馬旭升

(上海核工程研究設計院，上海 200233)

0 引言

根據(jù)我國核安全法規(guī)的要求，核電廠在設計過程中必須針對電廠安全運行要求，制定一組運行要求和限制，包括安全系統(tǒng)整定值［1］。同時，在確定核電廠安全級儀控系統(tǒng)整定值過程中，應考慮測量通道的不確定度［2－3］。核電廠重要儀表測量通道的不確定度計算是核電廠安全分析報告編制的重要工作內(nèi)容之一。

本文在對我國核安全法規(guī)、導則以及標準中與整定值確定相關(guān)要求進行分析的基礎(chǔ)上，結(jié)合我國出口巴基斯坦的恰西瑪核電廠重要儀表測量通道的不確定度計算經(jīng)驗，整理并總結(jié)出一套測量通道不確定度計算的方法。通過計算案例的演示以及與國外同類計算方法比較，證明本文所述方法具有一定的借鑒意義。

1 計算方法的構(gòu)成

本文總結(jié)的核電廠重要儀表測量通道不確定度計算方法的體系由3個層次構(gòu)成，依照從上到下的關(guān)系原則，分別是核安全法規(guī)和導則、整定值確定相關(guān)標準和具體實施方法。這3個層次之間的關(guān)系如圖1所示。

關(guān)系圖中每一層所提出的要求都由直接對應的下一層進行解釋或分解為更具體的要求和實施方法。通過該自上而下的要求分解過程所得到的具體實施方法，可以較好地保證計算的結(jié)果，滿足法規(guī)和導則的要求，同時也較容易獲得核安全監(jiān)管局的認可。

2 國內(nèi)法規(guī)和標準分析

為保證儀表測量不確定度計算結(jié)果能夠順利獲得核安全局的認可，必須保證計算所使用的方法能夠滿足法規(guī)和導則的要求。由于法規(guī)和導則的原則要求需要整理出符合原則要求的標準，其很難在具體的整定值確定和測量不確定度計算中直接應用，因此在制定方法前，開展法規(guī)導則和標準分析必不可少。

2.1 核安全法規(guī)需求分析

我國的核安全法規(guī)和導則總體上可以看作是一個自上而下的需求體系。在這個體系中，HAF 102是一個頂層的設計要求［1］。在這個頂層設計要求中，通過各種設計方法，保證核電廠安全功能在各種預計運行工況和事故工況下正常發(fā)揮功能是其核心要求。核安全導則對法規(guī)的內(nèi)容解釋，可形成更詳細的條款和要求用于更有效的指導設計［1］。與整定值確定和儀表測量不確定度相關(guān)的法規(guī)導則之間的關(guān)系如圖2所示。

圖2 法規(guī)和導則關(guān)系Fig.2 Relationship between HAF and HAD

在HAF 102中，與整定值確定相關(guān)的主要內(nèi)容包括:設計過程中必須針對核動力廠安全運行的要求，制定一組運行要求和限制，包括安全系統(tǒng)整定值;必須設置適當?shù)目刂剖侄?，將上述變量保持在?guī)定的運行范圍內(nèi)。這些要求是確定整定值和開展儀表測量通道不確定度計算在法規(guī)層面的最高要求［1］。

2.2 國家核安全導則需求分析

HAD 102和HAD 103等核安全導則對HAF 102的最高要求作了進一步分解［2－6］，在 HAD 102/14 的3.1.2節(jié)中可以看到這一分解的相關(guān)內(nèi)容［3］。按照HAD 102的要求，儀表和控制系統(tǒng)的性能要求必須根據(jù)核電廠的安全要求和安全分析加以規(guī)定。對于每一假設始發(fā)事件和(或)有關(guān)的運行工況，不僅需要確定所需儀表和控制系統(tǒng)的動作，而且還需要確定所測變量的量程、精確度、響應時間和輸出信號電平等性能要求。在安全有關(guān)儀表和控制系統(tǒng)設計中，必需考慮動力源特性的瞬態(tài)偏差和正常偏差(如電壓波動、頻率偏差)、儀表壓縮空氣的氣壓偏差等對其的影響［4－5］。

HAD 102要求可以從以下4個方面加以理解。

①核電廠安全要求和安全分析是核電廠控制系統(tǒng)性能依據(jù)。

②對于每一假設始發(fā)事件和(或)有關(guān)的運行工況，必須確定所需儀表和控制系統(tǒng)的動作(即確定控制系統(tǒng)整定值)。

③安全分析的每個工況所要求的控制動作必須考慮其量程、精確度、響應時間以及輸出信號電平等性能要求。

④必須考慮控制動作時電廠環(huán)境波動對儀表控制系統(tǒng)造成的影響。

除了HAD 102對核電廠安全有關(guān)儀表和控制系統(tǒng)作出的上述要求外［4－5］，在其他的一些核安全導則中也有類似要求，但都沒有超出HAD 102的范圍。

2.3 標準需求分析與總結(jié)

通過法規(guī)和導則分析，可以得到上文所述的4方面要求。我國制定的標準EJ/T 799-2006規(guī)范了確定整定值所需的上述4項內(nèi)容［7］。在EJ/T 799中，安全系統(tǒng)整定值與其他限值的關(guān)系如圖3所示。

圖3 安全系統(tǒng)整定值與其他限值之間的關(guān)系Fig.3 Relationship among safety system tuning values and other limits

圖3中，A為EJ 799中4.4.1節(jié)規(guī)定的允許范圍;B為EJ 799中4.4.4節(jié)規(guī)定的允許范圍;C為儀表通道可能不工作的區(qū)域;D為核電廠的運行裕度;E為EJ 799中4.4.1節(jié)規(guī)定的校準允許誤差(按運行裕度是可接受的);F為EJ 799規(guī)定的安全裕度。

EJ/T 799［7］中的安全分析及假設事件下的整定值確定主要屬于安全分析和工藝系統(tǒng)設計的范疇，且這兩個領(lǐng)域都具有成熟的法規(guī)和標準體系，在EJ/T 799中沒有進一步展開論述。EJ/T 799重點定義了儀表測量不確定度的計算要素和計算方法，但僅依靠EJ/T 799中的定義，仍較難開展實際不確定度計算。如EJ/T 799的4.4.1.6節(jié)中并沒有具體計算操作說明，而只給出過程影響定義。

與EJ 799相比，國際上另一個較為通用的整定值確定標準 ISA 67.04.01有其對應的實施方法標準ISA 67.04.02［2，8］。這個標準對 ISA 67.04.01 中的一些條款作了更進一步的解釋，并給出了一些具體實施方法。標準之間的關(guān)系如圖4所示。由圖4可以看出，EJ/T 799和ISA 67.04.01在整定值確定和儀表測量通道不確定度計算在技術(shù)上等效［6］。這為ISA 67.04.02應用于計算儀表測量通道不確定度計算和確定整定值提供了依據(jù)［2，7－10］。

圖4 標準關(guān)系圖Fig.4 Relationship of standards

3 計算的具體實施方法

ISA 67.04.02較為詳細地介紹了儀表測量不確定度計算和計算結(jié)果參與整定值確定的細則，它能更有效地提供實際操作指導。對于標準中的細則，在此將不展開論述，下面主要介紹在實際標準使用中的一些經(jīng)驗總結(jié)。經(jīng)驗總結(jié)分為不確定度計算的通道類型、國產(chǎn)儀表不確定度項的區(qū)分、環(huán)境條件的區(qū)分和整定值的確定4個方面。

3.1 不確定度通道類型的區(qū)分

核電廠重要儀表測量按通道不確定度的計算范圍劃分，一般分為核電廠安全分析報告中停堆、保護和專設的儀表測量通道。作為計算對象的測量通道，一般可以歸納為壓力、溫度、流量、液位測量通道等幾種類型。

典型儀表測量通道由于測量原理相似，構(gòu)成測量通道的不確定度項也比較相似。一些一次測量元件本身就有很具體的不確定度計算方法指導，如流量孔板等［11－12］。按照上述4種主要類型，可以進一步將標準規(guī)定的典型測量通道模型按照壓力、溫度、流量和液位等類型設計各自的測量通道模型［8］。在ISA 67.04.02中，給出了一種通用的儀表通道及不確定度項來源模型。在實際開展儀表測量通道不確定度計算前，如按照類別分別制定典型儀表測量通道模型，將有利于計算項目的實施。

典型儀表測量通道分布模型如圖5所示。

圖5 典型儀表測量通道分布圖Fig.5 Typical layout of the instrument measurement channels

3.2 國產(chǎn)儀表設備不確定度項的區(qū)分

自“十一五”以來，我國核電的蓬勃發(fā)展為電力設備供應商提供了廣闊的市場，相當多的核電儀控設備供貨商都逐步具備了核電設備的供貨能力，為降低我國核電成本和提高核電的國產(chǎn)化率奠定了基礎(chǔ)。一些重要儀表測量通道的國產(chǎn)化設備雖然已經(jīng)具備供貨能力，但有時供貨商提供的一些不確定度技術(shù)參數(shù)并不能直觀地符合標準的不確定度項定義。

以國內(nèi)電廠較為通用的某型壓力變送器為例。按照ISA 67.04.02標準的要求，變送器需要考慮的不確定度主要包括參考精度、壓力影響、溫度影響和漂移等。而變送器供貨商實際能夠提供的產(chǎn)品數(shù)據(jù)是參考精度、壓力影響、溫度影響、穩(wěn)定性和靜壓影響。一旦發(fā)生這類情況，就需要與供貨商進行交流，進一步獲得供貨商的支持性資料。設計人員應在這些資料的基礎(chǔ)上，按照不確定度區(qū)分模型對供貨商數(shù)據(jù)進行不確定度項分類［8］。不確定度模型如圖6所示。

圖6 不確定度模型Fig.6 Model of uncertainty

3.3 環(huán)境條件的區(qū)分

儀表測量通道所在環(huán)境條件的區(qū)分是開展儀表測量不確定度計算過程的一個重要方面。環(huán)境條件的區(qū)分不但要考慮儀控設備所在區(qū)域，還要考慮整定值對應的電廠工況。同時，按照不同電廠區(qū)域與各種電廠工況的組合確定儀控設備的不確定度項。ISA 67.04.02標準將區(qū)域、電廠工況、儀控設備之間的關(guān)系用模型圖的形式進行了定義。在開展整定值確定和不確定度計算前，應根據(jù)電廠區(qū)域和可能引起環(huán)境條件變化的假設事件，確定典型儀表測量通道在不同環(huán)境條件下的具體形式。在一些計算中，由于較難獲得某整定值觸發(fā)時的準確環(huán)境條件和設備數(shù)據(jù)，建議在確保安全分析允差有足夠裕量的前提下，對不確定度進行保守放大。

3.4 整定值的確定

依照ISA 67.04.02，整定值和儀表測量通道的不確定度可表達為:

式中:TS為停堆整定值;AL為分析限值;CU為通道不確定度;裕量為一個可選量，在需要的情況下可進一步使停堆整定值更加保守。

在整定值的確定過程中，裕量的選擇應符合特定電廠的需要，以保證有足夠的安全裕度且不過分保守。核算的結(jié)果可能證明原有電廠整定值合適，也可能導致原有整定值的修改。在此，需要盡量避免第二種可能性，以確保電廠的原有安全基準受到盡量少的影響。當這一可能性發(fā)生時，需嚴格考察通道不確定度計算和整定值確定方法可能造成的過分保守。

4 計算過程和結(jié)果的記錄

根據(jù)HAF 102和HAD 102/14的要求，儀表測量通道的計算過程和結(jié)果需要用文件或表格形式記錄保存。在ISA 67.04.02標準中，對計算書的格式作了大致的定義。

目前，國內(nèi)外各設計單位的計算書格式實際上還須滿足所服務的項目和質(zhì)保要求，因此標準推薦的文件格式僅具有參考意義。本章以某核電項目中使用的壓力停堆計算書為例，介紹了一種工程實際中使用的儀表測量通道計算書模板。為了演示計算過程，下面計算范例中提及的電廠名、文件和數(shù)據(jù)都作了適當?shù)奶鎿Q。

4.1 計算目的

本節(jié)的目的是計算某核電機組技術(shù)規(guī)格書中確定的整定值在特定環(huán)境條件下的不確定度。

本實例是對該核電機組中用于蒸汽管道隔離邏輯的安全殼壓力高整定值開展的相關(guān)計算。由于該核電機組部分邏輯相關(guān)的設備供貨商與其參考核電機組不同，所以有必要進行不確定度計算，以證明儀表測量通道不確定度與該核電機組的最終安全分析報告中內(nèi)容一致。

4.2 計算使用的假設

計算中使用的假設包括:測量通道中使用的模塊沒有偏差或相關(guān)不確定度項;電廠校準不確定度項(M＆TE)的不確定度為量程的±0.5%;為保證計算結(jié)果的一致性，最終的計算結(jié)果都只保留一位小數(shù)。整個通道不確定度的裕量為1 kPa;環(huán)境溫度變化對壓力變送器的影響為±1.0%F·S。

4.3 功能描述

安全殼壓力的監(jiān)測功能使用冗余的壓力變送器實現(xiàn)。整個測量通道模塊包含2個壓力變送器、2個通道信號隔離部件和2個通道觸發(fā)器，其配置如表1所示。所有設備都位于安全殼外部。

表1 安全殼壓力測量通道配置表Tab.1 Configuration of the containment pressure measurement channel

4.4 通道結(jié)構(gòu)

安全殼壓力測量通道結(jié)構(gòu)圖如圖7所示。

圖7 安全殼壓力測量通道結(jié)構(gòu)圖Fig.7 Structure of the containment pressure measurement channel

圖7中，①、②、③、④分別對應的不確定項為過程測量影響、設備不確定度、校準不確定度和其他不確定度［8］。

4.5 不確定度計算

整個通道不確定度計算公式如下。

式中:從模塊1～模塊n任何一點的CU值都可以計算;PM為通道的過程測量不確定度;en為模塊的總隨機不確定度，由模塊e1～en組成，包括全部無法分類為隨機不確定度項(包括正偏差以及任意分布不確定度項)的PM、PE或者模塊;為通道的總正偏差量為通道的總負偏差量。

每個模塊的隨機不確定度項是其本身不確定度的統(tǒng)計組合。模塊不確定度的確定隨著模塊的類型、安裝位置、影響精度等因素的變化而變化。

模塊的不確定度計算公式為:

式中:e為模塊不確定度;RA為模塊參考精度;DR為一段時間內(nèi)模塊的漂移;TE為模塊的環(huán)境溫度影響;RE為輻照對模塊精度的影響，RE可以為運行狀態(tài)的RE，也可以為故障狀態(tài)下的RE;SE為地震或者振動對模塊精度的影響;HE為濕度對模塊精度的影響;SP為模塊的靜壓影響、系統(tǒng)靜壓對模塊的影響;MTE為維護及定期校準設備對模塊的影響;B為模塊偏差。

對以上各不確定項進行判斷，PM、PE、SP均不適用。

MTE項主要是以回路整體考慮，而不是針對其中一個模塊。其他不確定度項，如絕緣電阻因素等不考慮。變送器的電纜敷在安全殼外面，不暴露在嚴酷環(huán)境中。因此，可將通道不確定度計算式(2)和式(3)轉(zhuǎn)換為:

4.6 不確定度數(shù)據(jù)計算

以下涉及壓力變送器(PT-01A)以及相關(guān)項的下標用 1表示，如 e1、RA1。RA1= ±1% 量程、DR1=±0.1%上限;HE1=±5%上限，該值是包含事故后工況下所有影響的一個保守值。計算中用到的壓力變送器都安裝在安全殼外，所以在儀表測量不確定度運行時不會受到安全殼內(nèi)環(huán)境的影響，±5%包含了所有由于安全殼內(nèi)高能管道破裂對輔助廠房中的壓力變送器的影響。

在本計算實例中，TE1、RE1、SE1和 HE1統(tǒng)一記為EE1。在供貨方提供的抽樣試驗數(shù)據(jù)基礎(chǔ)上，能夠保證該值取±5%隨機性。

除了式(4)和式(5)中涉及的不確定項外，變送器還受到回路電源變化的影響。因此，增加PS1項。PS1=±0.01%量程每伏，最大的電壓變化

由此可得:

參考電廠相關(guān)數(shù)據(jù)，可得量程范圍為0～75 kPa，變送器量程上限=100 kPa，則:

以下涉及信號轉(zhuǎn)換模塊(JS-01A)以及相關(guān)項的下標用 2 表示，如 e2、RA2。

RA2= ±0.25% 量程、DR2= ±0.25%量程、TE2=±0.02%量程每100℃、溫度變化 =50℃;RE2、SE2和HE2表示不適用(參考本模塊安裝位置)。

除式(4)和式(5)所涉及的不確定項外，本模塊同樣受到回路電源變化的影響，因此，引入PS2。PS2=±0.01%量程每伏，最大的電壓變化=±2 V。

4.7 儀表通道不確定度計算

通過計算，就可以確定該儀表測量通道的不確定度，并在其后的整定值確定過程中依據(jù)分析限值A(chǔ)L=25 kPa。通過整定值核算得出的停堆整定值為18.7 kPa，大于實際電廠安全分析所給的停堆整定值18.5 kPa。由此可以證明原停堆觸發(fā)整定值能夠保證電廠安全，并且還有0.2 kPa的裕量。

4.8 不確定度計算比較

對某國外核電設計公司的同類儀表測量通道計算方法和計算結(jié)果進行對比，具體是將相關(guān)數(shù)據(jù)代入計算，得到以下結(jié)果:

整定值確定過程中，依據(jù)分析限值A(chǔ)L=25 kPa，使用與我方相同的整定值核算方法得出的停堆整定值為17.8 kPa。該值小于實際電廠安全分析所給的停堆整定值18.5 kPa，這會使電廠安全分析基準受到影響，從而造成安全分析的推倒重來。

5 結(jié)束語

利用本文總結(jié)的方法，可以將儀表測量不確定度的計算納入規(guī)范和標準體系中，使計算結(jié)果具有更好的通用性，能夠更好地避免疏漏，同時也更加符合標準要求且易于為審查部門認可。與某國外公司的方法相比，本方法在滿足我國法規(guī)和國際通用標準的前提下，保守值更小，能夠更好地支持某型核電廠的原有安全分析結(jié)果［13－17］。

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