反应堆保护系统

反应堆控制复习提纲

第一章核反应堆的物理基础自动控制：传递函数： ρ的物理含义：反应堆：周期：短周期事故：稳态运行方案：剩余反应性：后备反应性： “卡棒”准则：基本原理：为什么说对反应堆中子通量密度的控制就可实现对反应堆功率的控制基本原理：说明缓发中子在反应堆控制中的作用基本原理：试述两种运行控制模式的异同基本原理：简述反应性控制手段

第二章线性离散控制系统的分析方法线性控制系统：数学模型类型：采样：采样定理： Z传递函数：基本运算：Z变换求解差分方程基本运算：时域函数的Z变换

第三章线性控制系统的状态空间分析方法状态空间模型：状态变量：状态转移矩阵：基本运算：系统的状态空间模型与传递函数中间的相互转换基本运算：系统时域函数的Z变换基本运算：判断线性系统的能控和能观测性

第四章核反应堆动力学模型零功率核反应堆：常源近似：瞬跳近似：反应性方程：瞬发临界：缓发临界：数值解法：基本原理：阐述点堆动态方程应用条件基本运算：由反应堆基本参数写出状态空间表达式和传递函数

第五章核反应堆控制系统的稳定性分析奈奎斯特判据：控制系统的基本性能：李雅普诺夫第二法：基本运算：通过系统的根轨迹图和奈奎斯特判断系统的稳定性和开环增益的取值范围基本运算：劳斯判据和朱利判据判定系统稳定性中的应用

第六章压水堆核电厂控制核反应堆自稳自调特性：常轴向偏移控制：控制棒的微分价值和积分价值：虚假水位：基本原理：说明限制功率分布的准则阐述功率分布控制的必要性试述功率补偿棒组和R棒组的控制功能和特点说明反应堆功率和汽轮机负荷的关系说明功率失配通道的作用阐述蒸汽发生器的液位控制的原理和特点

第三章反应堆保护

第三章反应堆保护 3.1 概述 3.1.1 反应堆保护系统的功用。反应堆保护系统的功用主要是保护三大核安全屏障(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核安全屏障完整性的阈值时，保护系统动作触发反应堆紧急停堆和启动专设安全设施。 3.1.2 反应堆保护系统的组成。广义地讲，反应堆保护系统应包括核岛KRG （过程测量系统，通常称为SIP ），RPN （核仪表系统）， RPR （反应堆保护系统）以及所有专设安全系统（如 RIS ，RCV ，ETY 等）。 KRG 和RPN 分别对测量数据进行处理，然后将处理后的模拟信号转成开关量信号送至RPR 系统进行逻辑运算形成保护指令，最终送至执行机构执行保护动作，如图3.1。 3.1.3 保护系统的设计准则 1．单一故障准则单一故障准则是指某设备组合或系统，在其任何部位发生可信的单一随机故障时仍能执行正常功能，即系统内的单一故障不会妨碍系统完成要求的保护功能，也不会给出虚假的保护动作信号（误动作）。由该单一故障引起的所有继发性故障均应视为单一故障不可分割的组成部分，该准则要求保护系统内单一故障或单次事件引起的故障不应有损于系统的保护功能。 2．冗余性和独立性冗余性是为了满足单一故障准则，冗余有整体冗余和部件冗余，各冗余通道之间应有独立性（电气独立和实体独立）。为保证电气独立性，电源系统也应有冗余度，冗余性和独立性为在线周期试验和在线维修提供了手段。 3．多样性多样性准则针对共模故障，可通过功能多样性和设备多样性来实现。共模故障是指某一事件或条件均能导致同一类（采用同一设计原理或材料的）设备产生相同的故障。 4．故障安全准则故障安全准则是在某系统中发生任何故障时仍能使该系统保持在安全状态的设计原则。 KRG RPN RPR 执行机构 RIS ，RCV ，ETY ，停堆开关…… 图3.1 反应堆保护系统组成框图

浅谈反应堆保护系统设计

浅谈反应堆保护系统设计摘要为了科学利用核能，保障核电站的运行安全，确保其可靠性和安全性，在进行保护控制系统设计时，应充分考虑其发生故障的可能性。本文介绍了核电站数字化控制系统的保护系统的设计原则，并对其典型设计进行了分析研究。关键词核能；数字化控制系统；保护系统；可靠性前言核能是一种稳定的清洁能源，使用核能发电至今已有近70年的历史。然而，自日本福岛核事故发生以来，世界范围内核电项目受到了严重打击，中国政府立即暂停了已开工的核电项目，并对新上核电项目进行严格审批，直到近年才陆续重新开工。如何确保核电站的运行安全，如何使用好核能这把双刃剑，已成为决定整个核电行业发展的重中之重。随着微处理技术的发展，数字化控制系统已取代了传统模拟控制和保护系统，本文主要介绍了数字化控制系统中反应堆保护相关系统的架构与设计原则。 1 系统组成 1.1 核电站的基本构成核电站是用核能生产电能的电厂，从生产角度上讲，核电站分为两大部分，一部分是通过核能放热产生蒸汽，称之为核岛；另一部分与常规电厂相同，利用蒸汽生产电能，称之为常规岛。核岛系统由反应堆、主泵、稳压器、蒸汽发生器和相应管道组成，反应堆外壳是一个耐高压容器，主要用于将全部核放射限制在其范围之内、防止飞机撞击等事件，是放射物质与环境之间的第三道屏障。但是，当反应堆出现异常时，如果不能及时调整或停止其核反应，堆芯温度将不断上升，进而导致核岛内压力不断升高，当压力高到容器无法承受时，最终会发生放射性物质外泄。 1.2 反应堆保护系统（1）概述反应堆保护系统的作用就是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[1]。当核电站的某些设备发生故障时，通过设置在核电站各个设备、管道的压力、温度、流量传感器参数也会发生变化，当这种参数变化达到危及三大屏障完整性的阈值时，紧急停闭反应堆，必要时启动专设安全设施，通过淋水等方式进一步降低温度，保障公众生命财产安全。

反应堆原理

核反应堆是核电站的心脏，它的工作原理是这样的：原子由原子核与核外电子组成。原子核由质子与中子组成。当铀235的原子核受到外来中子轰击时，一个原子核会吸收一个中子分裂成两个质量较小的原子核，同时放出2—3个中子。这裂变产生的中子又去轰击另外的铀235原子核，引起新的裂变。如此持续进行就是裂变的链式反应。链式反应产生大量热能。用循环水(或其他物质)带走热量才能避免反应堆因过热烧毁。导出的热量可以使水变成水蒸气，推动气轮机发电。由此可知，核反应堆最基本的组成是裂变原子核＋热载体。但是只有这两项是不能工作的。因为，高速中子会大量飞散，这就需要使中子减速增加与原子核碰撞的机会；核反应堆要依人的意愿决定工作状态，这就要有控制设施；铀及裂变产物都有强放射性，会对人造成伤害，因此必须有可靠的防护措施。综上所述，核反应堆的合理结构应该是：核燃料＋慢化剂＋热载体＋控制设施＋防护装置。还需要说明的是，铀矿石不能直接做核燃料。铀矿石要经过精选、碾碎、酸浸、浓缩等程序，制成有一定铀含量、一定几何形状的铀棒才能参与反应堆工作。热堆的概念：中子打入铀－235的原于核以后，原子核就变得不稳定，会分裂成两个较小质量的新原子核，这是核的裂变反应，放出的能量叫裂变能；产生巨大能量的同时，还会放出2～3个中子和其它射线。这些中子再打入别的铀－235核，引起新的核裂变，新的裂变又产生新的中子和裂变能，如此不断持续下去，就形成了链式反应利用原子核反应原理建造的反应堆需将裂变时释放出的中子减速后，再引起新的核裂变，由于中子的运动速度与分子的热运动达到平衡状态，这种中子被称为热中子。堆内主要由热中子引起裂变的反应堆叫做热中子反应堆（简称热堆）。热中子反应堆，它是用慢化剂把快中子速度降低，使之成为热中子（或称慢中子），再利用热中子来进行链式反应的一种装置。由于热中子更容易引起铀－235等裂变，这样，用少量裂变物质就可获得链式裂变反应。慢化剂是一些含轻元素而又吸收中子少的物质，如重水、铍、石墨、水等。热中子堆一般都是把燃料元件有规则地排列在慢化剂中，组成堆芯。链式反应就是在堆芯中进行的。反应堆必须用冷却剂把裂变能带出堆芯。冷却剂也是吸收中子很少的物质。热中子堆最常用的冷却剂是轻水（普通水）、重水、二氧化碳和氦气。核电站的内部它通常由一回路系统和二回路系统组成。反应堆是核电站的核心。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，这样，无论在正常运行或发生事故时都不会影响安全。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。轻水堆――压水堆电站自从核电站问世以来，在工业上成熟的发电堆主要有以下三种：轻水堆、重水堆和石墨汽冷堆。它们相应地被用到三种不同的核电站中，形成了现代核发电的主体。目前，热中子堆中的大多数是用轻水慢化和冷却的所谓轻水堆。轻水堆又分为压水堆和沸水堆。压水堆核电站压水堆核电站的一回路系统与二回路系统完全隔开，它是一个密闭的循环系统。该核电站的原理流程为：主泵将高压冷却剂送入反应堆，一般冷却剂保持在120～160个大气压。在高压情况下，冷却剂的温度即使300℃多也不会汽化。冷却剂把核燃料放出的热能带出反应堆，并进入蒸汽发生器，通过数以千计的传热管，把热量传给管外的二回路水，使水沸腾产生蒸汽；冷却剂流经蒸汽发生器后，再由主泵送入反应堆，这样来回循环，不断地把反应堆中的热量带出并转换产生蒸汽。从蒸汽发生器出来的高温高压蒸汽，推动汽轮发电机组发电。做过功的废汽在冷凝器中凝结成水，再由凝结给水泵送入加热器，重新加热后送回蒸汽发生器。这就是二回路循环系统。压水堆由压力容器和堆芯两部分组成。压力容器是一个密封的、又厚又重的、高达数十米的圆筒形大钢壳，所用的钢材耐高温高压、耐腐蚀，用来推

三种不同的控制用于核反应堆

比较三个现代控制器核功率调节范围宽反应堆摘要: 核反应堆是非线性的，他们的参数随着时间变化对功率水平，燃料棒的燃烧，控制棒价值起作用。因此，这些特征在电厂工作制度里大功率变化中必须被考虑进去（比如负载下的情形）。本文中就三种不同控制器对大功率变化的核反应堆运行作出呈现和比较。首先是已经被用于设计和控制反应堆功率的鲁棒优化自校正调节器（ROSTR）【1】。然后是基于ROSTR响应作为模糊参考轨迹的自适应鲁棒最有控制器（FAROC）【2】被提了出来。最后是基于ROSTR响应的神经网络控制器（NNC）【3】被设计和模拟出来。然后关于三个控制器的调节速度和准确性性能做出了比较。 1 引言核反应堆控制领域里已经有许多研究。爱德华兹（Edwards）等人应用改进的SFAC（以经典控制为辅助的状态反馈）的鲁棒特性来处理反应堆参数变化中的CS FC（常规状态反馈控制）【4】。纳玛斯旺（Ramaswamy）等人基于固定最优控制器【5】设计了模糊控制器。在最近的工作中Khajavi等人设计模拟了一个核反应堆鲁棒优化自校正调节器（ROSTR）【1】。基于已提出的调节后的动态非单点模糊逻辑系统【3】的自适应性鲁棒优化控制器（FAROC）也被设计并且模拟出来。在反应堆宽广的运行区间里，自适应性鲁棒优化控制器（FAROC）显示出良好的稳定性和性能。自适应性鲁棒优化控制器（FAROC）和稳定优化自校正调节器（ROSTR）相比较也大大减少了计算时间。结果表明神经网络控制器（NNC）的反应非常接近参考反应，相比自适应性鲁棒优化控制器（FAROC）其反应时间少了 1.52倍。第二部分是阐述和反应堆相关的控制方程。第三部分给出了ROSTR方法的简要回顾。第四部分是前面提到的FAROC的设计程序的描述。第五部分介绍了NNC的设计过程。第六部分给出了仿真结果。 2.核反应堆模型拥有一个缓发中子组和两个热反馈机制（Edwards等，1990）【4】的五阶非线性模型，是设计一个用来控制核反应堆功率水平的模糊逻辑控制器的基础。用点堆模型动态方程描述反应堆中子。主要方程如下：

核反应堆控制与保护考试大纲

复习提纲本课程所要求的知识点分为四个层次：了解★★ 理解★★★ 掌握★★★★ 公式推导/看图分析★★★★★ 参考教材: [1]《核反应堆控制》（张建民，2009，原子能出版社）第1章、第4章、第6章 [2]《大亚湾核电站运行教程》（上册，璞继龙，1999，原子能出版社）第七章 [3]自动控制以及控制系统基本知识参考课件相关内容及其他参考资料。第1章核反应堆控制概述 1.2核反应堆控制的物理基础 [1] 核反应堆产生的热功率与中子注量率的关系（★★）中子代时间（★★）反应堆周期（★★★） 2倍周期（★★）缓发中子对平均中子代时间和反应堆周期的贡献（★★★★） 1.3反应性控制剩余反应性（★★）后备反应性（★★）反应性控制方式（★★★★） 1.4核电厂稳态运行方案稳态运行方案的定义（★★★）各稳态运行方案的优缺点及对应的堆型（★★★） 1.5核电厂运行控制模式各负荷运行模式的定义（★★）各负荷运行模式的优缺点（★★★）第2章自动控制基本知识 2.1自动控制的基本术语（★★★★） [3] 2.2系统的数学模型物理系统数学模型的表示方法（★★）建立系统微分方程的步骤（★★★）传递函数（★★★★） 2.3被控对象的动态特性自平衡对象（★★★★）静态特性（★★）放大系数（★★）惯性（★★★）纯迟延（★★★）流入量、流出量与被控对象输入量、输出量的区别（★★★）

第3章控制系统基本知识 3.1 概述 [3] 自动控制系统的分类（★★★）开环控制和闭环控制（★★★★） 3.2 控制器控制规律控制器的作用及控制规律（★★★）控制系统的性能指标（★★★）比例积分微分控制律的优缺点（★★★★★） PID的传递函数（★★★） 3.3 串级控制系统串级控制系统的组成（★★★）串级控制系统的主要特点（★★） 3.4 计算机控制系统计算机控制系统的组成（★★）计算机控制系统的分类（★★）集散控制系统的组成及特点（★★） [1] 第4章核反应堆动力学模型 4.2核反应堆动态方程点堆动态方程（★★★）点堆动态方程的线性化方程（★★★★）等效单组缓发中子点堆动态方程（★★★★）常源近似（★★★）瞬跳近似（★★★）反应性方程（★★★★）渐近周期（★★★）氙的效应和动态方程（★★） 4.3核反应堆的瞬态响应分析等效单组缓发中子的瞬态响应分析（★★★★） 4.4核反应堆的传递函数等效单组缓发中子核反应堆的传递函数（★★★★★）第6章压水堆核电厂控制 6.1概述 [1] 核反应堆控制系统设计的一般要求（★★★）核反应堆的自稳自调特性（★★★★） 6.2压水堆功率分布控制热点因子、轴向偏移和轴向偏差的定义（★★★）轴向功率分布的影响因素（★★★）限制功率分布的有关准则（★★★）常轴向偏移控制（★★★）轴向偏差与轴向偏移的关系式（★★★）

华龙一号与M310核电机组反应堆保护系统结构差异性分析

华龙一号与M310核电机组反应堆保护系统结构差异性分析摘要：反应堆保护系统（RPS - Reactor Protection System）是核电站重要的安全系统，福清5、6号机组核电站数字化反应堆保护系统基于AREVA公司的TXS 平台实现，与以往不同，反应堆保护系统的逻辑功能也与以前有很大不同，本文将通过对比这些差异，发现华龙一号反应堆保护系统提高了系统的可靠性，完善了系统的调试和维护。 1 引言反应堆保护系统（RPS - Reactor Protection System）是核电站重要的安全系统，它监测与反应堆安全有关的重要参数，当这些参数达到安全分析确定的整定值时自动触发紧急停堆和/或启动专设安全设施，以限制事故的发展和减轻事故后果，保证反应堆及核电站设备和人员的安全，防止放射性物质向周围环境释放。反应堆保护系统包括反应堆紧急停堆系统（RTS - Reactor Trip System）和专设安全设施驱动系统（ESFAS - Engineered Safety Features Actuation System）两部分，每个系统都是由仪表系统和逻辑系统组成。它包括了用于保护参数测量的测量电路、信号调整、保护逻辑驱动控制接口单元以及辅助电源供给单元。福清5、6号机组核电站数字化反应堆保护系统基于AREVA公司的TXS 平台实现。整个系统由4 个保护组（IP、IIP、IIIP、IVP）和2个逻辑系列（A、B）组成。单个通道保护参数的采集处理和阈值比较在保护组完成，停堆和专设逻辑符合在A，B 列完成。福清1-4号机组核电站数字化反应堆保护系统基于INVENSYS 公司的TRICON平台实现，整个系统也是由4 个保护组（IP、IIP、IIIP、IVP）和2 个逻辑系列（A、B）组成。单个通道保护参数的采集处理和阈值比较在保护组完成，但是停堆逻辑符合在四个保护组完成，专设逻辑符合在A，B 列完成。 2 反应堆保护系统结构差异性分析 2.1 M310机组反应堆保护系统设计福清1-4核电站保护系统上游为4重冗余的保护组，4 个保护仪表组分布在4 个隔离的连接厂房内。不同的是，每个保护组包括两个多样化子组和一个服务器子组。每个子组完成安全级过程仪表和核仪表信号的采集，阈值比较以及停堆逻辑符合，触发单通道的停堆信号和到ESFAS列的驱动专设动作的“局部脱扣信号”；服务器子组采集保护组内的PAMS 信号以及其他需要在非安全级显示和处理的信息，与位于A，B列的服务器子组通讯，并通过列内的服务器子组将PAMS信号上传到SVDU显示，将其他信息通过网关传输到非安全级系统，类似与福清5、6 号机组通信传输单元TUA/B。4 个保护组之间以及与ESFAS间通过远程IO的方式进行数据传输。福清1-4号核电站保护系统下游为两个冗余的ESFAS列，每个列包括两个多样化子组和一个服务器子组。多样化子组接收来自保护组的“局部脱扣信号”并进行逻辑符合产生系统级ESF 动作，并根据具体工艺要求进行部件级的ESF 逻辑控制。最终ESF 驱动信号通过硬接线传输到PLM。列服务器子组负责与保护组服务器子组，SVDU 以及非安全级的通讯。优选模块（PLM）接收来自四个上游系统的指令信号，按优先级次序依次为ECP 系统级手动控制指令、1E 级Tricon 的ESFAS 指令、ATWT/多样化保护系统指令、来自非安全级系统的指令。PLM模件采用FPGA技术，只完成优选逻辑和定期试验功能，执行器状态信息的显示，驱动命令的保持和中断等功能由其他系统完成。PLM 模件只接受硬接线信号，对于来自非安全级系统的信号需进行电气隔离。

《核反应堆物理分析》名词解释及重要概念整理

第一章—核反应堆的核物理基础直接相互作用：入射中子直接与靶核内的某个核子碰撞，使其从核里发射出来，而中子却留在了靶核内的核反应。中子的散射：散射是使中于慢化(即使中子的动能减小)的主要核反应过程。非弹性散射：中子首先被靶核吸收而形成处于激发态的复合核，然后靶核通过放出中子并发射γ射线而返回基态。弹性散射：分为共振弹性散射和势散射。 111001 100[]A A A Z Z Z A A Z Z X n X X n X n X n +*+→→++→+ 微观截面：一个粒子入射到单位面积内只含一个靶核的靶子上所发生的反应概率，或表示一个入射粒子同单位面积靶上一个靶核发生反应的概率。宏观截面：表征一个中子与单位体积内原子核发生核反应的平均概率大小的一种度量。也是一个中子穿行单位距离与核发生相互作用的概率大小的一种度量。平均自由程：中子在介质中运动时，与原子核连续两次相互作用之间穿行的平均距离叫作平均自由程。核反应率：每秒每单位体积内的中子与介质原子核发生作用的总次数(统计平均值)。中子通量密度：某点处中子密度与相应的中子速度的乘积，表示单位体积内所有中子在单位时间内穿行距离的总和。多普勒效应：由于靶核的热运动随温度的增加而增加，所以这时共振峰的宽度将随着温度的上升而增加，同时峰值也逐渐减小，这种现象称为多普勒效应或多普勒展宽。瞬发中子和缓发中子：裂变中，99％以上的中子是在裂变的瞬间(约10-14s)发射出来的，把这些中子叫瞬发中子；裂变中子中，还有小于1％的中子是在裂变碎片衰变过程中发射出来的，把这些中子叫缓发中子。第二章—中子慢化和慢化能谱慢化时间：裂变中子能量由裂变能慢化到热能所需要的平均时间。扩散时间：无限介质内热中子在自产生至被俘获以前所经过的平均时间。平均寿命：在反应堆动力学计算中往往需要用到快中子自裂变产生到慢化成为热中子，直至最后被俘获的平均时间，称为中子的平均寿命。慢化密度：在r 处每秒每单位体积内慢化到能量E 以下的中子数。分界能或缝合能：通常把某个分界能量E c 以下的中子称为热中子，E c 称为分界能或缝合能。第三章—中子扩散理论中子角密度：在r 处单位体积内和能量为E 的单位能量间隔内，运动方向为Ω的单位立体角内的中子数目。慢化长度：中子从慢化成为热中子处到被吸收为止在介质中运动所穿行的直线距离。徙动长度：快中子从源点产生到变为热中子而被吸收时所穿行的直线距离为r M 。第四章—均匀反应堆的临界理论反射层的作用： 1. 减少芯部中子泄漏，从而使得芯部的临界尺寸要比无反射层时的小，节省一部分燃料；

核反应堆控制复习要点

【一回路流程】反应堆冷却剂在主泵的驱动下流入反应堆，冷却并吸收反应堆芯的热量后从反应堆容器流出，进入蒸汽发生器一次侧，将热量传递给二次侧后流出，再由主泵循环驱动流入反应堆。【二回路流程】一回路冷却剂携带的热量，在蒸汽发生器中传递给二回路的水，使二回路水在一定压力下加热，生成饱和蒸汽，去驱动汽轮机，带动与汽轮机同轴的发电机发电。作功后的乏汽在冷凝器中被海水或河水冷凝为水，经低压加热、除氧，再由给水泵驱动经高压加热后，循环补充到蒸汽发生器中。【三回路流程】以海水或河水为介质的三回路把乏蒸汽冷凝为水，同时带走电站的弃热。【核电厂构成】：①核岛（压水堆本体，一回路系统）：蒸汽发生器、稳压器、主泵、反应堆芯②常规岛：汽轮发电机组，二回路系统【蒸汽发生器的作用】①把一回路冷却剂从反应堆堆芯带出的热量经蒸汽发生器管壁传给二回路水，使之产生蒸汽带动汽轮机做功。②一回路水流经堆芯具有放射性，蒸汽发生器承担了防止二回路水被污染的第二道生物防护屏障。【运行控制模式】基本负荷运行模式A：汽轮机负荷跟随核反应堆功率的运行模式（机跟堆）。由于没有直接从电力系统到核反应堆功率控制的反馈回路，所以功率控制系统简单，作用是完成核反应堆的启动停闭，维持核反应堆功率在某一给定水平以及抑制功率的波动。适合带基本负荷运行的机组，功率调节性能较差，但受到的热应力变化较小，利于电厂安全和机组寿命。负荷跟踪运行模式G：核电厂的功率跟随电网需求而变化（堆跟机）。具有从电力系统向核反应堆的自动反馈回路，控制系统复杂，作用是可以对负荷变化作出响应，以适应电网变化的需求，使机组具有灵活的功率调节性能使核电厂参与负荷跟踪和电网调峰运行。【主要控制系统】核反应堆冷却剂平均温度控制系统（R棒组）、反应堆功率控制系统（G1、G2、N1和 N2）、硼浓度、稳压器压力和液位、蒸汽发生器液位、给水流量、凝汽器蒸汽排放、大气蒸汽排放、汽轮机调节、发电机电压控制。【控制系统设计要求】（1）满足要求前提下尽量简单可靠（2）尽量减少运行参数瞬态变化量，并使其接近给定值，增加输出功率（3）在各种条件下，系统仍有一定的稳定裕度，不大的超调量和合理的调整时间（4）负荷低于15%FP时，可手动控制，高于15%FP时投入自动控制（5）允许负荷有±10%FP的阶跃变化，但阶跃变化±10%FP时，负荷不得超过100%（6）允许负荷以5%FP/min的速率连续变化（7）甩负荷50%-80%不引起大气蒸汽排放阀开启、停堆或主蒸汽安全阀开启（8）紧急停堆，汽轮机脱扣不引起主蒸汽安全阀开启（9）接到停堆信号后，能在约1.5s时间内快速落下控制棒【自稳特性】指反应堆出现内、外反应性扰动时，核反应堆能够维持稳定状态的特性。【自调特性】指核电厂负荷变化时，反应堆靠自身内部温度反馈功能使其功率达到与负荷一致的水平，产生新的热平衡。【功率分布】（1）径向功率分布：可以通过燃料的不同浓度分区布置、可燃毒物棒和控制棒的径向对称布置、最佳控制棒分组和提插棒程序设计措施来展平，在运行中变化不大，并可以准确的预测（2）轴向功率分布：在运行中是变化的，慢化剂温度效应、可燃毒物反应、多普勒效应和功率水平效应、裂变产物效应控制棒组件移动和燃耗都会对轴向功率分布产生影响，是主要研究对象。【控制棒】R、N黑体棒（反应性价值高）功率调节控制；G灰棒组（反应性价值低），功率分布控制。在模式G中，由负荷确定的功率设定值变化引起的堆芯反应性变化首先是通过功率补偿棒组G1，G2，N1和N2来调节反应性的，它所引起的轴向和径向功率分布扰动比黑体棒组小。功率补偿棒组在堆芯的位置是功率的函数，功率升高控制棒位置也提高。用核反应堆冷却剂温度的R棒组来实现反应性精确调整。在功率快速变化中，R棒组可以辅助功率补偿棒组控制，因为其反应性效果受到最大棒速限制。【功率控制系统】（功率粗调）（1）主要功能：根据负荷需求控制功率补偿棒组的棒位，也称为功率补偿帮组控制系统。（2）最终目标：使功率补偿棒组的位置与功率水平相对应，对应关系就是有效标定曲线关系。（3）功率补偿棒控制系统是机组负荷的前馈（开环）控制【平均温度控制系统】（功率细调）（1）主要功能：通过调节冷却剂平均温度实现反应堆功率与负荷精确匹配，也称R棒组控制系统。（2）冷却剂平均温度是机组负荷的反馈（闭环）控制。【棒速程序控制单元】是一个非线性曲线，可以分为5个区域。（1）死区：为了避免Tav微笑的变化而引起控制棒频繁动作而造成严重的机械疲劳。（2）滞磁回环：为了清除控制棒驱动机构接通脱开时产生的振动。（3）最小棒速区：限制棒速（4）线性帮速区：棒速随温度偏差信号线性变化（5）最大棒速区：限制棒速【硼浓度系统】作用：（1）减少了控制棒数量（2）改善了轴向功率分布（3）可增大核反应堆后备反应性，使堆寿期延长，燃耗增加（4）简化堆芯结构【化学与容积控制系统功能】（1）容积控制：向反应堆堆芯补充水，在冷态时提供将反应堆冷却剂系统加压的高压水源，在热态时，保持稳压器中的液位。（2）化学控制：通过过滤除盐加入氢氧化钾以减少核反应堆冷却剂中腐蚀产物及裂变产物的浓度。（3）反应性控制：通过调整核反应堆冷却剂中的硼浓度以补偿燃

核反应堆控制与运行复习题

1、列出压水堆核电站主要控制系统。 2、简述压水堆核电站自稳自调特性，并分析。 3、简述压水堆核电站最佳稳态运行方案。 4、简述压水堆核电站负荷运行方式及优缺点。 5、画出大亚湾核电站运行梯形图。 6、画出核电站A模式运行梯形图 7、简述燃耗对功率分布的影响。 8、简述限制功率分布的有关准则。 9、热管因子、轴向偏移、轴向功率偏差 10、简述控制棒驱动机构提升程序。 11、简述模式G功率补偿棒组控制系统工作原理？ 12、简述冷却剂平均温度调节系统的三通道非线性调节器？ 13、简述稳压器压力控制系统的主要控制变量及控制参数？ 14、描述稳压器水位控制系统的简化框图？ 15、简述依据R棒位置和运行状态点位置硼浓度的稀释操作和硼化操作？ 16、简述稳压器喷淋和电加热器不投入时水位下降的瞬态过程？ 17、稳压器在喷淋和加热器投入时负荷阶跃增加10%的瞬态过程。 18、简述蒸汽发生器的液位控制原理？ 19、为什么压力壳的工作温度一定在脆性转变温度之上？在P-T图上画出一回路系统允许区和禁止允许区的范围？说明反应堆的“老化”对其运行温度的影响。 20、说明蒸汽发生器水位对核电站运行的影响？ 21、简述稳压器压力提高和降低的保护措施 22、稳压器水位整定值与一回路平均温度的函数关系，核电厂运行时，维持下泄流基本不变，靠改变上充流量来实现水位调节。 23、硼和水补给系统有五种正常补给的操作方式，即：慢稀释、快稀释、硼化、自动补给和手动补给。 24、试述RRA系统正常启动和正常停运的外部条件？ 25、主蒸汽隔离阀有三种工作方式：慢速开启（关闭）、快速关闭、部分开启（关闭） 26、简述汽轮机旁路排放系统的”压力控制模式”和“温度控制模式”。 27、除氧器有几个汽源？各在什么情况下使用？ 28、简述主给水调节阀和旁路给水调节阀的控制原理？ 29、凝结水抽取系统主要包括三个控制系统：冷凝器水位控制、再循环流量控制、除氧器水位控制。 30、高压安注系统的工作分为直接注入与再循环注入阶段。直接注入时，低压安注泵从换料水箱吸水，再循环注入阶段，低压安注泵从安全壳地坑吸水。 31、安全壳隔离A阶段伴随安注系统启动同时发生，安全壳隔离B阶段伴随安全壳喷淋系统启动同时发生。 32、画图并说明辅助给水系统汽动给水泵和电功给水泵的启动条件？ 33、说出9种标准工况的名称及其主要参数 34、解释标准工况P-T图上每个限制的理由 35、简述逼近临界的策略 36、什么是冷态试验，什么是热态试验？ 37、一回路升温、升压过程中压力、温度如何控制？ 38、初次临界实验过程

仪控综合改造之堆外核测系统

仪控综合改造之堆外核测系统发表时间：2018-05-28T16:44:32.417Z 来源：《建筑学研究前沿》2017年第35期作者：王伟 [导读] 本文介绍了秦山一期R10实行的仪控综合改造项目之堆外核测系统改造。中核核电运行管理有限公司浙江嘉兴 314300 摘要：本文介绍了秦山一期R10实行的仪控综合改造项目之堆外核测系统改造，重点介绍改造后的系统的功能以及过程中出现的问题和解决方法，总结了项目实施过程中的经验和不足。关键词：仪控综合改造；堆外核测系统；安装及调试一.概述核电厂仪表和控制系统的自动化程度随着计算机技术的发展在不断提高。应用数字化技术得当，可以提高核电厂运行的安全性和可靠性，从而提高电厂运行的可利用率，能给电厂带来显著的经济效益。经过对国内外基于模拟技术和数字化技术平台的应用现状和趋势的深入调研和分析，最终选择采用数字化技术来改造反应堆保护系统和堆外核测系统。从国外对数字化反应堆保护系统的广泛应用来看，其优越性、可靠性越来越多得到个电厂业主的认可。此次堆外核测系统的改造的主要工作为：1.测量机柜的更换，包括旧机柜拆除、新机柜安装、组件的上柜等；2.探测器信号电缆的更换，由于测量机柜物理位置发生变化，信号电缆需要重新更换，源量程信号电缆全部更换，中间量程和功率量程信号电缆从02贯穿件侧到05机柜全部更换；3.硬件性能测试和整个系统功能测试；4.和相关系统接口的调试工作，由于模拟量输出方式发生改变，堆外核测系统以前模拟量输出为电压信号，此次输出全部改成4-20mA电流输出，这样就涉及到相关系统接口组件发生变化；5.R10期间和改造有关的堆外核测系统工作，源量程探测器B的更换，中间量程探测器A/B的更换。二、堆外核测系统功能及结构介绍反应堆核测量系统是用来了解反应堆运行工况的装置，即了解堆内裂变状况的装置。反应堆核测量系统，主要测量堆功率及堆周期，并将测量结果用仪器显示出来，供操纵人员监督和操纵反应堆的运行，或者将测量结果送到信号保护系统去，在反应堆偏离规定的工况时，通过反应堆保护系统，自动的采取相应的措施以保证反应堆的安全；或者将功率信号送到功率调节系统去，功率调节系统再根据汽轮机的功率和堆的实际功率的差值，自动调节堆的功率水平，或者将测量结果送到自动记录仪和计算机系统，将反应堆的运行工况记录下来，供了解和分析反应堆的运行状况时用。改造前堆外核测系统组成情况介绍：源量程： 1.脉冲处理组件和周期处理组件组为法国MG公司生产。 2.脉冲周期仪，由北京核仪器厂生产。 3.脉冲计数率音响装置，由北京核仪器厂生产。 4.探测器为硼沉积计数管（CPNB44），法国MG公司生产。中间量程： 1.直流对数周期仪是中间量程唯一的测量组件，由北京核仪器厂生产。 2.探测器为γ补偿电离室，由北京核仪器厂生产。功率量程： 1.功率量程的仪表主要有线性功率测量装置、象限功率倾斜装置、功率通道比较装置，由北京核仪器厂生产。 2.探测器为长中子电离室，由法国MG公司生产。 3.改造后堆外核测系统组成情况介绍：源量程： 1.探测器为硼沉积计数管（CPNB44），法国MG公司生产，R10期间安排的预防性维修进行了B通道探测器更换，但是探测器类型和厂家都没有变化。 2.所有仪表都由AREVA NP公司提供，主要仪表有前放、主放和源量程音响装置等； 3.逻辑处理CPU，通讯CPU和输入输出等外围组件是整个堆外核测通道所公用。中间量程： 1.探测器为γ补偿电离室，由北京核仪器厂生产，R10期间安排的预防性维修进行了A/B通道探测器更换，但是探测器类型和厂家都没有变化； 2.所有仪表都由AREVA NP公司提供，主要仪表有电流放大器。 3.逻辑处理CPU，通讯CPU和输入输出等外围组件是整个堆外核测通道所公用功率量程： 1.探测器为长中子电离室，由法国MG公司生产，R10期间没有进行更换； 2.所有仪表都由AREVA NP公司提供，主要仪表有电流放大器SCV1； 3.逻辑处理CPU，通讯CPU和输入输出等外围组件是整个堆外核测通道所公用。三．问题解决和技术创新 1.解决了安全级系统要求通道间隔离的问题核电厂安全级的系统要求各冗余通道间满足实体分割和电气隔离的要求。新的系统分布在4个不同的房间，满足了实体分割的要求。 2.源量程和中间量程通道分配更加统一改造前源量程和中间量程通道分配不够清楚，源量程A分配到了A1，源量程B分配到了B2；中间量程A分配到了A2，中间量程B分配到

反应堆保护系统试验系统的研究

反应堆保护系统试验系统的研究张东升1，朱毅明2，左新2 1 信息产业部电子第六研究所，北京 (100083) 2北京广利核系统工程有限公司，北京 (100085) E-mail：tjudsoo@https://www.360docs.net/doc/8c1211485.html, 摘要：本课题对大亚湾核电站反应堆保护系统进行深入研究，确定了试验系统的开发需求，研究了试验系统的数学模型,应用CPLD和NI技术完成了新的试验系统的研制，通过了现场各种性能测试，满足了用户要求,对保护系统的正常运行起到了非常关键的作用。该课题的研究加快我国的反应堆保护系统及其试验系统的数字化进程，推动了CPLD和虚拟仪器技术在核领域的应用。关键词：反应堆保护系统；试验系统；CPLD；虚拟仪器 1. 引言反应堆保护系统(Reactor Protection System) 是狭义上反应堆保护系统的简称，而由SIP （过程仪表系统）和RPN（核仪表系统）、RPS（反应堆保护系统）以及所有专设安全系统（如RIS、EAS、ETY等）一起，构成广义的反应堆保护系统。其中SIP系统作为核岛KRG 系统的一部分，其作用是将由变送器测量得到的过程变量（压力、水位、流量、温度、转速等）信号进行必要的处理，最终经阈值处理形成逻辑保护信号，送至RPS进行逻辑运算（3取2或4取2）形成保护指令。 RPS系统主要完成反应堆异常工况下的紧急停堆,并触发专设安全设施,从而减轻事故后果，先进、可靠的反应堆保护系统对堆的安全运行具有重要作用。但是在反应堆正常运行的情况下，其故障是隐蔽的，也就是说在反应堆出现事故瞬态的情况下，保护系统才起作用，那么如何保证保护系统的正常运行则是定期试验系统需要解决的问题，也是非常关键的问题。数字化试验系统还提供必要的事故后检测手段,以监测反应堆停堆后因事故而导致的异常工况。[1] 2. 反应堆保护系统试验系统研究 2.1背景介绍 SIP定期试验就是采用系统辩识和模式识别等方法来对该系统进行验证，这对于核电站正常安全的工作有重要意义，也对于高安全级别高系统的安全验证有推广作用．然而由于SIP系统是一个保护系统，也就是说，在反应堆出现事故瞬态的情况下，SIP才起作用，在反应堆正常运行的情况下，其故障是隐蔽的。为了及时发现故障以保证SIP系统的可用性，必须对SIP系统进行定期试验。整个保护系统的试验系统分为三段：T1试验、T2试验和T3试验，如下图1

反应堆保护系统(RPR)

186 §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。图(1) 反应堆安全系统组成图 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：保护系统保护执行系统反应堆安全系统（紧急停堆系统工程安全设施系统）

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 187

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、系统设计准则双重二取一 M=A（A+B）（C+D）三取二 M=A C+AB+BC 四取二 M=AB+AC+AD+BC+BD+CD 图(2) 逻辑符合电路例（断电方式） 188

核电站环境安全与保护

编号：SM-ZD-94085 核电站环境安全与保护Organize enterprise safety management planning, guidance, inspection and decision-making, ensure the safety status, and unify the overall plan objectives 编制：____________________ 审核：____________________ 时间：____________________ 本文档下载后可任意修改

核电站环境安全与保护简介：该安全管理资料适用于安全管理工作中组织实施企业安全管理规划、指导、检查和决策等事项，保证生产中的人、物、环境因素处于最佳安全状态，从而使整体计划目标统一，行动协调，过程有条不紊。文档可直接下载或修改，使用时请详细阅读内容。能源是人类社会和经济发展的保障性资源，同时能源问题也是世界性的问题。目前人类所使用的能源主要是化石能源，自19世纪70年代产业革命以来，化石燃料的消费量急剧保持增长，90%以上的世界经济活动所需的能源都依靠化石能源提供，由于大量消耗，这类资源正趋于枯竭；同时化石燃料的大规模利用也带来了严重的环境污染，导致了温室效应和全球气候变暖等一系列环境问题。能源危机与环境危机日益紧迫，寻找新的清洁、安全、高效的能源是人类所面临的共同任务。现代社会中，除了煤炭、石油、天然气、水力资源外，还有许多可利用的能源，如风能、太阳能、潮汐能、地热能等等，但是由于技术问题和开发成本等因素，这些能源很难在近期内实现大规模的工业生产利用；而核能是一种经济、安全、可靠、清洁的能源，同各种化石能源相比起来，核能

核电厂安全级DCS调试期间常见故障及解决方案

核电厂安全级DCS调试期间常见故障及解决方案摘要：对于核电厂安全级DCS而言，除了要将工艺系统监视并控制在安全可靠的运行范围内之外，还要避免由于自身系统故障导致的停机或者跳堆。本文主要定义和分析了M310在调试过程中遇到的主要故障，给出了故障解决方案方案和优化措施，通过建立故障类型表来快速定位故障原因，制定合理的解决措施，同时对调试过程中人的行为给出了规范，从而减少由于人的因素带来的影响。关键字：安全级DCS；故障；原因分析 1引言随着分布式控制系统（DCS）的快速发展，以其所具有的开放性、高可靠性、快速性逐渐被核电厂广泛应用。以M310机组为例分析，该项目安全级DCS系统的设计采用的是Tricon平台，其最显著地特点就是三重模件冗余特性，将极大的提高反应堆保护系统的安全性。 2核电厂安全级DCS的结构及故障类型 2.1核电厂DCS的结构如果要系统的分析安全级DCS系统的故障类型，首先我们要先了解其大概的结构，然后再根据其各个部分涉及的系统和部件的类型具体分析。典型的核电厂安全级DCS系统主要由就地仪表、保护逻辑部分、驱动逻辑部分和驱动单元四部分构成。 2.2故障类型根据HAF-102中对假设始发事件的描述，在核电运行过程中需要考虑的故障类型取决于所涉及的系统和部件的类型。由图1可简单的看出安全级DCS故障类型可粗略的分为三部分： 1)信号故障：包括就地仪表故障及测量传输通道故障，此类故障为现场调试期间最为常见的故障。 2)DCS硬件故障：包括电源故障、输入输出卡件故障、处理单元故障、通讯模块故障等等，发生此类故障一般影响面较大，分析起来相对较为复杂，需要对整个DCS构架了解更为深入。 3)软件故障：由于安全级DCS在出厂之前做过严格的V&V测试，此类故障由软件缺陷导致的概率相对较小，多数是由于在试验期间由于逻辑中某些信号被强制而产生。 2.3故障级别定义对于同一个硬件来说，不同的故障类型会给控制系统造成的影响程度也是不同的；反之，使控制系统无法正常运行的原因也可能是多种多样的。由此可以根据事故后果的严重程度将不同的故障进行级别分类，在多个故障同时产生时根据故障的级别优先消除高级别的故障，迅速将系统状态恢复到可接受状态之内。一般来说，结合调试期间故障影响的严重程度可将其分为三个级别： 1)发生的故障导致DCS系统无法正常运行，不能发挥系统应有的安全功能，或者造成设备误动作，此类故障属于严重故障； 2)发生的故障导致导致单一或少量非安全级设备无法正常工作，此类故障属于一般故障； 3)发生的故障只造成系统内报警，不影响整个DCS功能，此类故障属于轻微故障。 2.4调试期间故障的归类及处理

核反应堆及其工作原理

核反应堆及其工作原理日本地震引发的核泄漏危机使得人心惶惶，网上各种瞎扯的消息铺天盖地，与其在假消息中挣扎，倒不如来普及一下科学知识。核反应堆究竟是什么东西？它的工作原理是怎样的？今天我们就来图解福岛核电站故障。核反应堆相关词汇表： core 核心 control rod s 控制棒 reactor vessel反应堆 suppression pool 抑压池 primary containment vessel 第一层安全壳（反应堆外壳） secondary containment building 第二层安全壳 turbine涡轮 condenser冷凝器 backup steam generator备用蒸汽发电机 Normal operation 正常状态 In operation since the early 1970s, Japan's Fukushima Daiichi nuclear plant uses six boiling water reactors, which rely on uranium nuclear fission to generate heat. Water surrounding the core boils into steam that drives turbines to generate electricity.

The reactor vessel is surrounded by a thick steel-and-concrete primary containment vessel, equipped with a water reservoir designed to suppress overheating of the vessel. 反应堆由一个钢与混凝土构成的厚实外壳（第一层安全壳）保护着，另外还配有一个蓄水库，防止反应堆过热。The suppression pool is designed to protect the primary vessel if the core gets too hot. Valves release steam into the pool, where it condenses, relieving dangerous pressure. 当核心过热时，抑压池可以起到保护第一层安全壳的作用。这时阀门会打开，水蒸气就能进入抑压池内冷凝，减缓压力过大造成的危险。 Earthquake damage 地震时 The earthquake initiated a rapid shutdown of the reactors, but the disaster cut power to controls and pumps, and the tsunami disabled backup generators. New diesel generators were delivered after batteries used to control the operation of the reactor were exhausted. 周五的地震切断了各种控制系统和水泵的电力供应，而海啸又使备用发电机组无法工作。在控制反应堆运作的电池报废后，不得不启用第二套柴油发电机。 Since the quake hit, fuel rods in the cores of reactor 1, 2 and 3 have overheated because of a lack of cooling water. 自地震以来，由于冷却用水的缺少，1、2、3号反应堆核心中的燃料棒一直处于过热状态。 Control rods were inserted into the cores to stop fission, but cores need several days to cool down. 控制棒已经插入，但是核心需要好几天时间来冷却。