(北京廣利核系統工程有限公司,北京 100084)鄭偉智,李相建,朱毅明
鄭偉智(1978-)男,河北人,碩士,現為北京廣利核系統工程有限公司核電站反應堆保護系統設計負責人,主要研究方向為核電站安全級DCS系統設計。
摘要:為了評價出核電站數字化反應堆保護系統停堆響應的最大時間,根據數字化反應堆保護系統結構,分析出保護系統的響應過程須經過AI輸入、IO總線通訊、CPU運算、網絡通訊、DO輸出處理。并基于DCS定周期掃描的運行方式,得出了各處理過程所需最大響應時間的計算方法,DCS停堆響應時間的評價值就是各部分最大響應時間的累加。最后提出了可縮短響應時間的改進方法。
關鍵詞:反應堆保護系統;停堆;響應時間;掃描周期
Abstract: In order to evaluate the maximum reactor trip response time of the Digital Reactor Protection System of nuclear power plant, according to the configuration of protection system, we consider that the response process of protection system should consist of AI Input, IO bus communication, CPU processing, network communications, DO output. Based on the DCS scan-cycle operation mode, we obtain the calculation method of the maximum response time for each step, and the DCS response time is the summation of each maximum response time. Finally, some methods are presented to shorten the response time.
Key words: Reactor protection system; reactor trip; response time; scan cycle
1 引言
為了保證核電站的安全性,所有核電站必須設置可實現自動控制的反應堆保護系統[1][2],它的功用是保護三大核安全屏障(即燃料包殼、一回路壓力邊界和安全殼)的完整性。當運行參數達到危機三大屏障完整性的閾值時,要緊急停堆,必要時啟動專設安全設施[3]。緊急停堆,即切斷控制棒束及其他棒束電源,使全部控制棒緊急插入堆芯,停閉反應堆。
緊急停堆控制,由反應堆保護系統實現信號采集、運算和控制輸出。由于涉及核電站的安全,對停堆的響應時間要求非常嚴格,涉及停堆響應速度的指標主要包括傳感器響應時間、保護系統響應時間、停堆斷路器響應時間,一般要求反應堆保護系統的響應時間應小于0.2秒,所以必須對響應時間進行評價。反應堆保護系統的響應時間,是從現場傳感器產生信號到反應堆保護系統輸出信號給停堆斷路器所用的時間。一般需要通過理論分析和實際測試兩種手段進行評價。通過理論分析能得出理論上響應時間的最大值,而實際測試是對響應時間的實際驗證,但實測值始終是小于最大值的一個值,所以為了保證確定性,應對響應時間的理論最大值進行評價。
2 數字化反應堆保護系統結構
典型的數字化反應堆保護系統結構如圖1所示。為了獲得更高的安全性,整個反應堆保護系統由四個冗余的保護通道(CHI~IV)構成,每個保護通道都對應一組測量過程參數(如溫度、壓力、液位、流量等)的傳感器。每個保護通道中為上、下兩層CPU結構,分別用來進行閾值處理和四取二(2/4)符合邏輯運算。CPU1將采集的傳感器信號進行閾值比較后,得出一數字量結果,例如,超過限值為1,未超過限制為0,并將此結果(1或0)發送給本通道及其它通道的CPU2。各個保護通道的CPU2對接受到的結果再進行2/4符合運算,當有大于等于2個通道閾值結果為1時,便產生一個停堆信號,停堆信號分別由各個保護通道的DO發出,使各保護通道對應的停堆斷路器的失壓線圈斷電,從而切斷控制棒驅動機構電源,使控制棒全部落入堆芯,反應堆停堆。
圖1 數字化反應堆保護系統結構圖
3 反應堆保護系統信號處理過程
圖2 DCS信號處理過程圖
反應堆保護系統的信號處理過程如圖2所示。現場傳感器信號輸入給AI模塊,AI模塊將信號處理完畢后,通過I/O 總線傳送給CPU1處理,CPU1進行輸入處理、運算處理、輸出處理、通訊處理及自診斷處理等過程后,通過單向“點對點”網絡傳輸給CPU2進行下一步處理,CPU2的處理過程和CPU1一樣,并最終將運算結果通過I/O總線再傳送給DO模塊,實現控制輸出。故此,整個信號處理過程包括以下幾個部分:
(1)AI輸入處理;
(2)I/O 總線通訊(輸入);
(3)CPU1運算處理;
(4)單向網絡通訊;
(5)CPU2運算處理;
(6)I/O 總線通訊(輸出);
(7)DO輸出處理。
4 停堆響應時間分析
4.1 AI輸入處理
AI模塊的輸入處理時間,DCS供應商一般會給出一個響應時間區間,如49~53ms,在進行響應時間評價時,選擇最大值即53ms。
4.2 I/O 總線通訊
I/O 總線通訊為循環掃描方式,如圖3所示,CPU依次對各I/O模塊的輸入/輸出進行輪詢掃描,故掃描時間根據連接I/O模塊數量的不同而不同,計算時必須已知以下參數:
圖3 I/O通訊處理過程
(1)I/O模塊數量
模塊數量為所評價的CPU I/O總線端口所對應連接的模塊總數,如連接一個I/O機籠,共有16個模塊。
(2)單個I/O模塊的處理時間
單個I/O模塊的處理時間是指CPU完成對單個模塊的掃描所用的時間,一般由DCS供應商提供,如0.182ms。
由此可以算出一個CPU完成一個掃描周期的時間是,模塊數量×單個模塊的處理時間,即16×0.182ms=2.912ms,評價I/O總線通訊的最大響應時間時,須考慮一個模塊剛好錯過一個輪詢掃描周期,故最大響應時間為2.912+0.182=3.094ms。
4.3 CPU響應時間
CPU實際的響應時間評價,包括以下幾個部分:
(1)I/O通訊時間
需要統計出CPU 通過I/O bus連接的AI、AO、DI、DO具體數目,并依據各自對應的處理時間進行計算得出。
(2)網絡通訊時間
需要統計出CPU網絡通訊點傳輸的AI、AO、DI、DO具體數目,并依據各自對應的處理時間進行計算得出。
(3)應用程序運算時間
需要統計出應用程序中用到的各算法塊的數量,并依據各算法塊的最大處理時間進行計算得出。
(4)自診斷時間
安全級用DCS一般都有自診斷功能,CPU每個周期都對I/O總線通訊模塊、網絡通訊模塊、I/O模塊進行故障診斷,所以要根據DCS供應商提供的各種模塊的故障診斷時間及所使用的模塊數量計算出來。
C PU的運算處理時間是上述4部分時間之和。DCS一般為固定周期掃描方式,為了保證更加穩定可靠的運行,一般對其負荷率有一定要求,例如負荷率要求<70%。所以,在計算出CPU的運算處理時間后(如17.2ms),可根據負荷率要求,得出掃描周期應>17.2/70%=24.6ms,故將掃描周期設定為25ms,即每個掃描周期內CPU的空閑時間為25-17.2=7.8ms。評價CPU運算處理時間的最大值時,須考慮CPU第一個周期內,剛好未能掃描到AI輸入信號,所以CPU運算從輸入到輸出的最長響應時間為:一個CPU掃描周期+CPU運算處理時間,即25+17.2=42.2ms。
4.4 單向網絡通訊
單向網絡通訊處理時間,由DCS供應商提供,如1.8ms。
4.5 DO輸出處理
DO模塊的輸出處理時間,由DCS供應商提供,如5ms。
4.6 停堆響應時間
根據第3章“反應堆保護系統信號處理過程”中所述,將各處理過程最大響應時間的評價值相加后便可得出停堆響應時間,其中I/O總線通訊時間輸入處理和輸出處理評價時間相同,CPU1和CPU2的評價響應時間相同,由此可得出以下計算公式:
停堆響應時間=AI輸入處理時間+I/O總線通訊時間×2+CPU響應時間×2+單向網絡通訊時間+DO輸出處理時間。
注:現場也有少量DI信號進行停堆控制,但由于響應時間較AI短,故此響應時間的評價只考慮AI輸入的情況。
5 停堆響應時間改進方法
根據上述對停堆響應時間的分析,當最后計算得出的響應時間不滿足要求時,可從以下幾個方面考慮改進:
(1)選擇響應時間短的AI模塊;
(2)減少CPU的單個I/O 總線通訊端口連接的I/O模塊數量,如一個通訊端口只對應連接1個I/O機籠,I/O機籠中只留有停堆相關的AI/DI模塊;
(3)優化CPU應用程序算法,減少程序量,減少網絡變量;
(4)滿足CPU負荷率的前提下,盡量縮短固定掃描周期;
(5)選擇響應時間短的DO模塊。
6 結論
核電站反應堆保護系統停堆響應時間的評價,雖然要經過100次以上的實際測試,但實際測試的最大響應時間不一定是真正的最大值,所以必須提供可靠的理論分析,只有對理論分析的最大可能值進行評價才能保證DCS停堆響應更加安全可靠。如果評價出響應時間不滿足要求,即超過0.2s,則必須對控制系統的各個環節進行分析、改進。當然,隨著DCS技術的發展,硬件處理速度越來越高,響應時間也會很容易滿足要求。
其他作者:李相建(1967-)男,遼寧人,高級工程師,現就職于北京廣利核系統工程有限公司,主要研究方向為核電站數字化儀控系統設計與集成、核電站數字化儀控系統適用標準、核電站安全級數字化儀控系統鑒定方法。
朱毅明(1970-)男,江蘇人,高級工程師,現就職于北京廣利核系統工程有限公司,主要研究方向為核電站數字化儀控系統研發。
參考文獻:
[1] 國家核安全局. HAF102,核動力廠設計安全規定[S]. 1991.
[2] 國家核安全局. HAD102,核動力廠設計總的安全原則[S]. 1989.
[3] 廣東核電培訓中心. 900MW壓水堆核電站系統與設備(上冊)[M].北京:原子能出版社,2005,286.
摘自《自動化博覽》2010年第八期