核电站仪表与控制：第9章 反应堆保护系统

闭或GFR三个保护油压开关中的两个动
作）
C9
冷凝器可用时出现(P<500mbar.a,且冷却
喷淋水压>12bar.g)
C11 温度R棒棒位高于（225步）时出现
功能
闭锁控制棒的自动和手动提升， 防止触发P＝25％的停堆保护。 闭锁控制棒的自动和手动提升， 防止触发P＝109％的停堆保护。 防止包壳表面发生偏离泡核沸腾， 而烧毁。出现该信号时闭锁控制 棒的自动提升；汽机以200％/min 速率甩负荷。 防止反应堆线功率密度大，而烧 毁燃料芯块。出现该信号时闭锁 控制棒的自动提升；汽机以200％ /min速率甩负荷。 允许GCT1.2组排放阀开启。
9.5.2 停堆断路器的连接 （3） “四取二”连接
9.6 反应堆保护停堆功能
1）手动保护停堆 2）中子注量率高保护停堆 3）中子注量率正、负变化率值超过5%FP/2s处罚保护停堆 4）一次冷却剂流量低触发保护停堆 5）超温△T 超过整定值触发停堆 6）超功率△T 超过整定值触发停堆 7）稳压器压力超过限值触发停堆 8）稳压器水位高过限值保护停堆 9）蒸汽发生器（SG）水位超过限值保护停堆 10）汽轮机跳闸触发停堆 11）专设安全设施动作触发停堆
3/4功率量程中子通量测量值低于定值
2/4功率量程中子通量测量值超过定值 （功率量程≥10％Pn） RPN010/020/030/040MA
功
能
1) 汽机脱扣；2）允许冷却剂平均温度低295.4℃时关闭给水主控 制阀；
2) 允许快速打开前两组冷凝器排放阀，而禁止打开其它两组阀 ；
1) 如果原来安注是禁止的，那么允许自动启动它的功能； 2) 在冷却剂平均温度低以后，恢复主给水阀的控制； 3) 允许快速打开冷凝器的四组排放阀； 4）RGL计数器置0。
闭锁下列停堆功能：
1、环路流量低或反应堆冷却泵停（2/3环路）；
2、反应堆冷却剂泵转速低低； 3、稳压器压力低；
4、稳压器水位高；
5、1/3蒸汽发生器水位高高；
6、闭锁在反应堆冷却剂泵转速低时的“带厂用电”运行。
允许根据一个环路中流量低或反应堆冷却剂泵断路器打开时的停堆。
闭锁根据一个环路中流量低或反应堆冷却剂泵断路器打开时的停堆。
• 1）保护系统的功能和性能要求 • 2）自动触发 • 3）单一故障准则 • 4）冗余、符合逻辑 • 5）多样性 • 6）独立性 • 7）误动率低 • 8）“故障安全”设计 • 9）设备质量鉴定 • 10）运行旁通控制 • 11）接近保护系统设备的控制 • 12）对指示假设始发事件的变量的监测 • 13）在役检验 • 14）保护动作中操作员的介入 • 15）维护、修理和校准 • 16）标识
9.1 反应堆保护系统的功能
保护系统的目的： 保证反应堆的三道安全屏障完好，限制反应堆
在允许范围内运行或是缓解事故后果，保护反应 堆、环境、人员安全。
9.1 反应堆保护系统的功能
保护系统的功能： 1）连续监测各种保护参数 2）出现异常瞬态时，自动触发停堆 3）能自动触发专设安全设施动作 4）能排除对内余热 5）给出允许信号（P信号） 6）给出闭锁信号（C信号）
第9章 反应堆保护系统
9.1 反应堆保护系统的功能 9.2 保护系统的范围 9.3 保护系统的可靠性要求及设计准则 9.4 保护系统的设计依据及步骤 9.5 停堆断路器 9.6 反应堆保护停堆功能 9.7 专设安全设施的触发与启动 9.8 允许功能（允许信号P） 9.9 闭锁功能（闭锁信号C） 9.10 ATWT（ATWS）
9.2 保护系统的范围
9.2.2 保护系统的接口
1）保护系统内的敏感元件与被保护的电厂工艺系 统的接口
2）安全驱动系统内的驱动器与安全驱动系统的接 口
3）位于保护系统内的功能隔离装置与运行人员的 信息显示器的接口
4）保护系统内的功能隔离装置与控制系统的接口
9.3 保护系统的可靠性要求及设计准则
9.3.1 保护系统的设计准则
• 核电厂全厂性事故包括：冷却剂回路失水 事故、二回路系统蒸汽管道破裂和全厂断 电事故。
9.7 专设安全设施的触发与启动
（1）安全注入系统
安全注入系统的启动信号
9.7 专设安全设施的触发与启动
（2）安全壳喷淋系统 • 通过喷淋冷凝蒸汽，使安全壳内压力和温
度降低到可接受的水平，确保安全壳的完 整性。
1)
P08-
RPA/B128CC
2) 允许手动闭锁紧急停堆，并闭锁提棒（切除C1信号）（中间
量程）；P08-RPA/B127CC
3) 自动闭锁“源量程中子通量高停堆”，作为手动禁止的辅助
手段，并闭锁源量程探测器的高压电源（除非P4
4) 组成P7；
5) 允许校正中子通量变化率高停堆定值。
1) 允许“功率量程低定值通量高停堆”起作用； 2) 允许“中间量程通量高停堆”起作用； 3) 当P6和闭锁手控消失时允许恢复“源量程通量高停堆”功能
引起汽机以200％的速率负荷速降， 每14.4秒降4秒；汽机调节自动转手 动。
9.10 ATWT（ATWS）
• 未紧急停堆的预期瞬态
• 采取附加保护系统来产生紧急停堆信号， 从而保护了所以没有停堆信号的其他危及 反应堆安全的瞬态。，即ATWT。
超温ΔT保护动作前1OC出现
C4
反应堆线功率裕量小
2/3
超功率ΔT保护动作前1OC出现
C7A 当汽机功率下降幅度大于15％且下降速 1/1
率大于15%/2MIN时出现（以高压缸第 一级压力变化为准）
C7B 当汽机功率下降幅度大于50％且下降速 1/1
率大于25%/2MIN时出现
C8
汽机跳闸信号（两个低压缸的截止阀关 2/3
根据电厂参数变化而控制紧急停堆断路器和专设安全设 施执行机构动作的全部电气设备。
9.2 保护系统的范围
9.2.1 保护系统的组成：
1)保护参数的探测器 2）检测仪表 3）安全逻辑装置 4）为保护动作提供输出到驱动器的信号转换装置 5）手动触发停堆的信息显示器 6）隔离装置 7）旁通控制及显示装置 8）手动触发停堆单元 9）安全闭锁装置 10）装有保护系统设备的控制盘、机箱、机柜 11）电缆及电缆管道 12）电器及仪表电缆的安全壳电气贯穿件
中子注量率高保护停堆
一次冷却剂流量低保护停堆
9.6 反应堆保护停堆功能
（1）超温△T 超过整定值触发停堆
目的：防止发生偏离泡核沸腾。 引发超温的主要因素：
一次冷却剂平均温度Tavg高、主泵转速低、冷却剂压力 低以及轴向功率偏差太大。
（2）超功率△T 超过整定值触发停堆
目的：防止燃料棒高功率密度和由此造成的燃料棒包壳破坏 及燃料融化。
9.3 保护系统的可靠性要求及设计准则
9.3.2 保护系统的符合逻辑 （1）多通道局部符合逻辑
9.3 保护系统的可靠性要求及设计准则
9.3.2 保护系统的符合逻辑 （2）多通道总体符合逻辑
9.3 保护系统的可靠性要求及设计准则
9.3.2 保护系统的符合逻辑 （3）局部-总体符合逻辑
局部-总体符合逻辑
9.9 闭锁功能（闭锁信号C）
• 为保证反应堆的运行安全，在一定条件下 应禁止其他系统的某些动作（如控制棒提 升动作），为此设置必要的安全闭锁信号。
• 例如：C1，
名称
信号来源
通
道
C1
RPN中间量程测得P>20%时出现
1/2
C2
RPN功率量程测得P>103%时出现
1/4
C3
偏离泡核沸腾裕量小
2/3
允许GCT全部排放阀开启。
P10下，冷凝器不可用或冷凝器故障 或GCT被手动闭锁，则跳机引发跳堆； P16下，GCT不可用则跳机引发跳堆。
禁止R棒的提升。
C12 禁止温度R棒低于45步
禁止R棒的自动下插。
C20 RPN功率量程测得P<10%Pn时发出
禁止R棒放自动。
C21
ΔI运行点超31出0功率分布梯形图限制 307 298 291 289
9.4 保护系统的设计依据及步骤
（1）安全分析
必须进行安全分析，以确定保护系统的功能要求。 主要步骤：
• 1）确定可能发生的事故 • 2）检查后果 • 3）规定事故情况下反应堆特性的安全界限 • 4）选择用于处罚保护动作的电厂变量和敏感元件 • 5）确定保护动作的类型和保护系统必须具有的性
能特性。
引发超功率的主要因素： Tavg过高、 Tavg增加的速率大、主泵转速低、轴向功率
偏差大
稳压器压力超限保护停堆
稳压器高水位保护停堆
SG水位超限保护停堆
9.7 专设安全设施的触发与启动
• 当核电厂出现事故时，就要触发相应的专 设安全设施动作，用于限制事故的发展和 减轻事故的后果，以确保堆芯热量排出和 安全壳的完整性。
9.5 停堆断路器
9.5.1 停堆断路器的功能及质量要求
• 断路器是控制停堆执行机构实现停堆功能 的部件。
• 核电厂中多数采用接触器来做断路器，按 1E级的要求对它进行质量鉴定，质量合格 的方可用在反应堆的保护系统中。
9.5.2 停堆断路器的连接 （1）“二取一”连接
9.5.2 停堆断路器的连接 （2） “三取二”连接
启动辅助给水系统，作为应急措施向蒸汽 发生器二次侧供水，保证反应堆的热阱， 排出堆芯热量，指导堆芯预热排除系统投 入运行。
（5）主蒸汽系统隔离 • Leabharlann 要目的：隔离蒸汽泄漏；避免两台蒸汽
管道完好的蒸汽发生器的排空。
9.7 专设安全设施的触发与启动
• 安全壳内压力高触发的保护动作
9.8 允许功能（允许信号P）
• 反应堆在一种工况下某个保护功能可能不 合适，就需要将其闭锁，而在另一种工况 下，可能需要某个保护功能，就要将其投 入。
• 例如：P4，P6，P7，P8，P10
名称 P4 出现
P4 失去 P6 出现 P6 失去
P7 出现
P7 失去
P8 出现 P8 失去
P10 出现
P10
描述
停堆主断路器和旁通断路器打开 （300、320JA）
（2）运行工况 （3）确定保护动作 （4）确定保护参数
1）反应性保护 2）堆芯保护 3）压水堆堆芯偏离泡核沸腾的保护 4）一回路冷却剂边界完整性保护 5）汽轮机截止阀关闭或蒸汽管道破裂 6）安全壳屏障的保护盒限制事故发展 7）外电网失电保护
（5）保护系统的响应时间 （6）环境条件 （7）确定系统总体结构及性能要求
9.2 保护系统的范围
按照“HAD102/10核电厂保护系统及有关设施的规 定”，保护系统包括从敏感元件到安全驱动系统和安全系 统的辅助设施输入端的所有电气和机械部件及回路的设备， 它产生与保护任务有关的信号。 广义保护系统：
包括从参数测量的敏感元件到产生保护动作信号的所有 有关的电气和机械部件及电缆等。 狭义保护系统：
允许手动闭锁源量程停堆，并闭锁源量程探测器的高压电源。 P08-RPA/B125CC
使源量程停堆闭锁失效，并使源量程探测器高压供电。
允许下列停堆功能起作用： — 环路流量低或反应堆冷却剂泵停（2/3环路）；每环路分别
2/3,88.8%Qn。 RCP025/026/027; +015; +012 MD — 反应堆冷却剂泵转速低低（2/3环路）；1365rpm — 稳压器压力低；005/006/013MP 2/3 131bar.a — 稳压器水位高；007/008/011MN 2/3 2.43m(86%) — 1/3蒸汽发生器水位高高； 2/4 0.9m(75%) 在反应堆冷却剂泵转速低时允许“带厂用电”运行。
停堆主断路器和旁通断路器闭合 P4阶跃出现时（经过接点）
1/2中间量程中子通量测量值超过定值 （中间量程≥10－5％Pn） RPN013/023MA
2/2中间量程中子通量测量值低于定值
P10或P13
无P10和P13
2/4功率量程中子通量测量值超过定值 （功率量程≥30％Pn） RPN 010/020/030/040MA
9.7 专设安全设施的触发与启动
（3）安全壳隔离 • 安全壳隔离是为了防止安全壳内的放射性
物质扩散到安全壳外。 分为：第一阶段隔离和第二阶段隔离。 • 第一阶段隔离由出现的安全注入启动信号
或操作员手动启动。 • 第二阶段有安全壳内压力高过定值或操作
员手动启动。
9.7 专设安全设施的触发与启动
（4）辅助给水系统 • 当主给水系统中任何设备发生故障时，则