1E级仪表响应时间原位测量技术及应用

  1E级仪表响应时间原位测量技术及应用

黄徳祎

山东省烟台市海阳市海阳核电，265116

摘要∶通过分析以海阳核电代表的AP1000三代核电技术1E级仪表响应时间的需求，研究了国内目前存在的实施标准及国内的测试方法，结合国外变送器响应时间标准及海阳核电站实施1E级仪表响应时间的测试结果，对压力和差压变送器、RTD以及堆芯补水箱磁浮筒液位计的响应时间测试的方法进行了分别讨论。根据噪声法、斜坡法以及LCSR响应时间测试法原理分析，论证了响应时间原位测量技术的合理性，从而有效地检查传感器的真实性能,提前识别潜在的性能降级,避免因传感器性能降级导致的安全系统误动和拒动,从而保证核电厂关键参数的测量准确可靠,系统安全、经济运行。

关键词∶ 仪表，响应时间，原位测量

In Situ Measurement Technology and Application of Class 1E Instrument Response Time

Huangdeyi

Abstract∶By analyzing the response time requirements of Class 1E instruments of AP1000 third-generation nuclear power technology represented by Haiyang Nuclear Power Plant, the existing domestic implementation standards and domestic test methods are studied. Combined with the response time standards of foreign transmitters and the test results of Class 1E instruments implemented by Haiyang Nuclear Power Plant, the response time test methods of pressure and differential pressure transmitters, RTDs and magnetic float level gauges of core makeup tank are discussed respectively. According to the principle analysis of noise method, slope method and LCSR response time test method, the rationality of the response time in-situ measurement technology is demonstrated, so as to effectively check the true performance of the sensor, identify potential performance degradation in advance, avoid the safety system malfunction and rejection caused by the sensor performance degradation, so as to ensure the accuracy and reliability of the measurement of key parameters of nuclear power plants, and the safe and economic operation of the system.

Key words: Transmitter ；Response Time；In-situ  Measurement

1 研究背景

海阳核电站一期工程作为国家首个三代核电自主化依托项目引进美国AP1000核电技术，其技术规格书（TS）规定：反应堆紧急停堆系统响应时间是从通道敏感元件监测的参数超过其紧急停堆设定值至钩爪线圈失去电压为止的时间间隔；专设响应时间是从通道敏感元件监测的参数超过该专设安全设施驱动设定值至专设安全设施的设备完成其安全功能（即阀门行进到所要求的位置）的时间间隔；仪表通道响应时间是从被测试变量超过其脱扣整定点的时刻起，到仪表通道给出触发保护动作信号所经历的时间时隔。美国NRC在FSAR第十六章对反应堆保护的响应时间做了进一步要求，明确反应堆保护响应时间是传感器响应时间、信号处理时间、设备动作时间之和，即通道的响应时间分解为“仪表响应时间＋反应堆保护机架响应时间＋就地设备响应时间”，并要求电厂运行后执行仪表响应时间的监督试验。安全级相关的仪表每24个月需进行一次响应时间的测试，用以验证仪表的响应时间满足法规要求。因国内其他非三代核电站没有对仪表响应时间性能做要求，相应的研究较少。因此探讨并研究仪表的响应时间测试技术有着深刻的战略意义。

2 IE级仪表响应时间测量原理

仪表的原位响应时间测量，即在不干扰仪表正常投用状态的前提下，对其响应时间加以测试，目前以海阳核电为代表的三代核电反应堆保护系统的仪表响应时间测试主要涉及1E级压力和差压变送器、1E级PT100热电阻，堆芯补水箱磁浮筒液位计等，目前业界涉及的主要测试方法为：在仪表所处介质温度或压力出现阶跃变化时，取量程输出63.2%对应的一阶时间常数τ为仪表的响应时间。对于上述设备，其安装形式以及运行原理有所差异，因此对应的响应时间测量方式需分别讨论。

2.1堆芯补水箱磁浮筒液位计响应时间测量

针对堆芯补水箱磁浮筒液位计的响应时间测量，由于其工作原理较其他液位仪表有所不同，因此无法采用通常形式的响应时间测量方案。根据根据西屋公司试验规程描述，AP1000系统的堆芯补水箱磁浮筒液位计采用噪声法测量响应时间。噪声分析技术建立在检测自然波动的基础上，过程运行时这种波动存在于变送器的输出中。通过数据采集系统连续检测记录1h以上变送器输出信号，通过滤波获取有效噪声信号，采用频域和（或）时域算法，获得变送器响应时间。如图2-1所示。

图2-1压力、差压和磁浮子液位变送器噪声测试原理示意图

根据上述原理可知，对于有自然波动的仪表，均可采用噪声法检测响应时间。因此该方法不仅适用于芯补水箱磁浮筒液位计，也适用于处于运行状态的压力/差压变送器。其噪声测试流程如下，首先是借助数据采集系统采传感器噪声信号。噪声信号本身较为微弱，并且隐藏在一个较大的稳态信号中，需要对信号进行处理，以获得信号的稳态（DC）和动态分量（AC）。数据采集系统包括高通滤波器（用于去除信号直流偏置），抗混叠滤波器（去除外部干扰噪声），A/D模数转换器和上位机软件。通过数据采集系统，可以保证模拟噪声信号精确、安全的转换为数字信号，用于下一阶段的有效数据筛选和分析。

硬件系统架构图如图2-2所示，仪表使用现场指的是仪表实际的安装使用位置，包括电站和测试实验室。仪表使用现场和噪声发生器（噪声发生器用于被测变量较稳定时，外部提供噪声。）将带有噪声的压力信号传递给待检仪表，待测仪表将压力信号转换为4-20mA电流信号送入控制机柜。通过引线从控制机柜50欧姆取样电阻端子将4-20mA电流转换对应的0.2-1V电压信号引入数据采集装置，数据采集装置包含抗混叠滤波器、数据采集卡以及辅助电源装置，数据采集装置与现场机柜之间接线端子可采用工业接线端子连接。数据采集装置将采集到的信号数据通过USB通讯方式送入计算机进行分析处理。

图2-2噪声测试装置硬件架构示意图

2.2 1E级压力和差压变送器响应时间测量

对于运行状态的压力和差压变送器，因其有明显的信号波动，故可采用上述噪声法响应时间测试原理。但对于通常情况下没有实际运行的仪表，由于没有信号波动，故不能采用噪声法检测响应时间。根据国内能源行业标准（NB-T 20069-2012 核电厂安全重要仪表通道性能监督试验）规定，压力和差压变送器的响应时间试验的方法可采取斜坡测试法。其结果更直接可信，符合核电厂设计基准事故中的压力瞬态。

斜坡法原理如图2-2-1，通过气体（液）罐中的压差平衡过程产生斜坡信号，通过设置快响应压力变送器和待测压力变送器并对其信号进行同步采集，获得斜坡信号并在不同设定压力值下测量二者的时间延迟，进而计算出待测压力变送器的响应时间。

图2-2-1 压力/差压变送器响应时间测试原理示意图

测试装置方框图见图2-2-2。按照测试要求选择连接高低压气源，注入适量的水，连接好供电、信号和控制接口，通过斜坡信号发生装置产生斜坡信号激励被测压力变送器和标准压力变送器，计算机通过采集装置采集记录变送器压力信号输出曲线，比较标准压力变送器和被测压力变送器的时间迟滞获得被测压力变送器响应时间。

图2-2-2 压力/差压变送器响应时间测试原理框图

斜坡信号发生装置的结构图如图2-2-3。

图2-2-3 压力/差压变送器响应时间测试装置斜坡信号发生装置结构图

2.3 1E级热电阻响应时间测量

对于1E级别热电阻响应时间测量，海阳核电和三门核电均采用LCSR原位测量技术。该方法于20世纪80年代初由NRC批准，用于测量核电厂热电阻的响应时间。LCSR法利用惠斯顿电桥产生一个阶跃电流，作用于被测热电阻中产生焦耳热，导致热电阻产生温度瞬变;温度瞬变逐渐增加热电阻阻值，并在电桥输出处产生电压瞬变;利用计算机软件对瞬态数据进行采样和分析，并计算出响应时间。LCSR验回路简图如图2-3-1所示。

图2-3-1 LCSR试验回路简图

针对上述试验回路的测试步骤为：调节电桥平衡，使输出电压为0后闭合开关，电流突变导致的焦耳效应引起RTD阻值变化，从而引起电压变化。采集电压变化曲线进行计算即可得到RTD响应时间。相应的传热模型为：

（1）

因此可以通过数据拟合的方式求出τ，即响应时间：

（2）

即：

（3）

其中CF为：

(4)

LCSR修正系数如图2-3-1所示：

图2-3-2 LCSR修正系数

除上述方法外，RTD响应时间测量也可采用自热法（SHI），RTD输入的电热功率可以用表示。当平衡状态下，输入的电热功率与RTD散发给环境的热达到平衡，即。对于RTD，其温度T与电阻R近似呈线性关系：

其中Q为电流在RTD上产生的焦尔热,R为RTD的电阻；U为RTD的总换热系数；A为换热面积。

如果假设RTD是一个一阶系统,则RTD的响应时间为，由上述可知。

3 结论

本文由三代核电厂多种1E级仪表入手，针对各类仪表逐一分析响应时间测量方法。基于各类仪表的固有特性可知，噪声法、斜坡法和LCSR法（及SHI自热法）为目前三代核电仪表响应时间原位测试的主要方案，通过上述分析证明了将其应用于实际生产的可能性。由于国内多数核电厂对仪表响应时间不做要求，因此目前我国核电行业对仪表的响应时间测试处于常规状态。在当前的国家标准和行业标准中，响应时间测试结果可能产生较大偏差。且此前海阳和三门核电作为国内首批三代核电厂，其1E级仪表响应时间试验均由美国公司完成，相关测试装置和技术由美国公司所掌握。因此更新响应时间测试手段，并着手开发国产仪表响应时间测试装置有利于摆脱外国的技术封锁，弥补国内核电领域响应时间测试技术的空白。

参考文献：

[1]裴振坤 提高一回路冷却剂温度测量精度和可靠性的研究.自动化仪表.2020.02

[2]周二孟 1E级变送器响应时间标准研究.中国核电.2019.02