核电厂主泵转速测量现状分析及可靠性改进

ＣＨＩＮＡ　ＮＵＣＬＥＡＲ　ＰＯＷＥＲ　ＩＵ　技　第９卷第１期２０１　６年３月　术　中国核电　核　核电厂主泵转速测量现状　分析及可靠性改进　潘卫华　（中核核电运行管理有限公司，浙江海盐３１４３００）　摘要：核电厂主泵转速前置器（简称前置器）是监测主泵转速的关键设备。核电厂运行２０　多年间出现数次由前置器自身问题引起的主泵转速测量故障，其根本原因是元器件质量问　题和电路设计不够合理。为彻底解决转速测量异常问题，采用前置器１Ｅ级开发的改进性方　案。新产品在电路开发方面进行了全面改进，在结构设计方面进行了局部优化，具有精度　高、性能稳定、抗干扰能力强等特点，在现场进行实际运用后状态良好，提高了核电厂运　行的安全性和可靠性。　关键词：主泵转速；前置器；可靠性　中图分类号：ＴＭ６２３文献标志码：Ａ文章编号：１６７４—１６１７（２０１６）０１—００３１　０６　Ｔｈｅ　Ｃｕｒｒｅｎｔ　Ｓｔａｔｕｓ　Ａｎａｌｙｓｉｓ　ａｎｄ　Ｒｅｌｉａｂｉｌｉｔｙ　Ｉｍｐｒｏｖｅｍｅｎｔ　ｏｆ　Ｒｅａｃｔｏｒ　Ｃｏｏｌａｎｔ　Ｐｕｍｐ　Ｓｐｅｅｄ　Ｍｅａｓｕｒｅｍｅｎｔ　ＰＡＮ　Ｗｅｉ－ｈｕａ　（ＣＮＮＰ　Ｎｕｃｌｅａｒ　Ｐｏｗｅｒ　Ｏｐｅｒａｔｉｏｎｓ　Ｍａｎａｇｅｍｅｎｔ　Ｃｏ．，Ｌｔｄ．，　Ｈａｉｙａｎ　ｏｆ　Ｚｈｅｊｉａｎｇ　Ｐｒｏｖ．３　１４３００，Ｃｈｉｎａ）　Ａｂｓｔｒａｃｔ：Ｒｅａｃｔｏｒ　ｃｏｏｌａｎｔ　ｐｕｍｐ　ｓｐｅｅｄ　ｃｏｎｖｅｒｔｅｒ（ｒｅｆｅｒｒｅｄ　ｔｏ　ａｓ　ｔｈｅ　ｃｏｎｖｅｒｔｅｒ）ｉｓ　ｔｈｅ　ｋｅｙ　ｅｑｕｉｐｍｅｎｔ　ｏｆ　ｍｏ￣ｔｏｒ　ｒｅａｃｔｏｒ　ｃｏｏｌａｎｔ　ｐｕｍｐ　）ｅ司．Ｄｕｒｉｎｇ　ｔｈｅ　ｔｗｅｎｔｙ　ｙｅａｒｓ　ｏｆ　ｐｏｗｅｒ　ｐｌａｎｔ　ｏｐｅｒａｔｉｏｎ，ｔｈｅｒｅ　ｗｅｒｅ　ｓｅｖｅｒａｌ　ｒｅａｃｔｏｒ　ｃｏｏｌａｎｔ　ｐｕｍｐ　ｓｐｅｅｄ　ｍｅａｓｕｒｉｎｇ　ｆａｉｌｕｒｅｓ　ｃａｕｓｅｄ　ｂｙ　ｔｈｅ　ｏｃｎｖｅｒｔｅｒ　ｉｔｓｅｌｆ．Ｉｔ　ｐｏｉｎｔｓ　ｏｕｔ　ｔｈａｔ　ｔｈｅ　ｒｏｏｔ　ｃａｕｓｅ　ｏｆ　ｆａｉｌｕｒｅ　ｉｓ　ｃｏｍｐｏｎｅｎｔ　ｑｕａｌｉｙｔ　ａｎｄ　ｕｎｒｅａｓｏｎａｂｌｅ　ｃｉｒｃｕｉｔ　ｄｅｓｉｇｎ．Ｔｏ　ｔｈｏｒｏｕｇｈｉｙ　ｓｏｌｖｅ　ｔｈｅ　ｐｒｏｂｌｅｍ　ｏｆ　ｓｐｅｅｄ　ｍｅａｓｕｒｅｍｅｎｔ　ａｎｏｍａｌｙ，ｔｈｅ　ｗｒｉｔｅｒ　ｄｅｃｉｄｅｄ　ｔｏ　ｅｍｐｌｏｙ　ｉｍｐｒｏｖｅｍｅｎｔ　ｒｅｓｏｌｕｔｉｏｎ　ｏｆ　１Ｅ　ｄｅｖｅｌｏｐｍｅｎｔ．Ｔｈｅ　ｎｅｗ　ｐｒｏｄｕｃｔ　ｈａｓ　ｂｅｅｎ　ｃａｒｒｉｅｄ　ｏｕｔ　ｃｏｍｐｒｅｈｅｎｓｉｖｅ　ｉｍｐｒｏｖｅｍｅｎｔ　ｉｎ　ｔｈｅ　ｃｉｒｃｕｉｔ　ｄｅｖｅｌｏｐｍｅｎｔ．Ｂｅｓｉｄｅｓ，ｌｏｃａｌ　ｏｐｔｉｍｉｚａｔｉｏｎ　ｈａｓ　ｔｅｅｎ　ｐｅｒｆｏｒｍｅｄ　ｉｎ　ｔｈｅ　ｓｔｒｕｃｔｕｒｅ　ｄｅｓｉｇｎ．Ｔｈｅ　ｎｅｗｌｙ　ｄｅｖｅｌｏｐｅｄ　１Ｅ　ｃｏｎｖｅｒｔｅｒ　ｈａｓ　ｔｈｅ　ｃｈａｒａｃｔｅｒｉｓｔｉｃｓ　ｏｆ　ｈｉｇｈ　ｐｒ￣ｉｓｉｏｎ，ｓｔａｂｌｅ　ｐｅｒｆｏｒｍａｎｃｅ　ａｎｄ　ｓｔｒｏｎｇ　ａｂｉｌｉｙｔ　ｏｆ　ａｎｔｉ　ｉｎｔｅｒｆｅｒｅｎｃｅ．Ａｆｔｅｒ　ｂｅｉｎｇ　ａｐｐｌｉｄｅ　ｉｎ　ｔｈｅ　ｆｉｅｌｄ，ｉｔ　ｓｈｏｗｅｄ　ｇｏｏｄ　ｃｏｎｄｉｔｉｏｎ，ａｎｄ　ｉｍｐｒｏｖｅｄ　ｔｅｈ　ｓｅｃｕｒｉｔｙ　ａｎｄ　ｒｅｌｉａｂｉｌｉｔｙ　ｏｆ　ｔｈｅ　ｐｏｗｅｒ　ｐｌａｎｔ　ｏｐｅｒａｔｉｏｎ．　Ｋｅｙ　ｗｏｒｄｓ：ｒｅａｃｔｏｒ　ｃｏｏｌａｎｔ　ｐｕｍｐ　ｓ１；ｅｅｄ；ｃｏｎｖｅｒｔｅｒ；ｒｅｌｉａｂｉｌｉｙｔ　ＣＬＣ　ｎｕｍｂｅｒ：，ｒＭ６２３　Ａｒｔｉｃｌｅ　ｃｈａｒａｃｔｅｒ：Ａ　Ａｒｔｉｃｌｅ　ＩＤ：１６７４　１６１７（２０１６）０１－００３１－０６　Ｉ；２０　｜　一　ｊ（１譬７４一）誓，男。　。浙江海盐人，高级ＺＮＮ，现从事核电仪控设备管理工作。　３１　Ｎｕｃｌｅａｒ　Ｐｏｗｅｒ　Ｔｅｃｈｎｏｌｏ　核ｌ　技术　主泵转速信号是反应堆冷却剂流量保护信　２２０ＶＡＣ　号之一，其前置器是主泵转速监测系统的关键设　备。该设备安装在主泵电机围板上，其环境相对　３０齿测速齿　磁电式脉冲ｌ　～ｆ　轮盘　传感器卜——－　＿．１　前置器　供电　较为恶劣，负责接收传感器送来的频率信号，经　处理后输出标准的４～２０　ｍＡ　Ｄ　Ｃ信号至反应堆保　护系统，当主泵转速下降至额定值的８９％（额定　。一四—Ｊ　Ｌ］＿＿　ｌ　４～２ＯｍＡＤＣ　—　Ⅲ通道Ｉ　｝ｌＩ通道　ｌ　转速１　４８８　ｒ／ｍｉｎ，电流１６．８　ｍＡ），３取２逻辑满　足时触发事故保护停堆信号。　１　问题描述　核电厂运行２０多年来曾出现数次由前置器自　身问题引起的主泵转速测量故障，典型问题如下：　１）２００７年３月出现两次主泵Ａ一３Ｎ量通道转　速低报警，前置器输出电流最低至１４　ｍＡ，５　ｓ后　恢复正常。　２）２０１３年４月２６日更换的备件在使用１天后　输出电流降至１１　ｍＡ，后降为０　ｍＡ；同时大量发　热，外壳温度较高。　主泵转速测量异常经过处理与事后分析，排　除了测速传感器、信号处理组件的问题，故障定　位为前置器的缺陷。　２　作原　２．１测速原理　利用在电机轴上安装的３０齿测速齿轮作为　测量标记，当齿轮转过磁电式脉冲传感器的表面　时，相当于传感器与被测面之间距离突变，传感　器便产生一个脉冲信号，通过对单位时间内脉冲　的计数便可测得转速，如图ｌ所示。如果每秒计数　为Ⅳ，测速齿轮的齿数为　，则转速按下式计算：　Ｖ－６０·ＪＶ／Ｋ（ｒ／ｒａｉｎ）　传感器的输出信号为０～９３０　Ｈ　ｚ，根据上式　计算得出转速监测范围０～１　８６０　ｒ／ｍｉｎ。　２．２前器器电路原理　前置器主要由波形转换电路、整形电路、隔　离电路、Ｒ　Ｃ微分电路、Ｆ／Ｖ电路、放大电路、　Ｖ／Ｉ电路、供电电路构成，各电路模块主要功能　简述如下：　（１）波形转换电路　将磁电传感器送来的主泵转速信号转换成方　波信号。　３２　二　一广　一．　竺兰　　工ｌ电站计算机ｌ　　Ｉ　系统　１　图１转速通道测量原理框图　Ｆｉｇ．１　Ｒｏｔａｔｅ　ｓｐｅｅｄ　ｃｈａｎｎｅｌ　ｍｅａｓｕｒｉｎｇ　ｐｒｉｎｃｉｐｌｅ　（２）整形电路　将波形转换电路送来的不规整方波通过施密特　整形电路转换为与输入信号频率一致的规整方波。　（３）隔离电路　该模块首先通过反相电路将整形方波信号取　反，之后通过光电隔离电路实现电气隔离，输出　的隔离方波信号与输入的整形方波信号频率和波　形完全一致。　（４）ＲＣ微分电路　该模块将输入的隔离方波信号通过Ｒ　Ｃ微分　电路转换成频率一致的脉冲波信号，作为Ｆ／Ｖ电　路的频率输入信号。　（５）Ｆ／Ｖ电路　该模块以ＬＭ３３１（Ｕ３）频率／电压转换芯片为　核心，将输入的０～９３０　Ｈ　ｚ脉冲波信号经过计算　转换成对应的０～０．９５　Ｖ　ＤＣ电压输出。　（６）放大电路　将Ｆ／Ｖ电路输入的电压信号进行放大（放大　倍数为ｌ４），放大后的信号传送给Ｖ／Ｉ电路。　（７）Ｖ／Ｉ电路　将代表主泵转速的０～ｌ３．３　Ｖ　ＤＣ电压信号转　换成对应的４～２０　ｍＡ电流信号。　（８）供电电路　将输入的Ａ　Ｃ２２０Ｖ转换为Ｄ　Ｃ１２Ｖ和Ｄ　Ｃ１８Ｖ，　为前置器各电路模块提供低压供电。如图２所示。　中国核电　核　Ｉ　ＣＨｌＮＡ　ＮＵＣＬＥＡＲ　ＰＯＷＥＲ　第９卷第１期２０１　６年３月　技　术　篱ｌＮ　线　ｗ新增压敏　；ｌ　Ｇ　图２供电电路　Ｆｉｇ．２　Ｐｏｗｅｒ　ｓｕｐｐｌｙ　ｃｉｒｃｕｉｔ　３　火效分析　结合前置器电路工作原理，通过对上述两种　典型故障进行分析，结论如下：　多的分立元件，任何一个元器件故障导致前置器　性能下降。２）Ｆ／Ｖ电路自身特性受温度变化影响　较大，Ｖ／Ｉ电路自身不带温度补偿。　（３）结构设计不合理：前置器保护盒无ＩＰ防　护等级，器件布局不合理。　３．１故障１　现象：电流短暂下降，５　ｓ后恢复正常。　分析：Ｆ／Ｖ电路ＬＭ３３ｌ或Ｖ／Ｉ电路ＬＭ２５８输　出电压短暂下降。　５前　器町　性改进措施　根据前置器电路原理和失效原因的分析，新　开发的前置器从器件选型、电路设计、结构设计　等各个方面进行了全面改进，并经过科学合理的　鉴定试验验证，消除原产品存在的不足。结合事　结论：ＬＭ３３１或ＬＭ２５８受到干扰或自身性能　不稳定。　３．２故障２　现象：短暂使用后电流逐渐降为零且大量　发热。　分析：在１８　Ｖ供电电路中电容Ｃ　（见图２）　故树分析（ＦＡＴ）结论（见图３）和目前设备存　在不足的现状，采用研发１Ｅ级新产品的针对性改　　性能下降，输出电压减小，电流下降，当Ｃ　击穿　进措施。１．１器件选型　时引起ｌ８　Ｖ电源短路，输出电流降为零，且板件　５．大量发热。　结论：电容ｃ　ｌ生能逐渐下降，最终造成短路。　４存在不足　通过对前置器故障分析，参照最新标准要　求，发现其存在以下不足：　（１）元器件选型不合理：１）影响电路精度　和稳定性的关键参数如工作温度范围取值偏小，　温漂指标大。２）关键的Ｆ／Ｖ和Ｖ／Ｉ电路的集成　芯片及电阻电容等级较低。３）电路中的关键电容　使用了易短路的钽电解电容。　（２）电路设计不够合理：１）电路中使用较　图３失效因素示意图　Ｆｉｇ．３　Ｆａｉｌｕｒｅ　ｃａｕｓｅ　Ｎｕｃｌｅａｒ　Ｐｏｗｅｒ　Ｔｅｃｈｎｏ　核Ｉ乜技术　原设计中所选择的器件多为商业级器件（０　片为核心，工作原理如下：　～７０℃），且在关键器件的选择上也未对温漂等　＝重要指标进行充分考虑；新设计中所选择的器件　ｆｍ×２．ｏ９Ｖ￣ＲＬ￣（ＲｔＣｔ）　尼绝大部分为军级器件（－５５～１２５℃），对输出　其中：　精度有重要影响的关键器件均具有较好的温漂指　标。以电阻　为例（见图４），该器件需要在Ｆ／　——输出电压：　输入脉冲波频率；　ＲＩ　——Ｒ］４；　Ｖ电路中参与计算，属于关键器件，新设计中选　择的是军级产品，将温漂指标由４－ｌ５０　ｐｐｍ／℃提　尺ｓ——尺ｌ５＋ＣＷ３；　ｔ——尺ｌ６；　高至±２５　ｐ１３ｍ／ｏＣ。避免原设计中由于器件自身　性能不稳定造成前置器输出异常的情况。　Ｇ——Ｃ　通过调节电位器Ｃｗ３，可以保证Ｆ／Ｖ电路　在输入脉冲波频率为０～９３０　Ｈｚ时，对应输出０～　５　ＶＤ　Ｃ电压信号，实现频率和电压之间的等效转　５．１．２电路设计　（１）Ｆ／Ｖ电路改进　新设计的Ｆ／Ｖ电路经过严格的分析计算，　换；此外，在进行器件选型时，电阻Ｒ１４－－ｔ￣　、电　选取合适的电阻和电容参数，可以将输入的０～　位器Ｃ　Ｗ３、电容Ｃ　均需选择低温漂型号，降低实　９３０　Ｈｚ频率信号转换为对应的０～５　Ｖ信号。如图　际工作中温漂对电路输出精度的影响，保证前置　４所示，该模块以ＬＭ２３１Ａ（Ｕ３）频率／电压转换芯　器的整体输出精度满足要求。　Ｉ刳４　Ｆ／ｖ电路　Ｆｉｇ．４　Ｆ／Ｖ　ｃｉｒｃｕｉｔ　（２）放大电路改进　新电路将转换后的０～５　Ｖ电压信号不需要进　行幅值放大，信号经电压跟随电路的缓冲和隔离　新设计在Ｖ／Ｉ模块的开发过程中进行了全面　改进。１）原设计中的Ｖ／Ｉ电路主要由分立器件　构成，电路输出精度受各个器件性能变化影响很　大，如电阻尺　。、　电位器　，等器件对“满量　后送Ｖ／Ｉ电路，该设计简化了信号处理过程，同　时减少了对输出精度有影响的环节。如图５所示，　该模块以电压跟随器为核心，具有输入阻抗高、　程”设定值有重要影响；电阻尺　尺ｍ稳压管　Ｄ　，电位器　，器件对“零点”设定值有重要影　输出阻抗低的特点，可以在前后级之间实现良好　响；一旦温度发生变化，以上器件的性能会发生　较大变化，对前置器的“满量程”设定值和“零　的阻抗匹配；此外，该模块还具有提高前级电路　点”设定值产生不利影响，进而降低前置器的输　驱动能力的作用。　出精度；２）此外，由于不具备温度白补偿功能，　（３）Ｖ／Ｉ电路改进　中国核电　核　ＣＨＩＮＡ　ＮＵＣＬＥＡＲ　ＰＯＷＥＲ　第９卷第１期２０１　６年３月　术　ＩＵ　技　与原设计相比，改进后的前置器输出精度受　环境温度变化影响较小，在整个工作温度范围内　精度更高，稳定性更好等特点。　一　２　５．１．３结构设计　　ｌ／　ＬＭ１５　８　厂１　一，，　新设计对前置器中的器件布局进行了调整和　优化，将重量较大的变压器安装在了前置器靠近　固定点的位置，这种布局大大提高了前置器安装　Ｇ　后的抗震能力。结合设计建议和现场实际使用情　况，将保护盒防护等级提升为Ｉ　Ｐ５５，可以为前置　器提供良好的防水、防尘保护。　图５电压跟随电路　Ｆｉｇ．５　Ｖｏｌｔａｇｅ　ｆｏｌｌｏｗｉｎｇ　ｃｉｒｃｕｉｔ　５．２关键性技术参数改进　在优化元器件选型和电路设计改进的基础　准要求，在前置器开发过程中，对影响前置器性　温度变化后，由ＬＭ２５８及电阻尺　Ｒ　等器件组成　的转换电路对前置器的输出精度也会产生不利影　上，为进一步完善前置器性能，满足目前最新标　响，影响输出精度。　与原设计相比，新设计以ｘＴＲ１　１０Ａ　Ｇ为核　能的一些关键性参数进行了有效改进。　心，如图６所示。将跟随器输入的电压信号转换　５．２．１电磁兼容　为对应的４～２０　ｍＡ电流信号。通过调节电位器　原设计中并未对前置器的电磁兼容问题进行　Ｃ　ｗ，，可以对Ｖ／Ｉ电路输出零点（本电路中输出　充分考虑，也没有依据相关标准对设备进行全面　零点为４　ｍＡ）进行调节，保证输出零点符合要　的电磁兼容试验。　求；另外，通过电位器Ｃ　Ｗ，，可以对输出电流　在开发过程中，首先依据相关标准（如　的线性度进行调节，保证输出电流具有良好的线　ＩＥ　Ｃ６１０００等）中的规定和要求，选取并确定了前　性关系；该电路不仅具有良好的可靠性和输出精　置器需要进行的电磁兼容试验项目（浪涌抗扰度　度，而且自身具有温度补偿功能，可以降低温度　等八项试验）。之后对所选择的试验项目，进行　变化对输出精度的影响，保证了Ｖ／Ｉ电路在前置　有针对性的设计开发，在供电电路中增加压敏电　器的整个工作温度范围内都具有很高的输出精　阻进行抗浪涌保护，在结构上采用全封闭金属设　度，大大提高了前置器的整体性能。　（４）改进效果　计。通过改进大大提高了设备在现场复杂环境条　件下长期运行的安全性和可靠性。　＋ｌ８Ｖ　Ｕ４　ＶＲＥＦ　Ｆｏｒｃｅ　＋ＶＣＣ　１６　１　一Ｃ。　１　ｇＦ　　ＶＲＥＦ　Ｓｅｎｓｅ　Ｓｏｕｒｃｅ　Ｒｅｓｉｓｔｏｒ　ＶＲＥＦ　Ａｄｊｕｓｔ　Ｓｏｕｒｃｅ　Ｓｅｎｓｅ　●｝———————————————————　ＶＴＮＩ（１０　ｖ、　ＶＲＥＦ　Ｉｎ　Ｇａｔｅ　Ｄｒｉｖｅ　７　ＺｅｒｏＡｄｊｕｓｔ　１４　１　ＺｅｒｏＡｄｊｕｓｔ　频率电压　ＶＩＮ２（５Ｖ、Ｃｏｍｍｏｎ　—＿１　Ｓｌ　ＧＩ　Ｖ４　ＳｐａｎＡｄｊｕｓｔ　４ｍＡＳｐａｎ　１６ｍＡＳｐａｎ　输出正　ＸＴＲｌ１０　２８　口　６８　Ｋ　输出负　图６　Ｖ／Ｉ电路　Ｆｉｇ．６　Ｖ／Ｉ　ｃｉｒｃｕｉｔ　Ｎｕｃｌｅａｒ　Ｐｏｗｅｒ　１１＂ｅｃｈｎｏｌｏ　核电技术　５．２．２辐照　抗辐照性能是ｌＥ级前置器的一项关键技术指　标。根据以往测量数据，前置器安装位置处的辐　照剂量率约为８　ｍＳｖ／ｈ，属于辐照环境；但原设　６　结束语　新产品具有输出稳定、精度高、抗干扰能力　强等特点。在现场进行实际运用后，运行状态良　好，有效降低了因主泵转速测量故障而引起的电　站非计划性停堆事件，提高了核电厂运行的安全　性和可靠性。　计中并未对前置器的抗辐照性能进行充分考虑，　也没有依据相关标准对设备进行辐照试验，导致　前置器在现场较强的辐照环境中长期运行存在着　较大的安全风险。　新开发的前置器结构件和保护壳均采用全　封闭结构和加厚的不锈钢材质，相比以前的铝质　材料耐辐照能力加强。试验方案由项目组聘请相　关专家召开专题会议，经过认真讨论确定：以　１５　ｍＳｖ／ｈＮ量率按照５年寿命折算出累计剂量，　增加１５％裕量作为辐照试验的累积剂量值７５６Ｇｙ。　通过多次摸底试验，很好地解决了前置器抗辐照　问题。　５．２．３抗震　作为安全级设备，前置器需要具备良好的抗　震性能，但原鉴定大纲中所进行的抗震试验存在明　显缺陷，不能对设备的抗震性能进行全面验证。　新开发的前置器通过改变结构件和保护壳的　设计、电路板的固定方式及变压器的位置，采用　多频试验中的时程曲线方法，根据反应堆厂房内　部结构１２　ｍ层楼面反应谱（ＳＳＥ），阻尼取４％，　水平　、】，方向的峰值加速度为２ｇ，垂直ｚ方向的　峰值加速度为０．５ｇ进行试验，确保新开发的前置　器具有良好的抗地震性能。　参考文献：　［１】主泵转速前置器技术规格书［Ｒ］．上海核工程研究设计　院，２０　１　４，１．（Ｔｅｃｈｎｉｃａｌ　Ｓｐｅｃｉｆｉｃａｔｉｏｎｓ　ｏｆ　Ｒｅａｃｔｏｒ　Ｃｏｏｌａｎｔ　Ｐｕｍｐ　Ｓｐｅｅｄ　Ｃｏｎｖｅｒｔｅｒ［Ｒ］．Ｓｈａｎｇｈａｉ　Ｎｕｃｌｅａｒ　Ｅｎｇｉｎｅｅｒｉｎｇ　Ｒｅｓｅａｒｃｈ　ａｎｄ　Ｄｅｓｉｇｎ　Ｉｎｓｔｉｔｕｔｅ，２０１４，１．）　［２】主泵转速前置器鉴定大纲【Ｒ］．中科华北京分院，　２０１４，２．（Ｉｄｅｎｔｉｆｉｃａｔｉｏｎ　Ｐｒｏｇｒａｍ　ｆｏｒ　Ｒｅａｃｔｏｒ　Ｃｏｏｌａｎｔ　Ｐｕｍｐ　Ｓｐｅｅｄ　Ｃｏｎｖｅｒｔｅｒ［Ｒ］．Ｚｈｏｎｇ　Ｋｅ　Ｈｕａ　Ｂｅｉｊｉｎｇ　Ｂｒａｎｃｈ，２０１４，２．）　［３】秦山３ｌ０　Ｍｗ核电机组基础理论教材表与控制［Ｒ】．秦　山核电公司，２００８，１．（Ｂａｓｉｃ　Ｔｈｅｏｒｙ　ｏｆ　Ｑｉｎｓｈａｎ　３　ｌ　０　ＭＷ　Ｎｕｃｌｅａｒ　Ｐｏｗｅｒ　Ｐｌａｎｔｓ－－Ｉｎｓｔｒｕｍｅｎｔａｔｉｏｎ　ａｎｄ　ＣｏｎｔｒｏｌｌＲ１．Ｑｉｎｓｈａｎ　Ｎｕｃｌｅａ　ｒ　Ｐｏｗｅｒ　Ｃｏｒｐｏｒａｔｉｏｎ，２００８，１．）　［４】核电站冷却剂泵转速检测装置预老化试验大纲［Ｒ】．　上海自动化仪表股份有限速表厂，ｌ９９８，４．（Ｐ　ｒｅ—　ａｇｉｎｇ　Ｔｅｓｔ　Ｐｒｏｇｒａｍ　ｆｏｒ　Ｎｕｃｌｅａｒ　Ｐｏｗｅｒ　Ｐｌａｎｔ　Ｃｏｏｌａｎｔ　Ｐｕｍｐ　Ｓｐｅｅｄ　Ｔｅｓｔ　Ｄｅｖｉｃｅ［Ｒ］．Ｓｈａｎｇｈａｉ　Ａｕｔｏｍａｔｉｚａｔｉｏｎ　Ｉｎｓｔｒｕｍｅｎｔ　Ｓｔｏｃｋ　Ｌｉｍｉｔｅｄ　Ｓｐｅｅｄ　Ｉｎｓｔｒｕｍｅｎｔ　Ｆａｃｔｏｒｙ，１９９８，４．）