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          案例頻道

          核電站CCMS系統熱電偶信號擾動問題分析
          在核電站測量堆芯溫度的過程中,溫度傳感器熱電偶測的信號有時會受到擾動。本文介紹了核電廠堆芯冷卻檢測系統(CCMS)的堆芯溫度測量功能和系統組成,討論了熱電偶信號所受擾動的來源,并通過對某核電站CCMS機柜熱電偶信號的擾動問題進行分析,提出了一種環境因素對熱電偶信號擾動的處理措施,為后續熱電偶信號擾動的分析、抑制提供了理論和技術參考。

          ★北京廣利核系統工程有限公司溫超然,劉靜波,王曉衛

          關鍵詞:堆芯冷卻測量系統;熱電偶;擾動;溫度測量

          堆芯冷卻測量系統(CoreCoolingMonitoringSystem,CCMS)是堆芯測量系統(RIC)的一部分,具有數據采集、數據處理、數據顯示及數據計算機接口功能。本文以某電廠CCMS系統中熱電偶信號的擾動問題為基礎,探討了擾動產生的來源,并提出了相應的抑制策略。對熱電偶信號擾動問題的研究,不僅可以提高核電廠的安全性能、降低事故發生的風險,而且對于推動我國核能事業的發展具有重要的現實意義。

          1 CCMS設計原理

          CCMS系統分為冗余的A/B兩個通道,每個通道的CCMC機柜分別布置在實體隔離的兩個不同的房間,通過采集堆芯熱電偶信號、反應堆冷卻劑壓力等信號計算出堆芯飽和裕度。兩個通道使用熱電偶與冷端補償電阻進行溫度測量,它們的輸入信號及計算處理過程相互獨立。兩個通道的計算結果會進行交叉比較,得到的數據一部分通過安全總線傳遞給DTC機柜,并通過安全系統總線送至NC進行顯示,還有一部分則通過硬接線直接送至BUP進行顯示和報警。CCMS系統不直接承擔堆芯安全功能,但在事故工況下操縱員能夠連續監視堆芯溫度的變化趨勢。

          image.png 

          圖1CCMS系統結構圖

          2 信號擾動原因分析

          2.1 故障現象

          在某核電機組大修的堆芯熱電偶信號檢查時,檢修人員在工作完成后查詢熱電偶曲線(圖2),發現如下異常:

          B列熱電偶相較A列熱電偶的波動更大,其中A列熱電偶波動在-1~1℃之間,而B列波動幅度約-1~+2℃,最大波幅在3℃以內。

          B列3個冷端補償電阻(對B列20個熱電偶冷端補償取平均)溫度同步變化,而且變化趨勢相同。

          B列機柜房間環境溫度變化趨勢相一致,B列所有熱電偶隨著機柜房間溫度變化而波動變化。

          image.png 

          圖2熱電偶曲線

          2.2 信號擾動來源

          熱電偶作為核電廠安全級保護系統中的關鍵傳感器,承擔著監測設備溫度變化的重要任務,其信號的準確性和穩定性直接關系到核電站的運行安全。熱電偶信號的擾動可能會引起溫度信號的失真,進而影響對堆芯狀態的準確評估,嚴重時甚至可能導致反應堆失控[1]

          CCMS系統中熱電偶信號從測量處理到傳遞顯示的過程都可能受到擾動。熱電偶信號擾動的主要來源可以總結歸納為三類:設備故障、傳輸干擾、環境因素,如圖3所示。

          設備故障,尤其是傳感器故障是導致熱電偶信號擾動的一個重要原因。熱電偶的鎧裝材料長期暴露于高溫和腐蝕性環境中可能產生微小裂紋。這種裂紋在高溫環境下可能迅速擴展,從而影響熱電偶的測量精度[2]

          信號傳輸過程中的干擾也不容忽視。在信號的傳輸過程中,熱電偶信號可能受到外部電磁場的干擾,導致信號失真。曾有核電廠的某電子設備在遭受浪涌干擾時,熱電偶信號出現了顯著的波動,經過仿真分析和整改研究,發現是由于設備的抗擾度不足造成的[3]

          環境因素也是熱電偶信號擾動的一個重要來源。核電廠內部環境復雜,溫度、濕度等都會對熱電偶信號產生影響。相應的工藝設計需考慮這些環境因素的影響,例如熱電偶導管堵頭的結構設計不當,在設備所處環境變化時可能導致熱電偶信號的干擾。特別是在核島RIC系統中,熱電偶導管堵頭的焊接工藝若不符合標準,將直接影響信號的穩定性[9]

          image.png 

          圖3熱電偶信號擾動因素

          2.3 故障分析

          2.3.1 環境搭建

          CCMS系統的功能是實現堆芯溫度的測量。A/B兩類為冗余結構,通過核實核電現場CCMS系統A列所測量的堆芯溫度,可以發現A列所測量的堆芯溫度穩定,僅B列測量溫度隨廠房溫度波動,因此可以排除堆芯溫度波動、冷端補償方案以及傳輸干擾僅對B列溫度測量造成影響。考慮到硬件設備的冗余性以及采集的數據在處理會去掉異常值后取平均,硬件設備損壞可能性較小。

          根據B列熱電偶所測溫度同步變化,且所有熱電偶隨廠房間溫度變化而波動,該核電廠的問題很可能由環境溫度變化導致。為了模擬現場溫度補償盒的實際情況,我們搭建了一個簡易環境模擬現場熱電偶及熱電阻安裝方式,如圖4所示,測試外界環境變化后熱電阻及補償盒內熱偶的溫度響應差異。

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          圖4簡易溫度補償盒

          2.3.2 問題復現

          復現外部環境溫度變化對冷端補償電阻以及補償盒內溫度的影響(圖5):熱風機加熱5分鐘,采用隔板安裝的熱電阻溫度變化速率較快,溫度線性上升(圖6)。補償盒內熱電阻溫度響應較隔板安裝的熱電阻慢,溫度線性上升,但溫度變化幅度小(圖7)。停止加熱后,隔板安裝的熱電阻溫度繼續上升一段時間后開始緩慢下降。此時補償盒內熱電阻仍在升溫,溫度響應較隔板安裝熱電阻明顯滯后,經過一段時間后開始緩慢下降。

          image.png 

          圖5實驗場景1

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          圖6隔板安裝的熱電阻溫度變化

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          圖7補償盒內的熱電阻溫度變化

          按照原設計意圖,外界環境溫度變化對冷端補償電阻及盒內熱偶冷端影響一致,實際情況采用金屬隔板安裝的熱阻受外界環境影響敏感溫度響應快,而補償盒內溫度由氣體傳播,溫度傳導慢,溫度值變化明顯滯后。

          驗證隔板對熱電阻測溫的影響:用手握住隔板安裝熱電阻外側尾部,通過DCS采集數據發現隔板安裝熱電阻短時間內測溫緩慢升高1.7℃(圖8),補償盒內熱電阻溫度變化不明顯(圖9)。

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          圖8隔板安裝的熱電阻溫度變化

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          圖9補償盒內的熱電阻溫度變化

          按照原設計意圖,熱電阻感溫原件為電阻探頭,安裝方式對測溫無影響。但熱電阻感溫原件安裝在探頭位置,試驗發現傳感器外殼的平均溫度影響感溫元件的測量結果。

          驗證增加補償盒內空氣流動,對冷端補償電阻以及補償盒內溫度的影響(圖10):打開簡易恒溫箱一側蓋子吹風(測試開放環境),觀察隔板安裝熱電阻及盒子內熱電阻測溫變化。經過驗證,發現兩個熱阻溫度響應及測溫值基本一致(圖11、圖12)。增加溫度補償箱內的氣流變化,能夠降低不同安裝方式對測溫的影響。

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          圖10試驗場景3

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          圖11隔板安裝的熱電阻溫度變化

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          圖12補償盒內的熱電阻溫度變化

          2.3.3 試驗結論

          隔熱熱電阻采用金屬隔板安裝,電阻裸露部分、鐵盒金屬壁對測溫有直接影響,熱電阻對外界環境感應快;補償盒內空氣不流通,溫度傳導較慢,熱電偶溫度響應滯后。經試驗分析,該電廠所測堆芯溫度隨廠房溫度波動是由補償電阻安裝方式導致。

          為驗證該結論,打開現場溫度補償盒一側蓋子增加盒內空氣流動,檢查是否能夠緩解安裝方式導致的溫度響應差異。拆除蓋板后,A、B列測得數據一致,可確認B列熱電偶波動較大的根本原因是補償電阻安裝位置不當,溫度響應滯后。

          3 擾動消除方案

          熱電偶信號的擾動抑制策略應根據核電廠的具體需求和條件進行選擇和優化。通過結合硬件濾波、軟件濾波和故障診斷與隔離等多種策略,可以實現對熱電偶信號擾動的有效抑制,從而確保核電廠安全級保護系統的穩定運行。

          結合試驗結果,該電站可通過變更原冷端補償電阻的安裝方式來解決該問題。將熱電阻整體移到補償盒內部上側蓋,蓋板采用支架安裝方式,如圖13所示。

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          圖13熱電偶安裝示意圖

          現場熱電偶、熱電阻信號均送到調理機箱然后才到DCSAI采集板卡。對于調理機箱平臺鑒定EMC試驗采用機架式,端子連接時是裸露狀態,輻射發射及輻射抗擾度磁場等試驗均順利通過。因此變更原冷端補償電阻的安裝方式對于EMC沒有影響。熱電偶安裝方式變更后,對于機柜結構整體固有頻率無影響,因此對于機柜整體的抗震性能也無影響。

          4 結論

          本文對某核電站B列熱電偶相較A列熱電偶波動更大問題進行分析,討論在熱電偶信號傳輸的路徑上造成波動的可能因素,從理論上分析出環境溫度是最有可能的影響因素,并搭建試驗平臺進行驗證,最后確認該核電廠堆芯測得溫度隨廠房波動是由補償電阻安裝位置不當、溫度響應滯后導致。考慮到成本與影響范圍,本文通過更改原冷端補償電阻的安裝方式來解決該問題,該方案對EMC以及機柜整體的抗震性能沒有影響。

          作者簡介:

          溫超然(2001-),男,湖北人,助理工程師,學士,現就職于北京廣利核系統工程有限公司,主要從事核安全級儀控系統的設計工作。

          參考文獻:

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          [2] Cheon S W, et al. The software V&V tasks for a safety-critical software based protection system in nuclear power plants[A]. 2005 IEEE International Conference on Industrial Technology. IEEE, 2005.Scerbo J A, et al. Safety system augmentation at Russian nuclear power plants[C]. 1996 IEEE Nuclear Science Symposium. Conference Record. Vol. 2. IEEE, 1996.

          [3] 畢姍杉. 基于核電廠監測數據的源項評估方法研究[D]. 哈爾濱: 哈爾濱工程大學, 2020.

          [4] 馮錦章, 孫月多. 秦山核電廠堆芯初始裝料監測[J]. 核電工程與技術, 1993, 6 (1) : 7 - 12.

          [5] 孫智超, 孫炯, 朱陳洛, 等. 巴基斯坦核電機組C3/C4堆芯測溫用鎧裝熱電偶的研制[J]. 工業儀表與自動化裝置, 2017, (6) : 29 - 32.

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          [7] 唐興江. 核電廠CCMS熱電偶斷線恢復導致堆芯裕度波動原理分析[J]. 中小企業管理與科技, 2017, (14) : 156 - 157.

          [8] 李濤. 堆芯熱電偶密封結構失效機理分析及對策研究[D]. 杭州: 浙江工業大學, 2012.

          [9] Scerbo J A, et al. Safety system augmentation at Russian nuclear power plants[C]. IEEE Nuclear Science Symposium, Conference Record. Vol. 2. IEEE, 1996.

          摘自《自動化博覽》2025年11月刊

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