反应堆保护系统RPR

§1.6.4 反应堆保护系统（RPR）

一、 系统功能

反应堆保护系统（RPR）是指由所有电器件、机械器件和线路（从传感器一直到执行机构的输入

端）组成的产生保护信号的系统，它必须满足以下要求：

（1） 能自动触发有关的系统（需要时包括停堆系统）动作，以保证发生预计运行事件时，核

电厂的主要参数不超过规定的限值；

（2） 能检测事故工况并触发为减轻这些事故工况后果所需的系统动作； （3） 能抑制控制系统的不安全动作。

图(1)示出反应堆保护系统（RPR）在整个反应堆安全系统的位置。

系统 参数

图(1) 反应堆安全系统组成图

传感器与系统的连接设备 SIP与RPN RPR 执行机构 反应堆安全系统（紧急停堆系统工程安全设施系统）

保护系统 保护执行系统

传感器 信号 模拟处理 信号 逻辑处理 控制 装置 设备与 系统连原动 从动 接设备 机构 机构 执行机构 系统

RPR系统与全体保护仪表组件的联系可分为热工仪表和核仪表两部分，这些仪表组件从模拟测量

中触发逻辑信号，因此，RPR系统的上游端与以下主要系统相连：

表(1) RPR系统与保护仪表组件的联系 系 统 RCP 反应堆冷却剂系统 VVP 主蒸汽系统 ARE 给水流量调节系统 GRE 汽机 GSE 汽机保护系统 ETY 安全壳空气监测系统 PTR 乏燃料池冷却和处理系统 RPN 核仪表系统 仪 表 热工仪表 热工仪表 热工仪表 热工仪表 热工仪表 热工仪表 热工仪表 核仪表 RPN系统的下游端与给出停堆或保护动作安全命令的传递系统相连，安全命令的种类有：

停闭 反应堆停闭

反应堆冷却剂泵跳闸 汽机脱扣

保护信号 蒸汽管隔离

安全壳隔离状态A，B 安全注射 安全壳喷淋 给水隔离 辅助给水启动 柴油发电机组启动

表(2) RPR系统与执行系统的联系 系统（执行机构） APA 电动主给水泵系统 APG 蒸汽发生器排污系统 ARE 给水流量控制系统 ASG 辅助给水系统 DEG 核岛冷冻水系统 DVK 燃料厂房通风系统 DVW 安全壳环廊通风系统 EAS 安全壳喷淋系统 EPP 安全壳泄漏监测系统 ETY 安全壳内大气监测系统 GCT 蒸汽旁路排放系统 LHA，B 6.0千伏应急配电系统A，B RAZ 核岛氮气分配系统 RCP 反应堆冷却剂系统 RCV 化学和容积控制系统 REA 硼和水的补给系统 REN 核仪表系统 RGL 控制棒系统 RIC 堆内仪表系统 RPE 排气和疏水系统 RPN 核仪表系统 RRI 设备冷却水系统 SAR 仪表用压缩空气分配系统 SEC 重要厂用水系统 VVP 主蒸汽系统 保护系统的安全作用是： 在下面两种情况下：

1、 当控制系统失效而导致产生错误指令时

2、 在异常的事件情况下，包括故障(incidents)和事故（accidents）状态

保护三大核安全屏障（即燃料包壳、一回路压力边界和安全壳）的完整性，当运行参数达到危

及三大屏障完整性的阈值时，紧急停闭反应堆和启动专设安全设施。

二、 系统描述

1、 系统设计准则

A B 三取二 M=AC+AB+BC

C A B C D 双重二取一 M=A（A+B）（C+D）

图(2) 逻辑符合电路例（断电方式）

A B C D 四取二 M=AB+AC+AD+BC+BD+CD

（1）冗余度（Recundancy）原则。每个保护参数按其功能只需设置一个保护通道，但为了提高系统的可靠性，往往增设一个或几个功能完全相同、彼此的通道——冗余设置。为使反应堆有高度的连续运行性能，这些多重通道一般又按照“三取二”或“四取二”等逻辑组合（如图4-44）。

（2）单一故障准则。单一故障是指使某个部件不能执行其预定安全功能的随机故障。保护系统

作为一个重要的安全系统，在其任何部位发生可信的单一随机故障时仍能执行其正常功能。在单一故障分析中，不考虑发生一个以上的随机故障。

（3）保护参数多样性。即针对反应堆每一事故工况，设置几个保护功能相同的保护参数，这样，

即使在其中一个保护参数的全部保护通道同时失效的最坏情况下，仍能确保反应堆安全。

（4） 失效安全原则。即当设备故障时，应使设备处在有利于反应堆安全状态，（如失电时安

全棒立即落棒）。

（5） 在线检查可试验性。在线检查是指在反应堆运行过程中，任何时候均能手动或自动检查

系统的完好性，发现故障时能立即加以排除。

（6） 性原则。各保护通道应由线路供给可靠仪表电源（安全级），并应考虑实体隔

离；应该避免使保护系统和控制系统的相互连接。

2、 运行工况和事故的分类

运行工况，指符合正常运行和预计运行事件定义的那些工况。

预计运行事件：在核电厂运行寿期内预计出现一次或数次偏离正常运行的所有运行过程。由于

设计时已采取了适当的措施，这类事件不会使安全重要物项明显损坏，也不会导致工况。

事故工况指核电厂运行中极少出现的对运行工况的严重偏离。若有关的专设安全设施不能按设

计的要求发挥作用，则放射性物质的释放可能会达到不可接受的程度。

压水堆的运行工况按所预计的发生频率和对公众可能带来的放射性后果，通常分作以下四类： 第Ⅰ类——正常运行和运行瞬态过程，它包括 1、 核电厂的正常启动、停闭和稳态运行；

2、 带有允许偏差的故障运行，如发生燃料包壳泄漏、一回路冷却剂放射性水平升高、蒸汽发生器管子有泄漏等，但未超过规定的最大允许值；

3、 运行的瞬态过程：电站的升温升压，或降温冷却，以及在允许范围内的负荷变化等。 第Ⅱ类——常见故障。属于这类工况的，是指那些不会导致燃料棒损坏或堆冷却剂系统超压而

使冷却剂压力边界破坏的常见故障，它可能迫使反应堆停闭；如处理不当，也可能造成严重的事故。它包括

1、 反应堆启动时控制棒组件不可控地抽出；

2、 在反应堆功率运行时，控制棒组件不可控地抽出； 3、 控制棒组件落棒； 4、 硼失控稀释；

5、 部分失去冷却剂流量； 6、 失去正常给水； 7、 给水温度降低； 8、 负荷过分增加； 9、 隔离环路的启动； 10、 甩负荷事故； 11、 失去外电源； 12、 一回路卸压事故 13、 主蒸汽系统卸压事故； 14、 功率运行时，安全注射系统误动作； 15、 汽轮发电机组故障。

第Ⅲ类——稀有事故。在核电厂寿期内，这类事故一般极少出现。处理这类事故时，为了防止

或对环境的辐射危害，需要安全系统投入。这类事故有：

1、 一回路系统管道小破裂； 2、 二回路系统蒸汽管道小破裂； 3、 燃料组件误装载；

4、 满功率运行时一根控制棒组件失控抽出； 5、 放射性刻废气事故释放； 6、 放射性刻废液事故释放； 7、 全厂断电事故；

8、 蒸汽发生器管子断裂。

第Ⅳ类——极限事故。这类事故预期不会发生，但一旦发生，就会释放出大量的放射性物质，

因此被视为“设计基准事故”，属于这类事故有

1、 一回路系统冷却剂大量流失，堆芯失去冷却——失水事故； 2、 二回路蒸汽管道大破裂； 3、 一台冷却剂泵转子卡死； 4、 燃料操作事故； 5、 弹棒事故。

各类工况所可能造成的影响和后果是： 1、 第1类工况

燃料不应受到任何损坏

不应要求启动任何保护系统或专设安全设施 2、 第2类工况

燃料不应受到任何损坏

任何屏障不应受到损坏（本身故障除外） 采取措施后机组应能再启动

它不应是后果更严重的3类或4类事故的起源 3、 第3类工况

一些燃料元件可能损坏，但其数量应该是有限的

一回路和安全壳的完整性不应受到影响（本身故障除外） 它不应是后果更为严重的4类事故的起因 4、 第4类工况

可能有些燃料元件损坏，但其数量应有限。为一回路和反应堆厂房的持久性所必需的系统功能不应当变坏。

三、 保护系统的组成

通过对要防止的反应堆事故的分析，特别是对引起这些事故的原因分析，可以确定安全保护系

统的目的和应采取的措施。

1、 燃料包壳

燃料包壳的破裂会引起燃料的损坏，导致放射性产物释放到一回路。压水堆堆芯传热的原理建

立在液相水冷却燃料的基础上，对流换热的公式为：

△P=h·s·△T

式中：△P——传递的热量

△ T——包壳与冷却剂水的温度差 h——对流换热系数 s——换热面积

由上式可以看出，包壳温度随着导出功率而上升，因此要反应堆的核功率；另外在功率恒

定时，对流换热的恶化，包壳温度也将上升。为了确保反应堆的安全，可以允许反应堆的某些点有轻微的泡核沸腾，但是应该绝对避免中燃料包壳表面形成蒸汽膜（偏离泡核沸腾，D.N.B），因为此时热交换显著下降，包壳将烧毁。

如果规定最大热流密度为φ2时，可以将沸腾的类型在区域A的那种泡核沸腾，以便在反应

堆燃料包壳的任何一点都不会发生烧毁。

2、 一回路

要避免的事故是因为应力过度增大造成的破裂。这些应力可能中一回路压力高或温度快速变化

下产生，另外，中子通量密度的快速变化，也将引起温度的快速变化。

3、 安全壳

当一回路管道断裂，冷却剂大量泄漏，将使安全壳因内部压力上升而破裂，这也是应避免的事

故。所以，保护一回路的所有措施同时也保护安全壳。

此外，安全壳还受到压水堆专设安全设施之一——安全壳喷淋系统的保护，而安全壳喷淋系统

将由安全保护系统提供的信号而启动，并同时触发反应堆紧急停闭。

保护系统包括：

1、 反应堆事故停堆线路：它的用途是紧急停闭反应堆。事故停堆线路能切断控制棒组传动

机构电路电源，使调节棒组和停堆棒组靠重力作用落入堆芯。

2、 专设安全线路：在反应堆发生失水事故或蒸汽管道破裂事故时，触发停堆，并提供信号

使专设安全设施如安全注射系统、安全壳隔离系统、安全壳喷淋系统以及辅助给水系统动作，防止事故扩大。

3、 允许线路：在反应堆正常启动、停闭或者提升功率过程中，或在某些特殊情况下，为保

证反应堆的运行更安全，允许线路建立改变某些设备或某些安全保护系统状态的信号。

4、 连锁线路：当出现某些异常情况而又要避免反应堆事故停堆时，这些线路的应堆功

率以避免达到紧急停堆阈值，并且象某些允许线路那样朝更安全方向改变机组的状态。

1、 紧急停堆保护线路

需要紧急停堆的主要工况见表(3)，保护参数见表(4)。

表(3)紧急停堆的主要工况

状态 1 2 3 4 5 6 工 况 1环路冷却剂流量低，或1号主泵断路器打开 2环路冷却剂流量低，或2号主泵断路器打开 稳压器压力低 蒸汽发生器SG1低低水位 稳压器高水位 SG2低低水位 中间量程测量通道中子通量高 冷却剂泵低低转速 功率量程高通量，高整定值 SG1给水低流量，SG低水位和蒸汽/给水失配 SG1高高水位 超功率△T SG低水位且蒸汽给水失配 安注信号，安全壳B防段隔离信号或安全壳喷淋信号 SG2高高水位 超温△T 汽机脱扣 功率量程（低定值）中子通量高 功率量程中子通量正负变化率高 源量程高中子通量 稳压器压力高 联锁 P7联锁 P7联锁 P7联锁 P7联锁 P10联锁 P7联锁 P7联锁 P7联锁 P10联锁 P6P10联锁 表(4) 600MW电功率水堆核电厂停堆保护参数

保护参数 源量程中子通量高 中间量程中子通量高 中 子 通 量 功率量程中子通量 高整定值 低整定值 高中子通量 变化率 保护功能 启动和停堆时的功率保护，防止启动时功率异常升高 启动和停堆过程中的高功率事故保护 正常运行时功率保护 防止启动过程中连续提棒事故 正值高变化率防止弹棒事故，负值高变化率防止两个以上控制棒落下事故 堆芯的DNB保护 超功率保护 冷却剂流量丧失，堆芯沸腾危机保护 防止冷却剂丧失事故 防止冷却剂流量低事故 防止堆芯失去散热 防止堆芯过冷，并用于保护汽轮机 给水流量丧失，堆芯过热保护 防止冷却剂系统过压 超温△T的冗余保护，防止堆芯出现沸腾危机 防止稳压器汽相消失，并防止安全阀组件带水运行 防止透平脱扣影响一回路温度、压力的过度变化 防止冷却剂系统事故，防止堆芯烧毁 由运行人员根据事故的判断停堆 逻辑 1/2 1/2 2/4 2/4 联锁作用 P6以下手动闭锁，P10以上自动闭锁。P10以下自动复原 P10以上自动闭锁。 P10以下自动复原 P10以上自动闭锁。 P10以下自动复原 阈值点 10CPS 25% 109% 25% 52/4 ＋5%FP/2S －热超温△Ti高 功率 超功率△Tn高 1个环路冷却剂流量冷低 却剂1台主泵开关断开 系统 主泵低低转速 蒸汽发1台蒸发器水位高高 生器 1台蒸发器水位低低 稳定器压力高 稳压稳定器压力低 器 稳定器水位高 其 透平脱扣信号 安全注射信号 它 手动停堆信号 蒸汽发生器水位低（1/2）并且蒸汽/给水流量失调（1/2） 2/4 2/4 2/3 1/1 2/4 P7以上流量低（2/3）停堆 P7以上开关断开停堆 P7以下自动闭锁 88.8% 1365rpm -0.9m 775t/h -0.9m 25% 1.5bar.a 130bar.a 2.43m,86% 2×1/2 2/4 2/4 2/4 2/3 2/3 1/2 P7联锁 P7以下自动闭锁 P7以下自动闭锁 P7以下自动闭锁 当反应堆保护回路发出停堆指令时，控制棒驱动机构的动力电源被断开，所有的安全棒和调节

棒，不管其在何位置，均在约两秒钟之内依其自重全部落入堆芯，反应堆迅速处于次临界。

2、 专设安全设施保护通道

压水堆核电厂专设安全设施的主要保护对象见表(5)。表4(6)是专设安全设施动作线路安全保护

参数表。 P＞10%（P10） 源量程中子通量高 P6，存在时手动闭锁 中间量程中子通量高 P10存在时手动闭锁 功率量程低定值中子通量高 2/4 P10存在时手动闭锁 功率量程高定值中子通量高 2/4 中子通量正负变化率高 堆冷却剂泵低低转速 P＞10%（P7） 1#环路堆冷却剂流量低 2#环路堆冷却剂流量低 P＞10%（P7） 1#堆冷却剂泵断路器打开 2#堆冷却剂泵断路器打开 △ T超温 △ T超功率 稳压器水位高 P7 稳压器压力高3 稳压器压力低3 P7 SG水位低 SG1 2/4 1/2 2/4 2/4 2/4 2/4 2/3 2/3 2/4 1/2 1/2 1 & 1 & 1 & 1 ≥1 2/4 & 紧急≥1 停堆 （停堆断路器打开） & & 2/3 1/1 ≥1 & & ≥1 & & ≥1 蒸汽/给水失配 同上SG2 SG1水位低低 SG2水位低低 SG1水位高高 SG2水位高高 P7 SI信号 SI手动控制 安全壳压力高 安全壳隔离手动控制 凝汽器不可用 汽机截止阀开关 汽机保护流体压力低 P16 GCT阀门关闭 闭锁蒸汽排放回路 GCT△高 手动紧急停堆

图（3） 紧急停堆综合逻辑图

2/4 ≥1 2/4 2/4 ≥1 2/4 & 紧急≥1 停堆 ≥1 （停堆断路器打开） 2/3 2/4 ≥1 & 2/3 2/3 ≥1 & & ≥1 ≥1 1 1/2

表（6） 专设安全设施的保护对象

保护的对象 危险性 原 因 中子通量密度过高 采 用 的 保 护 方 法 超核功率保护 P.T.ф异常变化的保护 一回路流量低的保护 一回路压力低的保护 中子通量密度局部峰值的保护 蒸汽发生器冷却不足的保护 (给水流量低——汽轮机脱扣) 一回路压力高的保护 /稳压器水位高的保护 蒸汽发生器冷却不足的保护 （给水流量低——汽轮机脱扣) 中子通量密度变化过快的保护 平均值温度变化过快的保护 安全壳压力高的保护 安全壳温度的保护 燃料包壳 熔化 出现D.N.B (烧毁) 一回路压力过高 一回路 破裂 热应力 安全壳 破裂 安全壳压力过高 表4（7） 专设安全设施安全保护参数

安全信号 保护参数 稳压器压力低低（2/4） 蒸汽管道间压力低低 安全 注射信号 蒸汽管道流量高（1/2），且蒸汽管道压力低或Tavg低低 安全壳压力高2 手动启动 安全壳 喷淋信号 安全壳压力异常高 手动启动 安全注射信号 安全壳 隔离信号 安全壳喷淋信号 手动启动 蒸汽管道 隔离信号

符合度 2×2/4 2×2/3 2×1/2或2/4 2/3 1/2 2/4 1/2 1/2 联锁 P11以下手动闭锁 蒸汽管道隔离，P12允许手动闭锁

表（8） 专设安全设施安全保护参数 安全信号 保护参数及符合度 稳压器压力低低（2/4） 蒸汽管道间压力低低（2/3） 安全注射信号 蒸汽管道流量高且蒸汽管道压力低（1/2）或平均温度低低（2/4） 安全壳压力高2（2/3） 手动启动（1/2） 安全壳压力异常高（2/4） 安全壳喷淋信号 手动启动（1/2） 安全注射信号 安全壳隔离信号 安全壳喷淋信号 手动启动 蒸汽管道压力低低（2/3） 平均温度低低（2/4） 蒸汽管道 隔离信号 P12允许手动闭锁 P12允许手动闭锁 联锁 P11以下手动闭锁 P12允许手动闭锁 蒸汽管道压力低低（1/2）且蒸汽管道流量高（1/2） 手动控制 安全壳压力高3（2/3） SG水位高高（2/4） 安注信号 电 SG水位低低延时或SG水位低低与流量低（2/4） 动 手动控制 泵 ATWT 冷凝水泵母线电压降落 反应堆冷却剂泵转速低低（2/4） 汽SG水位低低延时或SG水位低低与流量低（2/4） 动泵 ATWT（2/3） 手动控制 P7联锁 辅助给水 启动信号 4、 允许线路（P信号）

允许信号按反应堆状态允许或禁止某些停堆保护功能，以便实现按反应堆不同功率水平完成相应保护动作。例如，中子功率测量有三个不同量程（源量程、中间量程和功率量程），与此相应各通道都设有相对应的功率高紧急停堆，在正常启动过程中，如果通量测量指示是正常的，在达到相应的定值点以前，操纵员必须手动闭锁相应停堆信号源量程1个，中间量程1个，以使提升功率能继续进行。

这些允许信号，当功率重新下降后，能自动将这些停堆功能闭锁解除。表（9）为允许信号表。

表（9） 允许信号表。

信号 P4 说 明 停堆断路器打开 （P4出现） 停堆断路器合上 （P4消失） 动 作 1） 汽机跳闸 2） 在低平均温度时，关闭给水主控阀 3） 允许快速打开头两组旁路阀（GCT），闭锁第3组 1） 若安注已被禁止，允许其自动开启 2） 低平均温度上升后，允许恢复主给水阀控制 P4 P6 中间量程1/2通量高（P6出现） 允许闭锁源量程停堆，切除源量程电源 2/2中间量程通量低（P6消失） 解除源量程停堆，切除源量程电源 1） 手动闭锁功率量程低通量停堆 2） 允许手动闭锁停堆，闭锁提棒（C1、中间量程） 功率量程2/4通量高 3） 闭锁源量程高通量停堆，及源量程电源（P4出现除（P10出现） 外） 4） 设置P7 5） 允许修正高通量率 1） 允许实现“功率量程通量高低整点停堆”功能 2） 允许“中间量程高通量停堆”功能 3/4功率量程通量低 3） 若无手动闭锁P6，允许返回“源量程高通量停堆” （P10消失） 4） 允许禁止提棒闭锁 5） 闭锁高通量率修正 1） 主回路流量低（3/3）或1/2个回路主泵断路器跳闸停堆 2） 主泵流量低—低停堆 P10或P13出现（P7出现） 3） 稳压器压力低停堆 4） 稳压器液位高停堆 5） 二个蒸汽发生器（SG）之一出现高—高水位停堆 6） 允许主泵低速运转带厂用电运行 闭锁上述反应堆停堆功能1）～5），闭锁主泵低速带“厂无P10和P13出现（P7出现） 用电”运行功能 1） 允许手动闭锁稳压器压力低的安注启动 2/4稳压器压力通道低（P11出现） 2） 闭锁主泵No.1密封泄漏隔离阀的自动关闭 3） 允许手动强制打开稳压器安全隔离阀 1） 自动解除安注启动手动闭锁 3/4稳压器压力通道测量压力高2） 允许和自动关上主泵No.1号密封泄漏隔离阀 于定值（P11消失） 3） 自动解除手动强制打开稳压器的安全隔离阀 1/2压力通道测出汽机第一级压执行P7功能 力高（P13出现） 2/2通道压力测量低于汽机第一撤消P7功能 级压力设定（P13出现） 任一蒸发器2/4液位测量通道出1） 汽机主回水泵跳闸，关上正常给水（ARE）主阀及旁现高—高液位（P14出现） 通阀 P6 P10 P10 P7 P7 P11 P11P13 P13P14 2） 与P7符合停堆 P16 P162/4功率量程通道通量高 （P16出现） 2/4功率量程通量低于定值 （P16消失） 允许通过汽机跳闸引发停堆 闭锁由汽机跳闸引发的停堆 1） P12与高蒸汽流量符合启动安注，启动蒸汽管路隔离 2） 允许手动闭锁高蒸汽流量与低—低平均温度或低蒸汽压力符合引发的安注启动 3） 允许手动闭锁因低—低蒸汽压力引起的蒸汽管线隔离 4） 闭锁所有处在关闭位置的旁路阀 5） 允许手动闭锁旁路排汽至凝汽器 1） 撤消手动闭锁信号和自动恢复安注信号（高蒸汽流量与低—低平均温度或抵蒸汽压力符合），恢复蒸汽管线隔离信号（低—低蒸汽压力） 2） 允许打开至凝汽器的蒸汽旁通阀 3） 撤消手动旁通至凝汽器的蒸汽排放闭锁 P12 主回路2/4温度通道平均温度低于设定（P12出现） 2/3测量通道平均温度高于定值（P12消失） 5、 禁止线路（C信号） 这些信号及时堆功率，以避免停堆。有两类禁止信号：一类针对控制棒，另一类针对汽轮机。详见表（10）。

表（10） 禁止信号 信号 C1 C2 C3 C4 说 明 动 作 1/2中间量程通道通量高（20%FP） 闭锁调节棒组R和功率棒组N1、N2、C1和C2 1/4功率量程通道通量高（103%FP） 动作同C1，避免109%停堆 △TTO2/4通道测出＜3%△TTO定值 △TP2/4通道给出＜3%△TP定值 1） 闭锁调节棒提升 2） 汽机降负荷 同C3 C7 C8 C9 C11 C20 C21 C22 1） 批准头两组GCT旁路阀打开，汽机负荷瞬变15%FP汽机第一级压力下降15%及压力下或以7.5%FP/min速率，降功率2分钟以上 降50%，（1/1）通道 2） 在压力下降50%时，批准全部GCT旁路阀打开，瞬时甩负荷50%FP，以25%FP/min速率降功率2分钟以上 1） 闭锁后两组GCT旁路阀开启 汽机跳闸 2） 批准头两组GCT旁路阀打开 1/2测量通道测出冷凝器压力 闭锁最后和最先一组GCT旁路阀打开 Pe＜0.5bar 1） 闭锁所有棒提升 1/1通道测出功率棒在高位 2） 主控室报警 1/4功率通道通量低（＜8%FP） 运行点超出运行图给定范围 （G模式） 闭锁调节棒组自动提升 汽机降负荷，旁路远距离调频，汽机调节过渡到“直接方式”，以200%FP/min速率每14.4s降0.4s汽机负荷，直到信号解除 同C21 平均温度低（G模式）（堆芯过冷） 同时闭锁功率棒，以防止进一步过冷，直到手动解除