核电站反应堆保护系统故障对策分析与应用
核电常见问题现象和分析
核电1.什么是核电2.核电的架构与关键设备3.核电应用中遇到的问题4.针对以上问题提出的解决方案与应用效果5.预期达到的目标1什么是核电核能作为一种安全高效、清洁低碳、可大规模开发利用的非石化能源，是我国清洁能源体系的重要组成部分。
核能发电是人类在社会生产和生活中利用核能的主要方式。
核电发展的最重要前提始终是核电运行的安全性和经济性，核电能否安全运行与其关键设备材料的服役性能密切相关，只有保证关键设备材料在服役期间有足够的安全裕度设计，才能保证核电站在设计周期内安全可靠的运行。
截至2022年11月，我国核电在运机组54台，装机容量为5,215万千瓦;在建核电机组20台，在建数量全球第一，装机容量2286.7万千瓦。
2核电的架构与关键设备核电站工作原理基本工作原理，核电站由核反应堆在受控条件下通过分裂放射性物质的原子来产生热量，由此产生的热能用于产生高温高压蒸汽，蒸汽驱动蒸汽轮机，将蒸汽能转化为机械能，由涡轮机旋转发电机，将机械能转化为电能。
反应堆是核电站的核心。
核电站的内部它通常由一回路系统和二回路系统组成。
反应堆工作时放出的热能，由一回路系统的冷却剂带出，用以产生蒸汽。
因此，整个一回路系统被称为“核供汽系统”，它相当于火电厂的锅炉系统。
为了确保安全，整个一回路系统装在一个被称为安全壳的密闭厂房内。
由蒸汽驱动汽轮发电机组进行发电的二回路系统，与火电厂的汽轮发电机系统基本相同。
核电站的主要设备包括：主泵：它的功用是把冷却剂送进堆内，然后流过蒸汽发生器，以保证裂变反应产生的热量及时传递出来。
稳压器：又称压力平衡器，是用来控制反应堆系统压力变化的设备。
在正常运行时，起保持压力的作用；在发生事故时，提供超压保护。
稳压器里设有加热器和喷淋系统，当反应堆里压力过高时，喷洒冷水降压；当堆内压力太低时，加热器自动通电加热使水蒸发以增加压力。
蒸汽发生器：它的作用是把通过反应堆的冷却剂的热量传给二次回路水，并使之变成蒸汽，再通入汽轮发电机的汽缸作功。
核电站反应堆保护系统故障对策分析与应用
式应 是保 持 “ 前状 态 （ ＳＩ） ， 当 Ａ Ｓ ” 另外 应 考 虑 因失 电而引发 误 动 ， 以应 设 计 为 “ 电驱 动 ” 所 得
的数字 化技 术 ， 可能 会 因为出 现 同一 软件 故障 ，
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１ １ Ｒ Ｓ故 障安 全模式 ． Ｔ
当核 电站发 生 预期 运 行 事件 （ Ｏ 时 ， Ａ Ｏ） 为
避免安全参数 （ 如压力、 水位 ） 超越安全限值而
出现 事 故工 况 ， 由 Ｒ Ｓ驱 动 执行 机 构实 现反 而 Ｔ
应堆紧急停堆， 从而快速降低反应堆的反应性 。 对于 Ｒ Ｓ 当其任何系统或部件发生故障而无 Ｔ， 法正常进行保护控 制时， 其故障安全模式应是 触发紧急停堆， 即使丧失了电源 ， 也必须要保证
郑伟智
（ 北京 广利核 系统工 程有限公司 ， 北京 １０９ ） ０ ０ ４
摘要 ： 电站反应 堆保护系统应设 计为当其任何部分 出现故 障均能保 证反应堆 的安全。根据反应 核
堆停堆 系统及专设安全设施驱动 系统对故 障安全 的设计 要求 ， 了应对 单一故障及共因故 障的对 策 ， 研究
并 根据二代反应堆堆型 的特 点 ， 设计 了保 护系统 的基本 架构 。该 架构 的停堆 系统采用 ２ ０ ０４表决逻 辑 ， 专设 安全设施驱动 系统 采用 ２ ０ ０３表决逻 辑 ， 并提 出了在输 入发生失效时 ， 表决 逻辑 的降级规则 。 关键词 ： 核电站 ； 护系统 ； 保 故障安全 ； 单一故 障 ； 因故 障； 共 表决逻辑
中 图 分 类 号 ： Ｐ２ ６＋． ； Ｌ３２ 文 献 标 识 码 ： Ｔ ０ ３ Ｔ ６ Ａ 文 章 编 号 ： ２ ８０ ３ （０ ２ ０ － ３ －５ ０ ５ －９ ４ ２ １ ） ３０ ７０ ３
核能发电站运维常见故障及解决方法
核能发电站运维常见故障及解决方法核能发电站是现代化电力系统中常见的一种发电方式。
然而，随着时间的推移，核能发电站可能会遇到各种故障。
本文将介绍核能发电站运维中常见的故障，并提供相应的解决方法。
1. 燃料棒泄漏燃料棒泄漏是核能发电站可能会遇到的一种常见故障。
当燃料棒发生泄漏时，可能会导致核能反应的不稳定，进而影响发电站的运行。
解决这一问题的方法如下：- 立即停机：一旦发现燃料棒泄漏，应立即停机，以便进行紧急修复工作。
- 修复泄漏点：在停机期间，工作人员应检查并修复泄漏点。
这可能涉及到更换燃料棒或进行其他修复工作。
- 审查其他燃料棒：为了避免类似问题的再次发生，应审查其他燃料棒，确保它们没有泄漏或其他潜在问题。
2. 冷却系统故障冷却系统是核能发电站中非常重要的部分，用于保持反应堆的温度在可控范围内。
冷却系统故障可能导致核能反应过热或过冷，进而影响发电站的安全和稳定运行。
以下是解决冷却系统故障的方法：- 检查冷却系统：定期检查冷却系统的工作状态，确保其正常运行。
这包括检查水泵、阀门和管道等部件。
- 进行维护保养：定期对冷却系统进行维护保养工作，包括清洁和更换部件。
这有助于避免故障的发生。
- 增加备用系统：考虑增加备用冷却系统，以备不时之需。
这将提高发电站的可靠性和冷却系统的稳定性。
3. 辐射泄露核能发电站在运行过程中可能发生辐射泄露。
这可能对工作人员和环境造成严重影响。
以下是解决辐射泄露的方法：- 立即采取紧急措施：一旦发现辐射泄露，应立即采取紧急措施，限制泄露范围，并采取措施保护工作人员和周围环境。
- 排放和过滤辐射物质：将泄露的辐射物质排放到安全区域，并通过过滤设备去除辐射物质。
- 清理和修复：对受影响区域进行彻底清理，涉及到清除辐射物质和修复任何损坏的设备或管道。
4. 安全系统故障核能发电站安全系统故障可能导致发电站的安全性受到威胁。
以下是应对安全系统故障的方法：- 进行定期检查：定期对安全系统进行检查，包括监测和测试关键组件的工作状态。
核电技术的故障诊断与维护技术分析
核电技术的故障诊断与维护技术分析核能作为清洁、高效的能源之一，被广泛应用于电力生产和其他领域。
而核电站作为核能的主要生产单位之一，其稳定运行对于保障能源供应和环境保护具有重要意义。
然而，核电站也面临着各种潜在的故障和问题，故障的及时诊断与维护技术的应用是确保核电站安全稳定运行的关键。
本文将对核电技术的故障诊断与维护技术进行分析和讨论。
一、核电技术的故障诊断技术1. 故障诊断系统核电技术的故障诊断主要依赖于先进的故障诊断系统。
该系统通常包括传感器、数据采集单元、故障诊断算法和显示界面等组成部分。
它能够实时监测和记录核电站各个系统的运行状态，并根据预设的故障模型对系统进行分析和诊断。
通过故障诊断系统，操作人员能够及时了解系统的健康状况，发现潜在的故障，并采取相应的维修措施。
2. 数据分析和模式识别故障诊断的关键是对大量的数据进行分析和处理，以识别故障和问题。
数据分析和模式识别技术在核电技术的故障诊断中起到了重要的作用。
通过对数据的统计学和机器学习方法的应用，可以从海量数据中提取特征，发现异常和趋势，识别和预测故障。
这些技术为故障诊断提供了有效的手段，有助于提高核电站的运行效率和安全性。
3. 专家系统专家系统是一种基于知识和推理的人工智能技术，可用于核电技术的故障诊断。
专家系统能够通过学习和推理来模拟专家的决策过程，并根据输入的故障信息提供解决方案。
它具有自主学习和适应的能力，可以不断改进和优化自身的诊断能力。
专家系统在核电技术的故障诊断中广泛应用，能够提高故障诊断的准确性和效率。
二、核电技术的维护技术1. 定期检查和保养核电技术的维护首先需要进行定期的检查和保养工作。
这包括对设备和系统的物理检查、部件的更换和清洁、润滑和维护记录的更新等。
定期检查和保养有助于发现和预防潜在的故障，延长设备和系统的使用寿命，确保核电站安全运行。
2. 预防性维修在核电技术的维护中，预防性维修是非常重要的一部分。
通过定期替换易损件和关键部件，以及进行预防性维护和校准工作，可以减少故障和停机时间。
核电事故的原因分析与防范措施
核电事故的原因分析与防范措施核能作为一种清洁、高效的能源形式，被广泛应用于各个国家和地区。
然而，核电事故却时有发生，给人们的生命、财产和环境造成了巨大的安全风险。
本文将对核电事故的原因进行深入分析，并提出相应的防范措施。
一、核电事故的原因分析1. 设备故障核电站内的核反应堆、冷却系统、控制系统等设备是核电站正常运行的关键。
如果这些设备出现故障，将导致不可预见的事故发生。
设备故障的原因可能是制造过程中存在的隐患，也可能是设备老化或使用不当等。
2. 人为失误人为错误是核电事故的另一个主要原因。
在核电站的运行和维护过程中，人员的失误可能会导致严重后果。
例如，操作员的错误操作、不合理的维护计划或不严格的安全措施等都可能造成核电事故的发生。
3. 自然灾害自然灾害是核电站安全的挑战之一。
地震、海啸、洪水等自然灾害都可能对核电站的运行造成影响，引发事故。
特别是位于地震活跃地区的核电站面临更大的风险。
4. 设计缺陷核电站的设计缺陷也可能成为事故发生的根源。
如果在设计阶段存在错误或疏漏，那么这些问题将会在核电站运行的过程中逐渐暴露，并可能导致事故的发生。
二、核电事故的防范措施1. 强化设备管理核电站应加强对设备的管理，定期进行设备检修、维护和更新。
在设备投入使用前，要确保设备的质量和安全性，并建立完善的风险评估和检测机制。
2. 加强人员培训核电站应加强对员工的培训，提高其对设备和操作的熟悉程度，增强安全意识。
同时，要建立严格的操作规程，并且定期组织演练和模拟演习，以应对突发情况。
3. 加强安全监管政府和监管机构应加强对核电站的监管力度，确保其按照规定进行运行。
同时，要建立健全的应急预案，及时响应各类突发事件，并对相关责任人进行追责。
4. 抗灾能力提升核电站应针对可能发生的自然灾害进行全面评估和规划，并增强设备和结构的抗灾能力。
在建设核电站时，要选择合适的地理位置，避免地震和海啸等高风险地区。
5. 加强国际合作核电事故是跨国界的安全问题，国际合作是解决核电事故风险的重要手段。
核电站中的系统维护与故障排除
核电站中的系统维护与故障排除核电站是一种利用核能进行发电的装置，它的运行离不开各种复杂的系统。
为了确保核电站的安全和可靠运行，系统维护与故障排除是非常重要的。
本文将针对核电站中的系统维护与故障排除进行探讨。
一、系统维护系统维护是核电站正常运行的关键。
核电站中的各个系统通常被划分为以下几个方面，每个方面都需要定期进行维护和检修。
1. 辐射监测系统核电站中存在辐射的风险，因此辐射监测系统的维护至关重要。
该系统通常由传感器、监测仪器和数据采集设备组成，用于实时监测和记录辐射水平。
维护人员需要定期检查传感器的灵敏度，校准监测仪器，并确保数据采集设备的正常运行。
2. 冷却系统核电站的冷却系统负责将燃料棒中产生的热量转移出去，以保持反应堆的正常运行温度。
维护人员需要检查冷却系统中的水泵、阀门和管道是否正常工作，清理堵塞物，并定期更换冷却剂。
同时，监测冷却剂的流量、温度和压力等参数也是维护的重点。
3. 电力供应系统核电站的电力供应系统是维持各种设备运行的关键。
维护人员需要定期检查发电机、变压器和开关设备的运行状态，确保电力传输的稳定性。
此外，对于备用电源系统也需要进行定期测试和维护，以保障核电站在紧急情况下的应急操控能力。
二、故障排除虽然核电站的各个系统都经过了精心的设计和维护，但仍然可能会出现故障。
及时发现故障并进行排除是确保核电站运行安全的关键。
1. 异常参数报警核电站中的系统通常会监测各种参数，如温度、压力、流量等。
如果某个参数异常，系统会发出报警信号。
此时，维护人员需要迅速排查故障根源，检查相关设备的状态，并及时采取措施进行修复。
2. 故障分析与诊断当核电站发生故障时，维护人员需要进行故障的分析和诊断。
通过观察系统日志、检查设备运行情况和进行测试，维护人员可以确定故障原因。
根据故障的性质和严重程度，采取适当的维修措施进行排除。
3. 预防性维护为了减少故障的发生，核电站还需要进行预防性维护。
这包括对关键设备的定期检查和维护，及时更换老化和磨损的部件，并进行设备的性能评估和改进。
反应堆控制保护系统棒控棒位故障处理及现象分析
反应堆控制保护系统棒控棒位故障处理及现象分析摘要：反应堆堆芯反应性或中子注量率的控制是通过移动含有中子吸收体的控制棒束在堆芯中的位置，控制棒由Ag（80%）、In（15%）、Cd（5%）合金组成，其吸收中子能力强、响应快，主要用于调节与补偿较快的核反应性变化。
每个控制棒组件由一个星形架连接24根中子吸收体，插入燃料组件的导向管中。
控制棒组件上端与驱动杆连接，驱动杆由控制棒驱动机构CRDM带动，从而实现控制棒束在堆芯的上下移动。
控制棒的故障都可能导致堆内功率分布的畸变，更甚者使其停堆停机，现对此系统常见的故障进行分析，为反应堆安全运行提供保障。
关键词：压水堆；控制棒；棒控；棒位；RGL1、引言：反应堆控制目的是使一回路所产生的功率与二回路所吸收的功率相等，同时保证一、二回路的温度、压力等热工参数及堆芯功率分布等参数能满足各方面要求。
棒控棒位系统（RGL）通过控制驱动机构实现控制棒的提升、插入、保持，并测量每个棒束在堆芯的高度；在需要紧急停堆时，手动释放控制棒落入堆芯，使反应堆进入次临界状态而停堆。
在反应堆自动运行时，通过调节控制棒的提升或者下插来调节反应堆功率，控制棒控制反应堆功率是压水堆反应性控制的主要方式，它的特点是控制速度快、使用灵活性较高，利用控制棒来控制反应堆功率也比较可靠。
RGL是控制棒系统的简称，控制棒系统由控制棒控制系统和控制棒棒位监测系统共同构成，RGL系统异常工作直接影响反应堆与机组正常和安全运行。
2、棒控系统：2.1棒控系统组成：设备组成：逻辑机柜、电源柜、产生闭锁逻辑以及功率棒和温度棒自动控制信号的反应堆功率控制柜（CCS机柜）。
逻辑柜和电源柜都由PLC控制，电源柜由保持、传递、提升三个电源机箱，机箱内装有MDP卡件驱动控制棒驱动机构（CRDM）用以控制控制棒的提升下插或保持；反应堆功率控制机柜接受来自反应堆保护（RPR）、反应堆核测（RPN）系统的相关闭锁信号，根据汽机负荷等信号产生温度棒组和功率棒组的自动动作信号，自动动作信号通过硬接线送往RGL逻辑柜，完成反应堆自动控制相关功能。
核反应堆中的故障检测与应急响应
核反应堆中的故障检测与应急响应核反应堆是一种重要的能源发电设施，但由于其特殊性质，一旦发生故障可能会引发严重的后果。
因此，对核反应堆中的故障进行及时检测和应急响应是至关重要的。
本文将探讨核反应堆中的故障检测方法以及应急响应措施。
一、核反应堆故障检测方法1. 传感器监测核反应堆中的传感器可以实时监测各种参数，如温度、压力、流量等。
通过对这些参数的监测，可以及时发现异常情况。
例如，当温度超过设定范围或压力异常升高时，传感器会发出警报，提醒操作人员进行检修。
2. 振动监测核反应堆中的振动监测系统可以检测到设备的振动情况。
当设备出现异常振动时，系统会发出警报。
这种方法可以有效地检测到设备的故障，如轴承损坏、不平衡等。
3. 声音监测核反应堆中的声音监测系统可以检测到设备发出的声音。
当设备发出异常声音时，系统会发出警报。
这种方法可以有效地检测到设备的故障，如泄漏、磨损等。
4. 图像监测核反应堆中的图像监测系统可以通过摄像头实时监测设备的运行情况。
当设备出现异常情况时，系统会发出警报。
这种方法可以有效地检测到设备的故障，如裂纹、变形等。
二、核反应堆故障应急响应措施1. 紧急停堆一旦发现核反应堆中存在故障，首先要立即进行紧急停堆操作。
紧急停堆可以通过控制系统中的紧急停堆按钮来实现。
停堆后，核反应堆的核链式反应将停止，从而避免进一步的事故发生。
2. 冷却措施在核反应堆停堆后，需要采取冷却措施来降低反应堆的温度。
冷却措施可以通过启动冷却系统来实现，例如启动冷却水循环系统。
冷却措施的目的是防止核反应堆过热，从而减少事故的风险。
3. 辐射防护在核反应堆发生故障后，可能会释放出辐射物质。
为了保护工作人员和周围环境的安全，需要采取辐射防护措施。
辐射防护措施可以包括建立辐射防护区域、佩戴防护服等。
4. 事故调查与修复在核反应堆发生故障后，需要进行事故调查，找出故障的原因，并采取相应的修复措施。
事故调查可以通过分析故障记录、检查设备等方式进行。
核电站失效事件及应急处置对策研究
核电站失效事件及应急处置对策研究核电站是目前国际上主要的清洁能源，其通过核反应产生能量，且不释放二氧化碳，因此备受世界各国重视。
但随着时间的推移，核电站的设备和材料也会出现老化磨损等问题，这些问题可能导致核电站发生故障或意外事故，因此建立完善的应急处置体系显得十分重要。
一、核电站失效事件类型核电站失效事件是指一种非常规的事故，由于设备、人员或系统错误导致。
常见的核电站失效事件主要有以下几种类型：1. 脱离控制事件。
其发生原因可能是系统故障、操作错误等，核反应堆失去控制时，发生严重的放射性泄漏。
2. 丧失冷却能力事件。
核反应堆失去冷却能力事故初始时的放射性泄漏可能处于隐蔽状态，但如果不能及时控制，则放射性泄漏可能扩散到周围环境。
3. 外部攻击事件。
指恐怖分子或其他人员利用暴力手段入侵核电站实施恐怖攻击的事件。
4. 设计缺陷事件。
其发生原因可能为原有设计缺陷或人为因素，导致系统无法正常工作，发生意外。
以上四种事件中，无论哪种类型的失效事件发生，都会对周围环境和人类健康造成严重的影响。
二、核电站应急处置对策核电站失效事件一旦发生，需要采取有效的应急处置措施，以保障人员安全和防止核辐射的扩散。
应急处置对策主要包括以下几个方面：1. 紧急核应变计划的制订。
制订核应变计划是核电站应急响应的重点，这可避免因失效事件导致的突发情况造成更大的损失。
核应变计划建设要考虑不同类型和规模的失效事件，并阐明应对措施。
2. 充足的备件和设备储备。
应急情况下需要各种备件和设备进行修建和替换，储备充足的备件和设备，能够缩短修建时间，减少人力物力的浪费。
3. 合理的应急处置流程。
应急处置流程应该非常明确，使应急队伍在发生事故时能够快速应对，采取正确的方式来处置事故。
4. 预先培训和提高应急队伍质量。
政府应该对核电站应急队伍进行定期培训和演练，不断加强他们的技能和应变能力。
5. 完善保险机制。
核电站应该根据不同类型的失效事件，按照预算制定一份应急预案计划，并确保该计划得到严格执行。
核电站大修期间阴极保护系统故障分析与维护策略
第41卷第12期2020年12月腐蚀与防护CORROSION 8-. PROTECTIONVol. 41 No. 12December 2020IX)I： 10. 11973/fsyfh-2«2012«09核电站大修期间阴极保护系统故障分析与维护策略杨树凯，尤涛，林斌,秦铁男(苏州热工研究院有限公司.苏州215004)摘要：核电站阴极保护系统主要用于保护鼓网、格栅、凝汽器水室、冷源管道等海水相关设备。
在核电站换料大修 期间的阴极保护系统检修中对典型故障进行分析，结合核电站预防性维修管理大纲与系统运维程序.提出了阴极保 护系统的维护策略•确保在核电站商运期间阴极保护系统正常稳定运行，防止被保护设备发生腐蚀。
关键词：核电站;换料大修;阴极保护;故障分析;维护策略中图分类号：TG174 文献标志码：B 文章编号：1005-748X(2020)12-0044-04Failure Analysis and Maintenance Strategy for Cath<Klic Protection System during Overhaulof Nuclear Power PlantYANG Shukai,YOU Tao,LIN Bin,QIN Tienan(Suzhou Nuclear Power Research Institute, Suzhou 215004, China)Abstract ：Cathodic protection systems of nuclear power plant are mainly used to protect sea water related equipment such as drum net, grille* condenser water chamber and cold source pipeline. The typical faults were analyzed during the check and reparation of cathodic protection system in refueling overhaul of nuclear power plant. And the maintenance strategy of cathodic protection system was put forward combining the preventive maintenance and management program with the system operation and maintenance procedures of nuclear power plant, to ensure normal and stable operation of cathodic protection system during plant commercial operation and to prevent the corrosion of the protected equipment.Key words：nuclear power plant；refueling overhaul；cathodic protection；failure analysis；maintenance strategy随着经济的发展，能源需求日趋增长，核能已成 为国家能源和电力发展必不可少的一部分，截至 2018年底，核能约占我国累计发电量的4. 2%〜]。
核电站如何处理事故和故障
核电站如何处理事故和故障核电站是一种采用核能转换为电能的发电设施，是人类利用核能资源的重要方式之一。
然而，由于核能的特殊性质，核电站事故和故障的处理显得尤为重要。
本文将介绍核电站如何处理事故和故障，以确保安全和环境的保护。
一、事故和故障的分类事故可以分为自然灾害引发的事故和人为操作失误引发的事故。
自然灾害包括地震、洪水、飓风等。
人为操作失误则是由于操作人员的疏忽、技术不足等原因导致的。
故障一般是指设备或系统的临时性故障，由于各种原因导致设备无法正常运行。
常见的故障包括电压异常、冷却系统故障等。
二、事故和故障处理的原则在处理核电站事故和故障时，应遵循以下原则：1. 快速反应：及时发现事故和故障的发生，并快速采取措施，以最大程度减少事故和故障带来的负面影响。
2. 保护人员安全：核电站操作人员是首先要保护的对象，在事故和故障处理过程中，应确保他们的安全。
3. 保护环境安全：核电站事故和故障可能对周围环境产生破坏性影响，因此，在处理过程中，要尽量避免环境污染等现象的发生。
4. 有效沟通：事故和故障处理需要团队合作，各个部门之间需要及时沟通，协调行动，以确保事故和故障得到快速、有效的处理。
三、事故处理步骤1. 事故评估：在发生事故后，应立即进行事故评估，包括确定事故的严重性、原因以及可能的后果等。
2. 应急措施：根据事故的类型和严重性，采取相应的应急措施。
比如，在核泄漏事故中，应立即启动核应急预案，确保辐射泄漏范围最小化，人员撤离到安全区域，并采取措施停止核反应堆的运行。
3. 事故调查：事故发生后，要进行详细的调查以确定事故的原因，并修复有故障的设备或系统。
同时，要对事故的处理过程进行评估，以提高应对类似事故的能力。
4. 事故通报：事故发生后，应及时向相关部门和当地政府通报，并向社会公众透明公告，以确保信息的传递和沟通。
四、故障处理步骤1. 故障诊断：在发生设备故障后，应尽快进行故障诊断，找出故障的原因，判断是否需要停机维修。
核反应堆失效情景分析与安全评估方法改进
核反应堆失效情景分析与安全评估方法改进核反应堆是一种利用核能释放出的热能来产生电能的设备，有效地满足了能源需求。
然而，核反应堆失效会导致严重的后果，对人类和环境造成极大的威胁。
因此，进行核反应堆失效情景分析和安全评估至关重要。
核反应堆失效情景分析是通过模拟和研究可能导致核反应堆失效的各种故障情景，确定失效机制和路径，以及可能引发的后果。
正确认识并准确评估失效情景对于指导设计、提高核反应堆安全和制定应急响应计划至关重要。
首先，我们需要考虑核反应堆的设计缺陷和潜在故障。
核反应堆在设计和建造过程中可能存在瑕疵，如材料缺陷、结构问题等。
此外，人为因素也是引发失效的重要原因，如操作失误、维护不当等。
分析这些潜在的故障情景，可以帮助我们更好地理解可能导致核反应堆失效的原因，从而改进设计和减少失效风险。
其次，我们需要确定导致核反应堆失效的机制和路径。
核反应堆失效可以由多种原因引起，如燃料过热、堆芯冷却剂失效、管道破裂等。
通过模拟和分析这些机制和路径，我们可以确定潜在的失效情景，并制定相应的应对策略。
例如，在设计阶段，可以考虑采取多层次的冷却系统，以确保即使一个层次出现问题，其他层次仍能正常工作。
此外，还需要考虑不同条件下的后果评估，包括核反应堆组件的破裂、放射性物质的释放等。
通过模拟和分析这些后果，可以帮助我们更好地了解失效情景对环境和人类的影响，以及确定适当的应急响应措施。
例如，在预防和应对事故中，可以建立紧急疏散计划、放射性物质监测系统等，以最大限度地减少辐射暴露。
然而，现有的核反应堆失效情景分析和安全评估方法仍存在一些局限性，需要进行改进：首先，现有方法通常基于过去的失效案例和经验，对新型核反应堆的安全性评估可能不够准确。
因此，我们需要借助先进的计算程序和模型来进行更精确的失效情景分析和安全评估。
其次，现有方法往往没有充分考虑人因因素对失效的影响。
人为因素是核反应堆失效的重要原因之一，因此，我们需要加强对人因因素的分析和评估，并采取相应的预防措施。
SGTR事故应对分析
SGTR事故应对分析SGTR（应考虑事故范围）是指在核电站中可能发生的重大事故之一，也被称为【涡轮机旁通路瓦斯异常事件】。
在此类事故中，反应堆保护系统（RPS）失效，导致反应堆压力超出了设计范围。
SGTR事故可能导致严重后果，包括反应堆堆芯熔化和辐射泄漏。
核电站对SGTR事故的应对分析至关重要。
核电站应建立完善的SGTR事故预防体系。
这包括对反应堆压力管道、涡轮机旁通路系统和安全系统的定期检查和维护。
还应制定详细的运行规程和应急预案，确保一旦发生事故，能够及时采取有效措施。
核电站应加强对SGTR事故的监测和预警。
通过安全仪表和监测设备，对反应堆压力和涡轮机旁通路系统进行实时监测，一旦发现异常情况，立即发出预警信号，以便采取紧急措施。
核电站应建立完善的SGTR事故应对机制。
一旦发生事故，应迅速启动应急预案，组织相关人员进行事故应对和应急处置。
要确保人员安全，减少对周围环境的影响。
核电站还应加强对SGTR事故的风险评估和管理。
通过对设备和系统的全面评估和风险分析，找出可能引发事故的隐患和薄弱环节，采取有效措施加以改进，降低事故发生的概率和危害程度。
在应对SGTR事故的过程中，核电站应注重信息共享和国际合作。
各个核电站应加强信息交流和经验分享，相互借鉴，共同提高应对SGTR事故的能力和水平。
应积极参与国际上的相关合作项目和研究，共同研究解决SGTR事故的有效途径和技术手段。
在核电站应不断加强团队建设和人员培训。
通过定期进行演练和培训，提高相关人员的应急处置能力和技术水平，确保在发生SGTR事故时能够做出正确、迅速的决策和行动。
应对SGTR事故是核电站安全运行的关键环节，需要全面、系统地加强预防、监测、应对、评估和管理。
只有不断提高技术水平、完善管理制度和加强国际合作，才能有效降低事故发生的概率和危害程度，确保核电站的安全稳定运行。
反应堆保护系统停堆故障模式分析及维护对策
第26卷 第5期2019年5月仪器仪表用户INSTRUMENTATIONVol.262019 No.5反应堆保护系统停堆故障模式分析及维护对策黄 资（三门核电有限公司 维修处，浙江 三门 317112）摘 要：结合反应堆保护系统（PMS）停堆功能的结构特点，通过故障模式的分析方法，即假定系统出现各种软硬件故障导致停堆功能块失效的症状，分析系统停堆功能的受影响情况，最后据此制定维护的相关对策。
关键词：反应堆保护系统；停堆；故障模式；维护；对策中图分类号：TL362+.1 文献标志码：AProtection and Safety Monitoring System Reactor Trip Failure-ModeAnalysis and Maintenance StrategyHuang Zi（Sanmen Nuclear Power Plant Ltd., MTN, Zhejiang, Sanmen, 317112, China）Abstract：This paper is based on the structure of Reactor Trip function of PMS, through failure-mode method, assume kinds of software and hardware failure which may lead to failure of the reactor trip function block, check the influence to reactor trip func-tion according to the system, and finally establish the maintenance strategy.Key words：PMS；reactor trip；failure-mode；maintenance；strategyDOI:10.3969/j.issn.1671-1041.2019.05.015文章编号：1671-1041(2019)05-0052-03收稿日期：2019-02-20作者简介：黄资（1987-），男，湖南娄底人，本科，工程师，主要从事第三代核电AP1000保护与安全监测系统（PMS）的调试及维护工作。
核电厂继电保护的故障诊断与对策
核电厂继电保护的故障诊断与对策摘要：电力系统是现阶段社会发展中最为关键的能源系统，加强对电力系统继电保护故障分析，可以提升人们的生活质量。
加强对电力系统的分析，重视继电保护装置，可以保障电力系统的稳定运行。
基于此，主要对电力系统继电保护故障以及完善对策进行了简单的研究分析，以供参考。
关键词：电力系统；继电保护故障诊断；对策引言随着人们生活水平的提升，对于家用电器的使用也越来越频繁。
而家用电器的频繁使用，不仅增加了对电能的需求，还提高了对电力系统运行安全的要求。
基于此，本文重点针对电气继电保护的常见故障进行了详细的分析，并针对性地提出了维修技术，以供参考。
在电力系统的安全运行过程中，继电保护装置是最为基础的设备，发挥着十分重要的作用。
如果电力系统在运行过程中出现异常情况，继电保护装置就会自动发出跳闸指令，对电力系统进行保护。
在科学技术不断进步的情况下，计算机技术开始与电气设备的监控技术进行融合，增大了继电保护设备的发展空间。
但是电气继电保护在实际的运行过程中，还有很多故障问题亟待解决。
只有加强常见故障问题的分析，才能针对性的优化维修技术，发挥电气继电保护设备的功能。
1电厂继电保护的故障1.1电流互感器饱和故障随着经济发展水平不断提升，人们对电能使用需求不断增加，负荷类型也呈现出多元化，增加电力系统终端控制负担。
电流互感器出现饱和故障，是由励磁电流造成的。
具体过程：除了励磁阻抗较高使得励磁电流较小的误差可以忽略，一旦CT达到饱和状态，其作用效果越高励磁阻值就越小。
此时，电流增大，互感器误差成倍增加，电力继电保护运行失稳。
严重的甚至会使一次电流变为励磁电流，致使二次电流为零。
饱和状态的成因为电流太高或是电流内的非周期分量，再加上误差较大使得继电保护误动作，就会对电力系统运行造成阻碍。
1.2发电机转子出现接地故障问题发电机转子接地时会出现接地故障问题。
举例说明：一号机组正在正常运行，当转子接地时保护装置触发报警。
核电站系统故障维修技术研究
核电站系统故障维修技术研究随着社会的发展，能源问题已经成为全球普遍关注的热点话题。
能源的开发和利用，既要满足人民日益增长的生活需求，又要保证环境的可持续性。
在各种能源中，核能源作为常态化、清洁、高效的能源，受到了越来越多的人们的青睐。
作为核能发电的核心部件之一，核电站系统毫不夸张地说，是人类能源技术的最高水平。
然而，核电站系统的复杂性与安全性也为维修带来很大的挑战。
本文主要探讨核电站系统故障维修技术研究。
一、核电站系统的组成及特点核电站是一种大型的能源系统，需要高素质的工程师、技术人才和管理人员来协调和管理工程的雇员。
核电站系统由以下几部分组成：反应堆本体、液态金属钠冷却系统、蒸汽供应系统、辅助设备及控制保护系统等。
核电站系统具有以下几个特点：1、高度技术化：核电站系统是人类文明历史上的重要科技成果，其技术含量和技术难度都十分高。
2、复杂多样化：核电站系统受到多种因素的影响，例如环境、机械、电装等方面，故障的形式非常多样化，一旦故障便会迅速蔓延，严重威胁人员安全和环境安全。
3、高度安全性：在核电站系统中，安全无论是人员还是设备，都是至关重要的。
任何个人或者管理处置失误，都可能引起灾难性后果。
以上是核电站系统的主要组成及特点。
二、故障维修技术研究的主要任务核电站系统的维护与修理，对核安全具有重要的保障作用。
对于工作人员而言，重要的是：保障设备正常运转、防止故障发生和及时处理故障。
故障维修技术研究有以下几方面的主要任务：1、核电站系统故障分析：当核电站系统发生故障时，需要立即进行书面记录和相应的操作程序记录。
同时，也需要对故障进行分析和归因，找出故障的原因和危害性。
2、故障诊断和解决：诊断及解决故障是核电站技术人员的主要任务。
他们需要有丰富的经验和专业技术支持，并能够快速深入地分析和理解核电站系统的特性，并进行相应的处理和维修，从而确保核电站的安全和运行稳定性。
3、维修效果检验：核电站系统维修后，需要对维修效果进行检验和评估，并记录下相应的数据信息。
核电厂继电保护故障诊断与现场处理方案探讨
核电厂继电保护故障诊断与现场处理方案探讨摘要：继电保护对于电力系统的安全可靠运行具有重要作用，当继电保护设备发生故障时，需要技术人员快速锁定故障原因并进行修复，避免影响电力系统的正常运行。
本文从短路、断线、参数设置错误及元器件选用不当等常见故障入手，给出相应的维护措施。
关键词：继电保护；故障；处理引言随着社会的不断前进与发展，电力在人们的日常生活中发挥着越来越重要的作用，已经成为人们日常生活中不可缺少的一部分。
在这样的发展趋势下，电厂作为电力生产的场所，其安全与稳定运行的重要性也日益凸显出来。
在电厂电力系统的安全与稳定运行中，继电保护系统发挥着极其重要的作用。
在电厂的电力系统在运行过程中，一旦某一区域出现故障，电厂的继电保护系统可以迅速地对故障区进行隔离，不仅可以有效避免故障的进一步扩大，而且可以尽可能地将故障产生的影响降至最低。
另外，继电保护系统还具有安全隐患预警功能，如果某一区域的运行工况异常时，继电保护系统可以迅速启用预警功能。
此时，电厂的工作人员通过采取一些行之有效的措施来对电力系统的运行状况进行调整。
在电厂的继电保护系统中，常见的故障问题有：干扰问题、定值问题、高频收发信问题、CT饱和问题、插件绝缘问题等。
一旦电厂继电保护（电流互感器）系统发生故障，就会使得其重要的保护功能得不到有效的发挥，甚至会导致整个供电系统的瘫痪，不仅会给人们的正常用电带来严重的影响，而且还会损害到电厂的经济利益。
1电厂继电保护常见故障1.1整定参数设置错误继电保护设备往往需要根据电流互感器或者电压互感器检测的电压、电流数值，采集后于整定值对比，确认设备是否动作。
如果继电保护设备在安装时，整定值设置不准确，往往会出现设备在不应该动作的时候触发动作，在应该动作的时候无反应的问题。
例如电压继电器的整定值本应设置为3V，但因为计算错误或者安装时设置错误，导致设置为1V或者更低，这样往往会出现原本正常的设备在启动时，电压继电器直接动作，误以为设备发生故障;亦或者进行时间继电器的时间设置时，如果未按照标准进行精确设定，往往会出现反应延迟而导致上级保护动作，扩大停电范围的问题;例如在设置定时限过电流保护时，如果故障点附近的时间继电器设定的反应时间远长于上级过流保护回来的时间继电器反应时间，必然会导致在发生短路故障时，就近断路器保护无法动作，不能切除故障回路，而使得上级断路器的保护动作，切除故障回路的范围扩大，增加停电区域，造成更大的损失。
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考虑到保护系统中Ｒ鸭与ＥｓＦＡＳ对故障
安全模式的要求不同，娜应偏于驱动，而ＥＳ—
ＦＡＳ应偏于不驱动。因此，在参与表决逻辑的 控制器出现可探测故障而发生失效时，对应的
图ｌ ３．２
ＲＴｓ系统架构
表决逻辑，以最终使得保护系统的可靠性满足 法规、标准的要求。
Ｏ嘣弘ｔ
图４
Ｒ髑表决逻辑降级设计
万方数据
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图５
ＥＳＦＡＳ表决逻辑降级设计
［４］ＮｕＲＥｃ／ｃＲ一６３０３，Ｍｅｔｌｌｏｄ 参考文献 ［１］１ＡＥＡ—Ｎｓ—Ｇ—１．３，ｉｎｓ协ｌｍｅｎｔａｌｉｏｎ明ｄ
安全级系统故障不仅应该产生可预测的故障模
式，丽且所产生的故障模式应将系统置于安全 状态…。数字化保护系统故障一般可分为单
一故障和共因故障两种类型，本文主要针对这 两种故障类型对保护系统故障的影响分别进行 分析，并研究故障时可保证系统安全的对策，进
而设计出更为合理的保护系统架构。
１
时变为带电闭合状态，故障或失电后则恢复断
组采用多样性控制器（平台２）的系统进行冗余
配置，并进行１００２表决，如图２所示。 ３．３保护系统整体架构设计 根据上述分析结果，可为我国主要建设的
二代改进型反应堆保护系统设计出更为合理的
保护系统架构。（１）将ＲＴｓ设计为４个保护通 道Ｒ髑一ＩＰ—ｌＶＰ，每个保护通道分成两个功能 多样性子系统，可分别应用两个互为多样性的 数字化平台（一套应用ＤＣＳ，一套应用基于ＦＰ一
降低，尤其可得到更低的拒动率，所以更适合应
用到要求频率较高的保护中。在进行保护系统 架构设计时，须根据具体要求选择适合的表决
逻辑。
３．１
图２
ＥｓＦＡＳ系统架构
ＧＡ的控制装置）实现，每个保护通道控制一组
停堆断路器，四组停堆断路器相互连接而又构
Ｒ’ｒｓ表决逻辑选择 成２００４结构后控制紧急停堆。（２）ＥＳＦＡＳ设
２保护系统故障对策分析
２．１单一故障对策分析 根据核安全相关法规、标准规定，保护系统 的设计须满足单一故障准则，即要求保护系统 中任何部件发生单一随机故障包括由此故障引
的冗余配置是避免共因故障的有效手段¨Ｊ。
因为共因故障难以通过ＤｃＳ平台自身的 自诊断功能进行探测，如果对共因故障造成 “误动”和“拒动”进行兼顾设计，则须至少采用 三套不同原理的控制装置进行２００３表决，这样
当核电站发生预期运行事件（ＡＯＯ）时，为
避免安全参数（如压力、水位）超越安全限值而
出现事故工况，而由Ｒ稻驱动执行机构实现反 应堆紧急停堆，从而快速降低反应堆的反应性。
对于ＲＴｓ，当其任何系统或部件发生故障而无
法正常进行保护控制时，其故障安全模式应是
触发紧急停堆，即使丧失了电源，也必须要保证 停堆功能的执行，所以ＲＴＳ控制停堆的输出控 制模块（Ｄ０）应采用常开触点类型，在正常运行
故障）、Ｄｕ（Ｄａｎｇｅｒｏｕｓ ｕｎｄｅｔｅｃｔｅｄ，危险的不可 探测故障）、ＤＤ（Ｄａｎｇｅｒｏｕｓ Ｄｅｔｅｃｔｅｄ，危险的可 探测故障）。安全故障即故障导致的结果是安
全的，所以对于Ｒ玛而言，触发停堆的故障为 安全故障，造成停堆拒动的故障为危险故障；对
于ＥｓＦＡＳ而言，则是保持当前输出状态不变的 故障为安全故障，造成误动作的故障为危险故
系统一ＥｓＦＡＳ宜采用２００３逻辑及多样性冗余 系统结构型式，并由此设计了保护系统的基本 架构，在对具体核电站进行设计时，可基于此基 本架构再进行详细结构设计，并且须根据所应 用的ＤｃＳ平台各部件的可靠性指标，对保护系 统进行具体的可靠性定量分析计算。在进行可
靠性分析时，可能会受Ｄｃｓ平台可靠性指标的 影响，而需要再修正保护系统中的冗余配置或
表决逻辑应按表２所示的降级规律实现降级。
表２表决逻辑降级规律
ＥＳＦＡＳ表决逻辑选择 根据核电站工况的不同，对ＥＳＦＡｓ动作的
要求不同，而事故工况出现的概率极低，可能在
电厂整个生命周期内一次都不会发生¨Ｊ，为了
兼顾正常工况和事故工况，可采用２００３表决逻 辑。同时考虑到对共因故障的防范，应增加一 ＲＴｓ的２００４表决逻辑的设计，如图４所 示。 ＥＳＦＡＳ的２００４、２００３表决逻辑的设计，如 图５所示。
４结语
核电站保护系统故障安全设计是保证核电 站运行安全的重要环节，通过上述对保护系统
单一故障及共因故障两种故障形式进行分析，
３３９
万方数据
图３保护系统架构
ｈｌｐｍｌ
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Ｉ掣ｕｔ２坤ｕｔ３
－Ｆ硼ｈ
ｂ平ｕ蚪
－Ｆａ｜ｌ】ｔ
可知对于停堆系统一ＲｒＩｓ宜采用２００４逻辑及
多样性冗余系统结构，对于专设安全设施驱动
开状态，使停堆断路器的电源中断而触发停堆。
１．２
ＥＳＦＡＳ故障安全模式 当出现假定事故（ＰＡ）时，如一回路破站保护系统主要由紧急停堆系统
故，为减轻事故后果，由ＥｓＦＡｓ驱动专用安全
设施进行堆芯紧急冷却以及防止放射性物质向 外部环境大量排放。但是在正常工况下，如果 专设安全设施误动作（如安全壳误喷淋）则会 对反应堆设备产生损害或不良影响，所以此时
万方数据
误动率可得到有效降低，而拒动率则增加了一 倍，所以这两种表决很难兼顾“误动率”和“拒 动率”的要求。如果采用三重冗余控制器，并 进行２００３表决，误动率和拒动率都能得到有效 降低，但降低拒动率效果尚不如１００２表决，所 以可应用于对驱动要求频率比较低的情况。
２００４表决也能使误动率和拒动率都得到有效
性，并进行定量分析，使拒动率和误动率均达到 标准要求。假设单一控制站的故障误动率为
儿拒动率为ｇ，对于采用多重冗余控制器进行 逻辑表决而获得的误动率、拒动率如表ｌ所示。
表ｌ表决逻辑的误动率、拒动率
塞壅墨墨耋型
１００２ ２００２ ２００３
堡塑圣
２Ｐ
ｐ２
堑塑空
ｑ２
２ｑ ３
动降级为２００２；当一个系统出现误动故障时， 表决逻辑则会自动降级为ｌ００２，这样便可保证
第３２卷第３期 ２０１２年３月
Ｎｕｃｌｅａｒ
核电子学与探测技术 Ｅｌｅｃ叻ｎｉｃｓ＆Ｄｅｔｅｃｔｉｏｎ Ｔｅｃｈｎｏｌｏｇｙ
Ｖ０１．３２ Ｍ＂．
Ｎｏ．３ ２０１２
核电站反应堆保护系统故障对策分析与应用
郑伟智
（北京广利核系统工程有限公司，北京１０００９４）
摘要：核电站反应堆保护系统应设计为当其任何部分出现故障均能保证反应堆的安全。根据反应 堆停堆系统及专设安全设施驱动系统对故障安全的设计要求，研究了应对单一故障及共因故障的对策， 并根据二代反应堆堆型的特点，设计了保护系统的基本架构。该架构的停堆系统采用２００隼表决逻辑， 专设安全设施驱动系统采用２００３表决逻辑，并提出了在输人发生失效时，表决逻辑的降级规则。 关键词：核电站；保护系统；故障安全；单一故障；共因故障；表决逻辑 中图分类号：ＴＰ ２０６＋．３；吼３６２文献标识码：Ａ文章编号：０２５８毋９３４（２０１２）０３ＪＤ３３７－０５
［５］中国国家标准化管理委员会．ＧＢ／Ｔ ４０８３．核反应 堆保护系统安全准则［ｓ］．北京：中国标准出版社，
［２］ＩＥＥＥ
ｔｅｒｎｓ
ｓｔｄ．６０３，ＩＥＥＥ ｓｔａｎｄａｌｄ ｃｒｉｔｅｄａ ｆｏｒ ｓａｆｅｔｙ ｓｙｓ・ ｆｏｒ Ｎｕｃｌｅａｒ Ｐ０Ⅵｅｒ
（Ｒ瞄）和专设安全设施驱动系统（ＥＳＦＡＳ）两大 部分组成，因实现的功能不同，所以两个系统的 故障安全模式也有很大差异。
ＥｓＦＡｓ的系统或部件出现故障时，不驱动执行
机构是其安全模式；而在事故工况下，为了确保 能保持正常驱动持续减轻事故后果，ＥＳＦＡＳ出 现故障时，其故障安全模式是驱动保持；因此在
收稿日期：２０ｌＯ一０２—０７ 作者简介：郑伟智（１９７８一），男，河北人，工程师，，硕 士，负责核电站反应堆保护系统安全级ＤＣｓ设计。
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２００２．
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Ｐｅ由珊ｉｎｇ Ｄｉｖｅ商‘ｙ
ａｎｄ Ｄｅ如ｎｓｅ—ｉｎ—ＤｅＰｔｌｌ Ａｎａｄｙｓｅｓ ｏｆ Ｒ—ｅａｃｔｏｒ Ｐ珊ｆｅｃ— ｃｏｎｔＴｏｌ ｓｙ８一 ｔｉｏｎ
ｓｙｓｔｅｍｓ［ｓ］．Ｄｅｃｅｍｂｅｒ
１９９４．
ｓａ鲫ｉＢ
ｎｕｃｌｅ盯ｐｏｗｅｒ
ｐｌａｎｔ８［ｓ］．
保反应堆安全，Ｒ鸭必须具有更低的拒动率，所
以最好采用２００４表决进行设计。同时考虑到 对共因故障的防御，应增加一组采用多样性控 制器（平台２）的系统进行冗余配置，并进行 １００２表决，如图１所示。
直接控制紧急停堆，并将计算结果传递到Ｅｓ—
ＦＡｓ实现专设安全设施的驱动。结合上述分析
的结论，Ｒ髑采用２００４表决，ＥＳＦＡｓ采用２００３
Ｒ，１１Ｓ主要用于应对Ａ００的发生，根据ＮＲＣ 在１０ＣＦＲ５０附录Ａ中的定义，Ａ００在整个电 站生命周期中会出现一次或多次怕－。为了确
计为Ａ、Ｂ列冗余，并分别对应控制一组专设安 全设备（阀或泵），任何一组设备驱动便能完成
专设安全功能。一般处理过程为，由ＲＴＳ采集 现场传感器的信号，进行阈值处理后，判断是否 应触发反应堆停堆或驱动专设安全设施，ＲＴＳ
发的其它故障，都不能影响保护系统实现安全
功能的能力旧。ｏ。数字化仪控系统一般都具有 一定的自诊断功能，对于通过自诊断可以探测 到的故障可以按预先的设置使输出保持故障安 全状态。根据故障影响是安全的还是危险的以 及故障是否具有可探测性，可将单一随机故障
分为４种类型：ｓｕ（Ｓ出ｕｎｄｅｔｅｃｔｅｄ，安全的不 可探测故障）、ｓＤ（ｓ也Ｄｅｔｅｃｔｅｄ，安全的可探测