核电厂ATWT数字化改造方案及可靠性评价.pdf
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1、第30卷 第11期2023年11月仪器仪表用户INSTRUMENTATIONVol.302023 No.11核电厂ATWT数字化改造方案及可靠性评价李明钢(北京广利核系统工程有限公司,北京 100094)摘 要:大亚湾核电厂应用模拟系统(Bailey9020)的 ATWT 系统因设备老化而需要进行数字化改造,应用 FitRel平台实施了数字化改造方案设计。为了验证改造后 ATWT 系统的可靠性,依据 MIL-HDBK-217F 中提供的可靠性数据以及电子元器件厂家提供的元器件可靠性数据,通过对数字化改造后 ATWT 系统进行故障树建模分析,系统可用性可达 99.994%,误动率小于 1.5E-
2、08,拒动率小于 0.005,均满足核电站提出的设计要求,且原 2 个月定期试验周期可延长至 18 个月,大幅降低了运维人员的负担。关键词:ATWT;模拟系统;数字化改造;FPGA;FitRel;可靠性中图分类号:TM623 文献标志码:AThe Scheme and Reliability Evaluation of Modernization of ATWT Analog System in Nuclear Power PlantLi Minggang(China Techenergy Co.,Ltd.,Beijing,100094,China)Abstract:The ATWT syst
3、em of Daya bay nuclear power plant based on analog system(Baileyg9020)for equipment aging and need for modernization,The design of digital modernization architecture is implemented based on the FitRel platform.In order to verify the reliability of the modified ATWT system,according to the reliabilit
4、y data of MIL-HDBK-217F and the electronic components reliability data from manufacture,the reliability analysis is performed for the new ATWT system based on fault tree.the new ATWT system availability can reach 99.94%,the spurious initiating rate is less than 1.5E-08,the PFD is less than 0.005,and
5、 meet the design requirements of nuclear power plant,and the original 2-month periodic test period could be extended by 18 months,The burden of operation and maintenance personnel is greatly reduced.Key words:ATWT;analog system;modernization;FPGA;FitRel;reliability收稿日期:2023-07-27作者简介:李明钢(1977-),男,河南
6、平顶山人,本科,高级工程师,副总经理,从事核电仪控系统设计制造生产管理相关工作。DOI:10.3969/j.issn.1671-1041.2023.11.015文章编号:1671-1041(2023)11-0059-040 引言ATWT(Anticipated Transients Without Trip,未停堆的预期瞬态缓解系统)系统在二代压水堆核电站中,是作为应对因给水泵故障或给水调节阀故障引起的正常给水丧失,且保护系统未能执行保护动作的工况。该工况由于二回路吸收一回路热量的能力下降而引起一回路温度和压力上升,进而可能导致蒸汽发生器烧干。为了限制这些后果,在当核功率大于 30%且主给水流
7、量小于 6%时,ATWT 系统便会触发跳堆、汽机脱扣、启动辅助给水、闭锁汽机旁路系统(GCT)第三组排放阀等保护动作1。大亚湾核电厂 1、2 号机组 ATWT 系统应用模拟系统(Bailey9020)设计,目前已运行近 30 年,各类模块陆续超过老化处理期限,因此需要对 ATWT 系统进行改造以确保系统可用。因 ATWT 应对的是保护系统失效的情况,根据核安全法规 HAF102 要求,应考虑 ATWT 和保护系统的多样性以避免发生共因故障2。为此大亚湾 ATWT 改造采用广利核公司研制的基于 FPGA 技术的数字化平台 FitRel 实现,既可保证与当前保护系统采用的基于模拟技术的 Baile
8、y9020系统在设计、设备、人员等多维度具有充分多样性3,4,第30卷60 仪器仪表用户 INSTRUMENTATION也可保证后续保护系统应用 DCS 改造后具有充分的多样性。数字化改造后的系统需要进行可靠性分析评价,以验证满足既定的可靠性指标要求。本文基于 FitRel 平台完成ATWT 系统改造设计方案并通过对改造后 ATWT 系统进行故障树建模,对系统可用性、误动率、拒动率分别进行分析评价,以确认是否可满足核电厂提出的设计指标要求。1 ATWT整体改造设计方案1.1 整体架构设计ATWT 整体设计方案如图 1 所示。ATWT 系统基于FitRel 平台设计了两系完全相同的控制站,并分别
9、布置在两个不同的机柜(700AR/720AR)中。反应堆保护系统的第 4 保护通道(SIP-IV)安全级机柜 KRG043AR 将 3 个环路对应的主给水流量信号 ARE049MD/050MD/051MD 首先通过隔离分配(IS)传递给 ATWT 系统,3 个信号再通过ATWT 系统隔离分配模块将信号分配到两系控制站,两系控制站分别通过模拟量输入模块进行信号采集,然后通过处理器进行滤波 FI(一阶滞后)和阈值(XU)处理。当主给水流量小于 6%时,触发生成 3 个开关量信号并执行2/3 表决逻辑运算,然后对表决逻辑结果与 RPN 系统处理的核功率信号 RPN013MA/014MA(核功率大于
10、30%)执行“&”逻辑后,输出驱动现场相关安全功能设备的控制指令。考虑 ATWT 虽然也执行了安全功能,但应对的是概率极低的超设计基准事件,因此不需要像反应堆保护系统那样满足单一故障准则。但考虑 ATWT 如果因故障误触发便会造成反应堆紧急停堆,从而会对电站带来极大的经济损失,因此应尽量防止 ATWT 误触发,为了防止系统故障造成 ATWT 误动作,设计的两系控制站并分别布置在两个机柜(RPA700ARRPA720AR)中,充分实现实体的分隔,而且对两系控制站的控制输出进行“&”逻辑后,再触发现场执行机构动作,即只有当两系控制站均输出驱动指令后,才会真正触发现场执行机构动作。另外,考虑报警信号
11、误触发不会对电站安全性和经济性产生影响,反而更应防止不触发,因此对两系控制站的报警指令进行“OR”逻辑后输出,以确保报警监视功能具有更高的可靠性。具体 ATWT 系统方案配置为:ATWT 每系由 1 个独立的控制站组成,控制站包括独立的模拟量输入模块(AI)、控制器单元(MPU)、开关量输出模块(DO),以及独立的冗余电源模块(AC/DC)供电。两个控制站实现的逻辑功能完全一致,ATWT 系统从 SIP-IV 采集的主给水流量信号,由 KRG043AR 中的隔离(IS)模块送出,通过 ATWT 系统侧的“一分四”隔离分配模块(IM)硬接线传送给两系控制站。从 RPN005AR 机柜采集的核功率
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