設(shè)備清單上所列的電氣儀控設(shè)備篩選出含有繼電器的設(shè)備。

3）根據(jù)電儀設(shè)備高置信度低概率失效值（high confidence low probability of failure，HCLPF）篩選出抗震裕量不足的含繼電器設(shè)備。

圖1 繼電器震顫分析流程

4）根據(jù)相應(yīng)設(shè)備電路原理圖篩選出執(zhí)行安全功能時包含閉鎖（block）或自鎖（seal-in）繼電器的回路，即繼電器震顫可能導(dǎo)致設(shè)備長時間處于拒動或者誤動狀態(tài)的回路。

5）根據(jù)設(shè)備接收安全級命令與發(fā)生繼電器震顫先后順序，分2種情況分析：

a）在設(shè)備發(fā)生繼電器震顫之前存在安全級命令，此時只分析設(shè)備發(fā)生誤動的情況；

b）在設(shè)備發(fā)生繼電器震顫之后接收安全級命令，若設(shè)備誤動后果（例如設(shè)備提前動作至安全位置）可以接受，則只分析設(shè)備拒動的情況，否則設(shè)備誤動與拒動的情況都需分析。

6）結(jié)合假定條件判斷上述繼電器震顫能否接受，操縱員是否能夠及時判斷并恢復(fù)受影響繼電器，篩選出可疑繼電器。

7）對于可疑繼電器給出建議措施，如：

a）制定操作規(guī)程應(yīng)對繼電器震顫，并注意檢查是否與現(xiàn)有規(guī)程沖突；

b）通過試驗進一步分析繼電器的抗震能力；

c）更換為抗震能力更強的繼電器，如固態(tài)繼電器、旋轉(zhuǎn)開關(guān)等；

d）優(yōu)化設(shè)備電路設(shè)計，避免使用不滿足要求的繼電器；

e）重新布置設(shè)備至地震動水平較低的位置；f）修改設(shè)備結(jié)構(gòu)以減小對繼電器的振動。

1.3 析假設(shè)條件

分析前，先對設(shè)備內(nèi)部、外部條件做必要的假設(shè)，以盡量減少功能分析中的復(fù)雜性，假設(shè)如下：

1）在可能導(dǎo)致繼電器震顫的地震發(fā)生前，反應(yīng)堆沒有發(fā)生其他事故，處于正常運行或者啟／停堆狀態(tài)；

2）電氣儀控設(shè)備及其部件的結(jié)構(gòu)在地震中保持完整，可能發(fā)生的故障僅為繼電器震顫（不考慮電纜脫落等）；

3）地震后可能發(fā)生閉鎖（block）或者自鎖（seal-in）的繼電器，復(fù)位后仍然可以工作；

4）對發(fā)生閉鎖或自鎖的繼電器，允許操縱員手動復(fù)位操作（后續(xù)再分析是否具備足夠的復(fù)位時間、可達性等）。

2 福清核電站的分析及結(jié)論

下面以福清1、2號機組核電項目中典型的停堆斷路器、穩(wěn)壓器電加熱器安全級配電盤以及穩(wěn)壓器安全閥控制回路為例進行介紹。

2.1 停堆斷路器（RTB）的分析

福清1、2號機組核電項目的審查級地震（RLE）選為1.67SSE，根據(jù)RTB所在位置的RLE反應(yīng)譜［8］，選用7%阻尼的頻率－加速度曲線，0～10 Hz范圍內(nèi)樓板加速度較大，最高可達1.4g，10 Hz以上加速度逐漸減小到0.45g。設(shè)備水平方向抗震試驗譜（TRS）如圖2所示［9］，在繼電器敏感頻率范圍（4～10 Hz）內(nèi)，參照ERPITR-103959所述方法根據(jù)以下公式計算該設(shè)備在95%置信度、5%失效概率下的HCLPF值。

式中：Am為中值零周期加速度；βU為隨機（固有）不確定性的標(biāo)準(zhǔn)差；βR為認(rèn)知（模型）不確定性的標(biāo)準(zhǔn)差；CTRS為修整后的試驗響應(yīng)譜；CRRS為修整后的要求響應(yīng)譜（此處即RLE）；FD為寬頻輸入譜的設(shè)備裕量因子，取1.4；FRS為構(gòu)筑物響應(yīng)因子，取1.0；P為RLE的零周期加速度，取0.334g。

通過上述方法可計算出停堆斷路器的HCLPF＝0.36g＞RLE，因此不考慮其發(fā)生繼電器震顫，可將設(shè)備篩除。

圖2 福清停堆斷路器地震試驗響應(yīng)譜

2.2 穩(wěn)壓器電熱器配電盤分析

對于穩(wěn)壓器電加熱器安全級配電盤RCP005RS，根據(jù)式（1）、（2）計算其HCLPF值。計算結(jié)果僅有0.22 g，小于RLE，因此需要進一步分析繼電器震顫可能導(dǎo)致的影響。根據(jù)第1.3節(jié)所列的前提假設(shè)，RCP005RS僅在事故后可能投入，以防止一回路壓力意外下降。因此需考慮其繼電器震顫后是否造成誤動和拒動，具體分析如下。

1）功能要求：當(dāng)接收到安全級運行命令時配電盤主接觸器001JA閉合向加熱器供電，命令消失時001JA斷開。存在卸載信號時不論是否存在運行命令主接觸器均斷開。

2）安全失效位置：主接觸器001JA斷開。

3）地震中繼電器震顫可能發(fā)生的錯誤運行：卸載信號不存在時，運行命令與主接觸器狀態(tài)不一致。由于不考慮地震發(fā)生前應(yīng)急柴油發(fā)電機處于加載工況中，因此不需分析卸載信號存在時機柜內(nèi)繼電器可能的震顫情況。

表1列出了RCP005RS中包含的所有類型繼電器，及其發(fā)生震顫后對穩(wěn)壓器電加熱器狀態(tài)的影響，給出了操縱員在主控室所接受的信息。

由以上分析可以看出RCP005RS中繼電器震顫時分以下3類情況處理：

1）主接觸器和遠(yuǎn)程控制繼電器震顫不會影響當(dāng)前加熱器狀態(tài)的改變，對設(shè)備和操縱員無影響。

2）報警指示繼電器的震顫不會改變當(dāng)前加熱器狀態(tài)的改變，但會發(fā)出報警信號，操縱員在主控室復(fù)位該報警即可。

3）漏電流保護繼電器等會使加熱器跳閘或者導(dǎo)致加熱器無法投入，同時會發(fā)出報警。若操縱員在主控室復(fù)位后該報警仍存在，則需到就地機柜去復(fù)位繼電器或者合上斷開的斷路器。

表1 RCP005RS繼電器震顫后果的分析

綜上所述，RCP005RS發(fā)生繼電器震顫時，可能會導(dǎo)致設(shè)備無法投入，操縱員根據(jù)報警信號及時復(fù)位繼電器或者合上斷路器，即可使設(shè)備正常運行。因此RCP005RS的繼電器震顫后果是可以接受的。

2.3 穩(wěn)壓器安全閥控制回路分析

穩(wěn)壓器安全閥電磁線圈控制由全廠數(shù)字化控制系統(tǒng)（DCS）完成，因其抗震試驗數(shù)據(jù)不能達到RLE水平，所以需要具體分析其控制回路動作情況。穩(wěn)壓器安全閥中隔離閥由DCS固態(tài)電路控制，因此不需進行繼電器震顫分析。保護閥由繼電器回路控制，其中含觸點的設(shè)備包括后備盤（BUP）上的手操器、隔離柜中繼電器。圖3為保護控制回路原理圖，因為BUP的手操器為帶鑰匙的轉(zhuǎn)換開關(guān)，不考慮其發(fā)生震顫，所以只關(guān)注隔離柜中繼電器觸點（圖3中云線圈出部分）發(fā)生震顫的結(jié)果。當(dāng)繼電器發(fā)生震顫時，將導(dǎo)致安全閥電磁線圈通電，但因為沒有閉鎖回路，所以觸點在震顫后會立即復(fù)位，斷開電磁閥的電源。由于震顫導(dǎo)致線圈接通的時間非常短（以4 Hz計算，不超過250 ms），因此安全閥難以通電開啟。更保守地假設(shè)，系統(tǒng)壓力確因保護閥開啟而下降至14.6 MPa（絕對壓力）以下，則保護閥后的隔離閥能夠及時關(guān)閉以防止系統(tǒng)進一步卸壓。因此穩(wěn)壓器安全閥的繼電器震顫是可以接受的，并且無需操縱員進行后續(xù)恢復(fù)等動作。

2.4 分析

對福清核電廠的初步分析表明，繼電器的震顫不會導(dǎo)致系統(tǒng)失去380 V交流應(yīng)急電源、直流和220 V交流不間斷電源；繼電器可能導(dǎo)致設(shè)備在審查級地震中誤動，地震結(jié)束后，仍然能響應(yīng)和執(zhí)行電廠保護和控制系統(tǒng)發(fā)出的命令，因此通過完善規(guī)程，對諸如遠(yuǎn)程停堆站控制的部分設(shè)備采取必要復(fù)位手段即可保證核電廠在超設(shè)計基準(zhǔn)地震事故工況下保持安全。

圖3 穩(wěn)壓器安全閥保護閥控制回路原理圖

3 結(jié)束語

本文介紹的繼電器震顫分析方法是參考EPRI NP-6041-SL并結(jié)合了國內(nèi)現(xiàn)狀改進后的一種分析方法，這種方法對于復(fù)雜度不高的設(shè)備，采用適當(dāng)?shù)谋Ｊ丶僭O(shè)可以較快得出核電廠安全相關(guān)儀控電氣設(shè)備在地震條件的動作行為及其后果，為核電廠是否具有抵御一定程度的超設(shè)計基準(zhǔn)地震的能力提供依據(jù)，并對后續(xù)電站的改造或者新電站的設(shè)計給出了指導(dǎo)。

但是這種方法對于諸如柴油發(fā)電機等較復(fù)雜設(shè)備，其分析復(fù)雜度將呈幾何級數(shù)量上升，難以得出較準(zhǔn)確結(jié)論。若被分析的繼電器能夠按照類似IEEE C37.98、EJ／T 706-1992標(biāo)準(zhǔn)所規(guī)定方式得到易損性曲線數(shù)據(jù)，就可以通過更為精確的設(shè)備故障樹得到設(shè)備繼電器震顫事故發(fā)生的概率，并直接應(yīng)用于核電廠地震概率安全分析（seismic probabilistic risk assess-ment，SPRA）中，這將是后續(xù)深入研究繼電器震顫分析的方向。

［1］NUTECH Engineers Inc.Relay behavior at the perry power plant during the 1986 earthquake in Leroy，Ohio［R］.EPRI NP-6472，Palo Alto：Electric Power Research Institute，1989：4-1-4-3.

［2］Jack R Benjamin and Associates Inc.A methodology for as-sessment of nuclear power plant seismic margin［R］.EPRI NP-6041-SL，Palo Alto：Electric Power Research Institute，1991：3-30-3-37.

［3］BETLACK J，CARRITTE R，SCHMIDTW.Procedure for e-valuating nuclear power plant relay seismic functionality［R］.EPRINP-7148-M，Palo Alto：Electric Power Research Insti-tute，1990.

［4］WINSTON＆STRAWN.Generic implementation procedure（GIP）for seismic verification of nuclear plant equipment［D］.Washington DC：Seismic Qualification Utility Group，1993：6-1-6-26.

［5］RICHARDSJ，HAMEL J，KASSAWARA R.Seismic evalua-tion guidance，screening，prioritization and implementation detail（SPID）for the resolution of Fukushima near-term task force recommendation 2.1：seismic［R］.EPRITR-1025287，Palo Alto：Electric Power Research Institute，2013：3-10-3-19.

［6］Anco Engineers Inc.Seismic ruggedness of relays［R］.EPRI NP-7147-SL，Palo Alto：Electric Power Research Institute，1995.

［7］IEEE C37.98.Seismic testing of relays［S］.New York：The Institute of Electrical and Electronics Engineers，1987.

［8］方晚晴，馬英.樓層反應(yīng)譜［R］，北京：中國核電工程公司，2012：附錄C-P5.

［9］ABDELGHANI A M.Qualification synthesis report［R］.Charlotte：Areva，2011：10-11.

［10］Jack R Benjamin and Associates Inc.Methodology for devel-oping seismic fragilities［R］.EPRI TR-103959，Palo Alto：Electric Power Research Institute，2010：10-1-10-16.

［11］中核工業(yè)總公司.核用繼電器抗震試驗［S］.北京：中核工業(yè)總公司：1992.

Relay chatter analysis for nuclear power p lant SMA

LIU Feiyang，HAN Yong，YOU Zhou，LIUWenjing
Science and Technology on Reactor System Design Technology Laboratory，Nuclear Power Institute of China，Chengdu 610041，China

The safety of the nuclear power plants under the strong earthquake beyond the design-basis level iswidely focused since Fukushima accident.In order to evaluate whether the anticipated safety function is performed at the earthquake beyond the design-basis level（e.g.1.67 times of safe shutdown earthquake），the relay chatter analysis shall be performed as part of seismicmargin assessment（SMA）work.This paper discusses themethodology of the relay chatter analysis for I＆C equipmentbased on the situation in China and EPRINP-6041-SL，which includes a-nalysis scope，procedure andmethod.Also，the analysis hypothesis and the improvement suggestion are proposed according to the practical experience.Three typical analysis cases of the reactor trip breaker board，pressurizer heater power supply switchboard，and pressurizer safety valve control circuit are presented.The analysis result proves that the relay chatter under the review level earthquake（RLE）is acceptable for Fuqing nuclear power plant.

nuclear power plant；seismic margin assessment；relay chatter；review level earthquake；high confi-dence low probability of failure

TL48

：A

：1009-671X（2015）01-075-05

10.3969／j.issn.1009-671X.201405008

http：//www.cnki.net／kcms／detail／23.1191.U.20150118.1300.004.htm l

2014-05-12.

日期：2015-01-18.

劉飛洋（1982-），男，工程師；韓勇（1963-），男，高級工程師.

劉飛洋，E-mail：liu_fy＠126.com.