核电厂数字化仪控系统状态监测及可靠性预测方法研究

何亚南;谷鹏飞;席望;白涛

【摘 要】随着我国核电的发展,数字化仪控系统和设备的引入,给核电厂安全性和可靠性带来的风险得到广泛的关注.目前国内外的核电厂数字化仪控系统状态监测仅针对单个设备,具有一定的局限性,忽略了设备间的可靠性关联及设备可靠性趋势对整个系统可靠性的影响.本文提出一种核电厂数字化仪控系统状态监测及可靠性预测方法,以高压安注系统为例,通过监测多个相关设备的状态信息,分析其内在可靠性关联,得到设备当前可靠性趋势对整个系统可靠性状态的影响,建立系统可靠性模型.该模型通过状态信息的更新,实时监测整个系统的可靠性状态,为核电厂系统和设备提供更为全面的预测和可靠性状态监测,为核电厂的系统管理、设备管理及运行维护提供指导.%With the development of nuclear power ,the risks of safety and reliability brought by digital control system (DCS) and equipment in nuclear power plant (NPP) , have gained widespread concern and attention .The technology of status monitoring for NPP is constrained by paying attention to single equipment ,their inter relationships and the influences of reliability intendancy for the whole system were ignored .A status monitoring and reliability predication method was proposed in this paper ,and the high pressure safety injection system was taken as an example .By monitoring the status information of several related

equipments ,and analyzing internal reliability relation ,the influence of the current reliability trend of the equipment on the reliability of the whole system was obtained ,and the system reliability model was established .The reliability of the whole system can be monitored in real time with this

model by updating the status information ,which can provide a

comprehensive indication for NPP system and equip-ment ,and also can provide the guidance for the system management ,equipment man-agement ,operation and maintenance . 【期刊名称】《原子能科学技术》 【年(卷),期】2017(051)012 【总页数】6页(P2338-2343)

【关键词】核电厂;数字化仪控系统;状态监测;可靠性预测;运行和维护 【作 者】何亚南;谷鹏飞;席望;白涛

【作者单位】中广核工程有限公司核电安全监控技术与装备国家重点实验室,广东深圳 518124;中广核工程有限公司核电安全监控技术与装备国家重点实验室,广东深圳 518124;中广核工程有限公司核电安全监控技术与装备国家重点实验室,广东深圳 518124;中广核工程有限公司核电安全监控技术与装备国家重点实验室,广东深圳 518124 【正文语种】中 文 【中图分类】TK08

随着数字化技术的迅速发展，数字化仪控系统(DCS)和设备在核电厂控制系统中得到广泛应用。DCS是以计算机和网络通信为基础的分布式控制系统。相比原有的模拟量仪表控制系统，DCS具有较高的控制精确性和强大的运算处理能力，能方便地实现多重冗余、故障安全、容错和自诊断等功能，在提高控制系统可靠性的同时也极大地减少了运行和维护成本。

核电厂DCS和数字化设备均是软硬件的结合体，软件是控制逻辑，硬件是执行机构。对于安全可靠性要求极高的核电厂控制系统来说，虽然DCS具有诸多优势，但其软件引起的共因故障和软硬件的协同失效问题也不容忽视[1]。目前核电厂在对控制系统和设备的在线检查和自诊断方面都有相应的保障措施，但主要集中在对当前时刻系统状态和单个设备功能的检查和诊断，如对通信板卡的输入、输出检查，对设备的开关状态检查，对通信状态的监视等。受限于仪控系统的复杂度，还未实现对整个控制功能的监视，如反应堆停堆功能可靠性的在线监视和专设功能可靠性的在线监视，不能为运行和维护人员

提供当前停堆功能和专设功能的可靠性趋势。基于以上问题，本文以高压安注功能为分析对象，提出一种核电厂DCS整个控制功能的状态监测和可靠性预测方法。 核电厂DCS属于复杂系统，虽可通过可靠性试验和软件测试提高其可靠性，但在运行过程中也会出现可靠性试验和软件测试均无法发现的故障和失效。主要是因为数字化设备的安全运行是软件和硬件的协同结果，软件在开发和运行过程中不可避免地会存在缺陷和失效，硬件在长时间的运行过程中也会产生老化等问题，加之软硬件和环境条件的相互影响，都会对其可靠性产生影响[2]。在某种环境下，不可预见的具有物理、化学或其他属性的操作、应力、操作和应力的组合直接作用于系统的硬件/软件部件，随着时间的累积和状态的迁移，进一步作用于软件/硬件部件，最终作用于系统，进而引发系统的非预期行为，软件与硬件及硬件与环境条件的相互作用关系如图1所示。

在特定条件下，设备的动作是软硬件协同作用的结果，设备的动作特性也反映出了设备的可靠性状态，通过对设备的持续监视和状态分析，可得到设备的当前状态和状态趋势，进而得到控制系统的状态信息和状态趋势。

安全注入系统(RIS)由高压安全注入、中压安全注入和低压安全注入3个子系统构成，根据事故引起反应堆冷却剂系统(RCP)的压降情况，在不同的压力下分别投入

运行[3]。受限于论文篇幅，本文以核电厂DCS中RIS的高压安注系统为研究对象，对高压安注系统进行在线监视，并对其可靠性进行建模分析，得到其可靠性信息。 高压安注系统的功能是当二回路蒸汽管道破裂时，向一回路注入高浓度硼酸，反应堆的反应性，其工作流程如图2所示，其中包含硼注入箱(RIS021BA)等设备的硼酸再循环回路在安注系统启动时被禁用，因此不作为本文的研究内容，另外为简化分析去掉了轴封等相关性不大的部分。当RCP发生的破口使一回路绝对压力下降到11.9 MPa，或一回路冷却剂温度明显下降时，高压安注系统投入使用。 根据高压安注系统的控制功能，采用故障树的方法梳理出每个阀门和泵的作用和可能会出现的故障及故障影响[4]，如表1所列。

根据表1对各设备的故障影响分析，对图2所示高压安注系统流程进行简化，得到其网络拓扑图[5]，如图3所示。其中PTR001BA、RIS004BA、冷管段和热管段部分的故障对安注系统造成的影响不考虑，假设其一直处于可靠状态。RCV002PO为RCV003PO的备用泵，为方便分析，设置空心的虚拟节点，代表RCV002PO和RCV003PO任一泵正常运行，均可实现对冷、热管段进行安注的功能。RIS032VP和RIS033VP为冗余设置，为方便分析，也设置空心的虚拟节点，代表RIS032VP和RIS033VP任一阀门正常运行，均可实现对硼注入箱进行注入的功能。

结合对图3的分析，同时为方便建立数学模型，对拓扑图进行进一步简化，主要简化以下几处：1) RIS032VP和RIS033VP为冗余设置，简化为1个节点，计算时通过数学的方法对其可靠性进行修正；2) RCV002PO和RCV003PO为冗余设置，简化为1个节点，计算时通过数学的方法对其可靠性进行修正；3) 由于虚拟节点无实体设备对应，仅用于流程分析，故删除两个虚拟节点；4) 合并冷管段和热管段为1个节点，由于属于反应堆冷却剂系统，假设其一直可靠；5) 对所有节点进行抽象，如PTR001BA抽象为节点A1，RIS012VP抽象为节点B1，

RIS013VP抽象为节点B2。

根据以上简化，得到高压安注系统的简化拓扑图，如图4所示。根据拓扑图的层次结构，将各节点抽象为矩阵的元素，得到矩阵A=[A1]、B=[B1B2]、C=[C1C2]、D=[D1]、E=[E1E2E3E4E5E6E7]、F=[F1]。

整个拓扑图的可靠性状态表征了高压安注系统的可靠性状态，为计算整个模型的可靠性，需定义每个节点对下一节点的重要度，即路径的权值，记Ai节点和Bj节点之间路径的权值为ABij，记A类节点和B类节点之间的路径权值构成矩阵AB，依此类推得到矩阵BC、CD、DE、EF。权值的确定视其对功能的重要性而定。 高压安注系统拓扑图中的每一节点均代表1个阀门或泵，泵和阀门的可靠性即代表节点的可靠性，对于安注系统功能来说，阀门和泵的开关速度即代表其可靠性，随着泵和阀门软件和硬件的老化，其开关功能和速度也会随时间退化。同时在泵和阀门的设计中会计算其开关时间的理论最小值即最好值，记为M，当监测到该阀门的开关时间为M时认为其可靠性为1。在运行中会根据功能要求计算出其可接受的最大开关时间即最差值，记为N，当监测到该阀门的开关时间为N时认为其可靠性为0。阀门的开关时间越接近M，则认为其可靠性越高，越接近N则认为其可靠性越低，当开关时间小于M或大于N则认为其不可靠，可靠性为0(图5)。需要说明的是图5中的曲线只是示意图，实际的可靠性曲线可通过多次试验，采取曲线拟合的方式得到。

路径权值的计算主要依据该路径对整个高压安注功能的重要程度而定，可采用关键路径的重要程度高于分支路径的重要程度和同一层次的分支路径重要程度相同的原则来进行权值的分配，如BC11的权值等于DE11的权值高于EF11的权值，EF11的权值等于EF21的权值等于1/7，设关键路径的权值为1，则进入该节点的分支路径的权值等于1/分支数。

对于存在跨越的节点，如C2直接与E4、E5、E6、E7相连通，而不经过D层节

点的情况，可通过在C2节点后虚拟1个可靠性为1的D2节点的方式来解决，即C2与D2单线相连，D2与E4、E5、E6、E7相连。

根据图4的网络拓扑，以矩阵CD和DE为例，计算矩阵CD和DE中各元素的权值。矩阵CD代表节点C和节点D之间路径的权值矩阵，即： 矩阵DE代表节点D和节点E之间路径的权值矩阵，即： 同理可得矩阵：

需要说明的是，路径权值的计算依赖于该路径失效对整个系统功能的影响，即路径对系统功能实现的重要性，精确的计算基于对系统进行深入细致的分析。路径权值的变化直接导致AB、BC、CD、DE、EF等路径权值矩阵的变化，进而影响到整个系统的可靠性计算。

用K来表示整个模型的可靠性，记A′、B′、C′、D′、E′、F′为考虑前一节点对本节点重要度后的节点可靠性，则： B′=(A′×AB)·B C′=(B′×BC)·C D′=(C′×CD)·D E′=(D′×DE)·E F′=(E′×EF)·F

将式(1)～(5)代入式(6)得到整个模型的可靠性公式： BC)·C)×CD)·D)×DE)·E)×EF)·F)

设备开关时间的采集方式有两种，一种可通过定期试验获取，在进行安注系统定期试验时，采集DCS收到的设备开关时间，另一种可通过在系统正常运行时监视各设备的开关时间。通过采集到的时间，对单个设备的可靠性状态进行实时更新。 通过对高压安注系统的相关设备进行在线监视，对其可靠性信息进行实时分析和更新[6]。单个设备的可靠性信息输入到系统的可靠性模型中进行计算和处理，得到

整个系统当前的可靠性信息，随着时间的推移，各设备的可靠性信息不断刷新，可得到单个设备和整个系统可靠性的趋势，工作原理如图6所示。根据趋势可预测到设备出现故障的时间信息，进而为设备和系统的维护提供指导，以保障整个系统的安全可靠运行。

本文针对当前核电厂DCS状态监测技术的局限性，基于系统可靠性趋势提出一种核电厂DCS状态监测方法。通过监测多个相关设备的状态信息，分析其内在可靠性关联，得到设备当前可靠性趋势对整个系统的可靠性状态影响，进而建立系统可靠性模型。通过设备状态信息的更新，实时监测整个系统的可靠性状态，并以高压安注系统为例进行了可行性分析，为核电厂系统和设备提供更为全面的状态监测和可靠性预测，为核电厂的系统管理、设备管理及运行维护提供指导。

【相关文献】

[1] 郭晓明. 核电站数字化仪控系统可靠性分析方法研究[D]. 北京:清华大学,2011.

[2] 谷鹏飞,陈卫华,高峰,等. 核安全级数字化仪控系统软件安全性分析研究[M]∥中国核科学技术进展报告. 北京:原子能出版社,2015.

[3] 郭波. 系统可靠性分析[M]. 长沙:国防科技大学,2002.

[4] 刘冰. 基于故障树的安注系统故障诊断专家系统研究[D]. 哈尔滨:哈尔滨工程大学,2009. [5] ZHAO J, HE Y N, GU P F, et al. Reliability of digital reactor protection system based on extenics[J]. Springerplus, 2016, 5(1): 1 953-1 961.

[6] 朱荣旭,彭敏俊,巩诚. 核电厂分布式状态监测技术研究[M]∥中国核科学技术进展报告. 北京:原子能出版社,2011.