王明辉，金春林，关耀华

（1.国核工程有限公司，上海 200233；2.国网吉林省电力有限公司电力科学研究院，长春 130021；3.吉林电力技术开发公司，长春 130021）

非能动压水堆核电机组的保护和安全监视系统（PMS）作为执行核反应堆停堆保护和安全专设的重要系统，虽然经过细致的设计、试验、验证和严格的核安全审批，但作为尚无同类型投入运行非能动压水堆核电机组的专用系统，存在技术成熟但尚无实际运行经验的问题。基于上述原因，非能动压水堆核电机组的PMS 软件处于不断完善升级过程中，因此，对PMS软件逻辑的算法分析和试验验证尤为重要。压力、温度、液位等监测与设备机械极限相关，直接影响反应堆热传递能力的停堆保护变量，而超温ΔT保护和超功率ΔT保护更为复杂，ΔT不能直接测量，需要从其他参数计算得到，以下对超温ΔT保护和超功率ΔT保护的逻辑、算法合理性、安全性和可靠性进行了分析。

1 超温ΔT、超功率ΔT 停堆保护的意义

反应堆热工水力设计在堆正常运行期间基本任务是要保证在正常运行，包括瞬态条件下，有效带走堆内热量，防止燃料破损。其主要考虑因素包括偏离泡核沸腾（DNB）、燃料和包壳温度、热管因子［1］，而超温ΔT和超功率ΔT与这三个因素有直接关系，超温ΔT停堆防止偏离泡核沸腾的发生，超功率ΔT停堆则防止燃料和包壳温度达到烧毁值。超温ΔT保护停堆的意义在于保证正常运行或瞬态条件下燃料棒上的热流密度不会大于极限最大热流密度，以防止传热能力下降导致加热壁烧毁。……