核电厂仪表和控制75页PPT
1核电厂仪表与控制
核电厂仪表与控制第一章：1.压水堆核电厂主要由核反应堆、一回路系统、二回路系统和其他辅助系统组成。
2.核电厂仪表与控制系统的功能可以归纳为三种：监视功能、控制功能、保护功能。
3.控制功能包括：1)反应堆控制系统：包括反应性控制、功率水平控制和功率分布控制。
2)蒸汽旁路排放控制系统：为了解决核岛和常规岛发生功率失配而设置的，它是功率控制系统的辅助系统，在常规岛发生短暂事故时，为了不使反应堆停堆，可将其功率由蒸汽旁路排放系统吸收。
3)稳压器压力和液位调节系统：为了调节维持一回路的工作压力不变，同时能保持一回路内水温和化学成分的均匀性。
4)蒸汽发生器水位调节系统：作用是保证使蒸汽发生器二次侧水位维持在整定值上，以便消除各种扰动，保证二回路系统的正常运行。
5)汽轮机调节系统：通过调节汽轮机进气阀对机组实施功率控制和频率控制等。
4.对安全级设备，必须制定清晰、完整、明确的技术规格书，在设计、制造、安装和运行的全过程都根据此规格书检查仪表及其供电设备。
第二章：1.自动控制是一门理论性很强的工程技术学科，自动控制原理是该学科的基础理论。
所谓自动控制就是在没有人直接参加的情况下，利用控制装置使被控制对象自动地按照预定的规律运行或变化。
2.如果系统的输出量与输入量之间不存在反馈，则叫做开环控制系统。
凡是系统输出量对控制作用能有直接影响的系统，都叫做闭环控制系统。
3.一般闭环控制系统：P94.阶跃相应的几个动态性能指标:调节时间Ts：也称为过度过程时间。
指响应曲线从输入信号开始，到最后进入偏离给定值的误差为±5%（或±2%）范围为Δ，并且不再越出这个范围的时间，记作Ts.调节时间是衡量控制系统快速性指标。
衰减比n和衰减率φ：衰减比表示振荡过程衰减的程度，是衡量过度过程稳定程度的动态指标。
5.前馈控制的原理是：当系统受到扰动时，立即从扰动作用取得信息，并以此通过控制器产生控制作用，以消除扰动时被控制量的影响。
《核电厂仪表与控制系统》第2部分-中子注量率监测仪表
3.1.1 固体探测器
常用的中子探测器主要有两大类：固体探测器和气体探测器，用于中子注 量率信号测量的固体探测器主要有自给能探测器；气体探测器主要有计数管， 裂变室和电离室等。
我国在AP1000和重水堆核电厂的堆内中子注量率的测量就是采用自给能探 测器。自给能探测器的测量方式有两种，一种是测量充电电极之间的电势差， 这种测量方式多用于剂量仪表；另一种是测量流过的电流，这种情况多用于中 子注量率监测仪表。
自给能中子探测器的外径一般为1~3毫米左右，其灵敏长度则可以根据需要 从几厘米变化到几米，柔性探头还可以绕制成螺旋形状，以提高灵敏度。
自给能探测器分为两大类：内转换自给能探测器和β流自给能探测器。
(1）内转换自给能探测器
内转换中子探测器又称快响应自给能中子探测器,铂自给能中子探测器是内 转换自给能中子探测器一种。其发射体由铂或钴、钪、镉等材料制成，绝缘体 是氧化镁制成，收集体是由外径1.5毫米不锈钢制成，电缆是外径1.0毫米的同 轴电缆。
电离室工作于饱和区，它主要性能是：
测量范围：约为102n/(cm2·s)~1010n/(cm2·s)； 中子灵敏度：约为10-13A/(n.cm-2·s-1)； 最高线性电流：约为10-3A； 工作电压：200V~1000V； 坪斜＜1%/100V； 绝缘电阻：信号线与管壳之间的电阻≥1012Ω； 分布电容≤200pf； 所带电缆长度：＞15m。
裂变电离室（续）
裂变室在反应堆的中子注量率测量中一般用于由源量程向功率量程过渡 范围时中子注量率的测量。其技术参数为：
中子灵敏度：脉冲式约≥0.8c/n/(cm2·s)； 电流式约≥2×10-13A/n/(cm2·s)； 最高线性计数率：约5×105计数/S； 工作电压：200-800V；坪长：约250V；坪斜:≤3%/100V； 绝缘电阻：信号线与管壳之间≥5×109Ω； 分布电容：≤300pf；所带电缆长度：≥15m。 在一些核电厂堆芯中子注量率测量系统中使用的就是一种微型裂变室， 它的中子灵敏度约为10-17A/n.cm-2·s-1，裂变室的灵敏体长度约为 27mm，裂变室的外径约为4.7mm。
核电厂仪表与控制
压水堆核电厂操纵人员基础理论培训系列教材
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核电厂仪表与控制系统概述 自动控制与调节基本常识 核电厂反应堆功率检测仪表 核电厂过程参数检测仪表 核电厂反应堆控制系统 反应堆冷却机系统过程参数的控制 二回路过程参数的控制 汽轮机的控制和保护 反应堆保护系统 集散控制系统简述 核电厂控制室和信息系统
三、核电厂反应堆功率检测仪表
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1、核功率测量原理 ①核功率测量的特点是量程宽、响应快。通过中子注量率的测量可以方便地获取反应堆 功率、功率的变化率和功率分布的信息。有利于操纵人员监视反应堆的瞬变状态和越线 快速报警，还可以迅速地为功率调节系统和保护系统提供必要的信息。 ②核功率与热功率 反应堆的热功率，就是由反应堆燃料提供给冷却剂的总功率。 可用下式表示：
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③自动控制系统的类型： 1）恒值调节系统——这类系统的任务是维持被控制量等于一个给定的常值。该类系统需 要克服的是各种能使被控制量偏离给定值的扰动。控制的作用就是在有扰动输人时,尽快 使被控制量恢复到等于给定值。 2）随动系统——随动系统的给定值是一个不能预知的随时间变化的量,系统的任务是保 证被控制量以一定的精度跟随输人量的变化而变化。 3）程序控制系统——这类系统的输人量是一个已知的时间函数。系统的任务是使输出量 以一定的精度随输人量的变化而变化。 4）过程控制系统——当控制系统的输出量是温度、压力、流量、液位或pH值等一些变 量时,则称为过程控制系统。
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2、自动控制系统的性能特性 ①稳定性：稳定性是系统能够工作的重要条件。系统在扰动作用下，其输出要偏离原平 衡状态，产生偏差。当扰动消除后，经过一段时间，如果偏差能消除，则系统是稳定 的。否则就是不稳定的。 ②阶跃响应的几个动态性能指标： 1）最大动态偏差和超调量 2）调节时间（过渡过程时间） 3）衰减比和衰减率 ③静态误差：系统的时间响应结束后，被控制参数达到的稳定值与给定值之间的偏差， 成为静态误差，也叫稳态误差。 3、物理系统的数学模型 系统动态特性的数学表达式，叫做系统的数学模型。
核电厂仪表与控制
1.核电厂控制分为两部分：反应堆功率控制、过程控制。
2.过程控制主要是指对热传输的压力、液位、流量等控制以及二次冷却剂和汽轮机及旁排等的控制。
3.调节核电厂功率的手段有功率补偿棒组、温度调节棒组、硼溶液的稀释和加硼。
4.大多数核电厂功率运行的控制方案采用的是漂移一回路平均温度的折中方案。
5.控制棒根据用途的不同，分为安全棒、补偿棒、调节棒。
6.稳压器压力调节的控制手段有稳压器水空间内电加热器的加热、稳压器顶部的喷雾器的冷却、安全阀组的保护排放。
7.蒸汽发生器水位受到很多因素影响，它取决于反应堆冷却剂温度、蒸汽流量、给水温度和给水流量。
8.正常情况下，蒸汽发生器给水流量由给水泵和给水调节阀控制，蒸汽流量则取决于向汽轮机输送的蒸汽流量，但此流量还受到一回路传递热量而产生的蒸汽产量限制。
9.汽轮机调节系统通过调节汽轮机进汽阀来调节汽轮机进汽量来实现调节目的。
10.通过调节汽轮机进汽阀对机组实施功率控制、频率控制、压力控制、应力控制。
11.D/A转换器称为数字模拟转换器，它是把数字转换为模拟量。
12.A/D转换器称为模拟数字转换器，它是把模拟量转换为数字量。
13.计算机系统把连续变化的量变成离散的量就必须进行采样，采样频率是否越高越好？为什么？经验告诉我们，采样频率越高，取样结果的离散模拟信号转换成的数字信号就越接近输入模拟信号，但是，如果采样频率过高，在实时控制系统中将会把许多宝贵时间用在采样上，而失去了实时控制机会。
14.采样定理也叫香农采样定理证明如果采样后的信号可以精确的复原为原来的输入信号，则必须满足采样频率不小于模拟频谱的最高频率的2倍。
15.数字化计算机监控系统的类型，随着技术的发展，基本可以分为直接数字控制系统、集散控制系统、现场总线技术控制系统。
16.DCS英文和中文各是什么？并详述DCS的结构体系及其功能。
Distributed control system 集散控制系统DCS的结构体系一般由操作站、通信网络、现场控制站等组成。
《核电厂仪表与控制系统》第4部分-核电厂功率控制系统
≈0.1s
可见，由于缓发中子的存在，大大的延长了中子相邻两代之间的代时 间。考虑缓发中子功率增长2.7倍大约需要100s的间。这样的变化速度，用 移动控制棒就能控制了。
反应堆动态方程
如果反应堆内各点的中子注量率随时间的变化关系与它的空间位置无关， 则可把反应堆看成一个“点”来研究它的动态方程，常称为“点堆动态方程” ，用以研究缓发中子随时间的变化。
时应才等出于现 6，这一i组t i平均缓发时间是βiti，所有六组缓发中子总的平均缓发时间 i 1
瞬发中子和缓发中子（续）
后，中6 再子加两上代瞬间发的中平子均平时均间寿命，，而则考虑了缓发6中 子i61的i作itti用i ≈ 0.1s，可知
6
i ti
i 1
i 1 i 1
i t i 所以
当 （ 缓发中子1份m额k）时10，反3 应K堆/处K于瞬发临界状态
瞬发中子和缓发中子
热中子反应堆内的裂变反应主要是由热中子引起的。而裂变释放出来 的中子的能量很大，它要在介质中经过慢化、扩散直至或参加新的裂变， 或被吸收，或泄露到系统外。中子从产生到消亡所经历的平均时间称为中 子的平均寿命，它包含平均慢化时间和热中子平均扩散时间。对压水堆， 中子的平均寿命约为10-4s左右。这种伴随裂变反应释放出来的中子称为瞬 发中子，占中子总数99%以上。
通过改变控制棒的位置和一次冷却剂中硼的浓度来补偿反应性的变化。
5.1 核电厂功率控制概述（续）
核电厂功率控制的功能要求
1）反应堆的启动、停堆、升功率、降功率以及维持反应堆稳 态运行等功率调节；
2）允许负荷有10%FP的阶跃变化； 也能适应5%FP/分的功率线性变化；
3）实现功率分布的控制，使反应堆安全和经济性地运行；
核电站仪表与控制：第4章 核电厂过程参数监测仪表
E ABB‘ ( A’ T,Tn ,T0 ,Tn ) E AB (T,Tn ) E A' B' (Tn ,T0 )
作用：若A’，B’材料热电特性在Tn，T0（低温区）与A、B的
热电特性相同，则可用A’B’材料代替AB延长热电偶。
两种均质材料AB构成热电偶，两端温度分别为T，T0，如 果有一个中间温度Tn，则热电势不受影响。
EABBA(T,Tn ,T0 ,Tn ) EAB(T,Tn ) EAB(Tn ,T0 ) EAB(T,T0 )
A
A
T
Tn
T0
B
B
图2.20 中间温度
➢写成特殊形式：
EAB (T,T0 ) EAB (T,0) - EAB (T0 ,0)
➢作用：已知热电偶在某一冷端下的分度（温度与热电 势的对应数据），只要 引入适当的修正就可在另外的 冷端下使用。
误差来表示。 仪表的精度等级：相对误差去掉百分号。 测量的不确定性：用仪表的精度等级和所要
求的测量量程来估算。 绝对不确定性和相对不确定性
4.1.1 参数测量的基本概念
（3）仪表的精度及测量的不确定性 绝对不确定性
ΔV=(a/100)*A
相对不确定性 n= (ΔV/V)*100%
4.1.1 参数测量的基本概念
4.2.2.1 热电偶
4.2.2.1 热电偶
（2）热电偶的基本定律及其应用 • 均质导体定律 • 中间导体定律 • 中间温度定律
1） 均质导体定律
均质导体：沿导体长度方向各部分化学成分均相同的 导体。
定律：由一种均质导体所组成的闭合回路，不论导体 的截面积如何及导体各处温度分布如何，都不 能产生热电势。
• 系统误差是指在相同条件下对同一被测量 进行多次测量时出现的恒定的或按一定规 律变化的误差。
核电站仪表与控制：第3章 核电厂反应堆功率测量仪表
3.2 气体探测器
3.2.2 涂硼电离室 • 结构：
内部电极涂硼（高压电极内表面和收集电极外表 面涂硼） • 内部充以混合气体： 1%氦气+6%氮+93%氩气 • 圆筒式和平板式 • 主要性能指标： 1）热中子灵敏度 2）γ 灵敏度 3）坪斜
3.2 气体探测器
3.2.3 γ补偿电离室
• 电离室所处的工作场所，都有较强的γ场。 所以在电离室的输出信号中含有 γ产生的电 流。这会影响测量中子注量率的精度和范 围。但在功率量程范围内中子通量水平比γ 通量水平相比高许多倍，在电离室电流中， 中子的贡献比γ 射线大得多，所以没必要补 偿。
• 换句话说是，在单位时间内进入单位表面积的球 内或穿过单位截面积的中子数。中子注量率也称 为中子通量。
3.1 核功率测量原理
（2）反应堆的热功率 反应堆的热功率是由反应堆燃料提供给
冷却剂的总功率。
3.1 核功率测量原理
中子注量率测量的分类： • 堆内中子注量率测量：中子注量率大于 1011(n / cm2 s)
金属屏蔽—无机绝缘—金属芯线同轴电缆。 外径一般是1-3毫米，长度根据需要从几厘米到几米。
3.3 自给能中子探测器
（3） 种类
1）内转换自给能探测器（快响应自给能中子探测器、铂自 给能中子探测器）
结构：发射体：铂、钴、钪、镉等材料 绝缘体：氧化镁 收集体：不锈钢 外径1.5毫米 电缆：同轴电缆 外径1.0毫米
坪：坪曲线上输出不随电压变化的一段，长度称坪长。斜率称坪斜。
VS 起始电压，当电极电压V超过 VS 时，
探测器开始输出。 V VS 后，随V的增加，探测器输出 也迅速增加。 当 VG V VD 时，随着V的增加，输出 变化不大，此区间称为坪区。
最新核电厂仪表和控制系统
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1．2．1 信息功能
➢ 核电厂的I&C系统监测核电厂的有关参数，并实时地提供给 操纵员，以便操纵员全面了解核电厂的运行状态，以利于最 佳控制核电厂的运行，同时对数据进行处理和存贮，支持核 电厂的最佳运行。信息功能主要包括：
➢ 仪表系统就如人体感觉器官，它存在于核电厂所有系统 的各个角落，用来把系统或设备的物理参数(如温度、 压力、流量、电压、电流等模拟量)或状态参数(开、关 等)告知运行人员。仪表系统通常包括传感器、放大器、 指示器、记录仪、限位开关、指示灯、继电设备、计算 机、打印机及其屏幕等。
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1)监测反应堆的中子通量水平及其变化率： 2)监测堆内中子通量分布及温度场分布； 3)监测核电厂的区域辐射剂量和工艺过程辐射剂量； 4)监测核电厂的工艺过程参数(核岛和常规岛的各工艺回路的
温度、压力、流量、液位)； 5)监测设备的状态、位置、运动速度(例如控制棒驱动机构、
主泵、汽机等的状态、位置、转速等)； 6)监测燃料元件包壳的破损； 7)监测冷却剂的纯度；
核电厂仪表和控制系统
➢ 核电厂把核能转变为电能进行发电。它包括核 岛和常规岛及BOP（电站辅助设施）。蒸汽发 生汽器把核岛和常规岛组合成一个整体，再加 上一些必要的辅助系统，构成一个完整的核电 厂。
➢ 现在国际上的核电厂主要有压水堆核电厂、沸 水堆核电厂、重水堆核电厂、气冷堆核电厂、 快中子堆核电厂等几种
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1．2．3 保护功能
➢ I&C系统的保护功能主要用于保护核电厂、环境及人员 的安全。并且当核电厂出现事故时，保护核电厂的主要 设备、人员的安全，控制放射性对环境的影响。它主要 包括：
核电站仪表与控制
核电站仪表与控制1、反应性控制燃料消耗、裂变物积累——反应性↘足够的剩余反应性需补偿一、压水堆反应性效应二、压水堆自稳自调特性三、反应性控制的功能要求及措施一、压水堆反应性效应1、燃料温度系数反应堆温度变化而引起反应性变化的效应铀238的共振吸收随温度变化引起的燃料温度的上升导致燃料有效吸收截面增大，中子吸收增大铀238的燃料温度系数总是负的，并且相应时间很短，仅零点几秒-2——-3pcm/℃2、慢化剂稳定系数温度↗，水膨胀，密度↘，慢化能力↘，使反应性↘温度系数是负的。
由于压水堆是载硼运行，温度升高时，硼毒作用将随硼密度小而下降，使反应性增大，故硼酸的反应性温度系数是正的。
因此，如果硼酸的浓度足够大，慢化剂温度系数将变为正的。
而压水堆在功率运行时，要求慢化剂温度系数是负的，该温度效应相应时间较长（约几秒），在反应堆温度效应反馈中起决定作用。
寿期初：满功率，有氙-20pcm/℃,限制在±100 pcm/℃寿期末：满功率，有氙-50pcm/℃,限制在±250 pcm/℃3、慢化剂压力系数在寿期开始时，慢化剂压力系数在慢化剂温度部分范围内是负的，但在功率运行下常是正的。
由于压水堆允许压力波动范围小，且压力变化所引起的变化不大，故可忽略。
4、慢化剂汽泡系数慢化剂汽泡系数反应了慢化剂汽泡量变化引起的反应性变化。
但是由于压水堆不允许沸腾，因此这个系数实际上不起作用。
二、压水堆自稳自调特性影响反应堆动态特性的主要因素：燃料温度系数和慢化剂温度系数压水堆温度系数总是设计成负的这个内部负反馈作用使反应堆具有自稳自调特性（固有）利于反应堆控制系统设计自稳性反应堆出现内、外扰动时，反应堆能维持原功率水平的特性。
eg：当反应堆引入一个正的反应性扰动时，中子通量将突然增加，燃料温度增加，慢化剂平均温度增加，由于温度效应产生一个负反应性效果，抵消了正反应性扰动，最后中子通量能基本上恢复到初始值。
自调性负荷变化时，反应堆自身能迅速达到热平衡eg：汽轮机负荷↗——转速↘——汽轮机阀门↗——蒸汽流量↗——蒸汽温度和压力↘——一回路冷却剂温度↘——（负温度系数产生一个正反应性）中子通量密度↗ ——燃料温度↗则会产生一个负反应性，最后反应性达到新的平衡状态。
《核电厂仪表与控制系统》第6部分-稳压器和蒸汽发生器控制
安全分级
稳压器压力和稳压器液位控制系统均不属于核电厂的安全系统。但这些 系统担负着保证核电厂正常运行，包括正常瞬态运行，甚至100%甩负荷仍 不引起安全阀动作，不引起反应堆停堆的重要任务。这些系统发生故障将可 能造成保护和安全监测系统动作。因此和NSSS其它系统一样，稳压器压力 和稳压器液位控制系统在AP1000电厂安全分级中属于非安全重要，对其设 计、制造和运行有特殊要求的D类。在AP1000仪控功能分级中被列为对安 全和可用性重要的B级，在电源，抗震，控制系统抗干扰等方面要求都高于 其它非安全系统。
蒸汽发生器有主给水 和启动给水两个管道 。每个管道上都有调 节阀和流量测量仪表 。主给水流量测量设 置了高量程（0120%额定给水流量） 和低量程（0-20%额定 给水流量）两套仪表 ，主给水和启动给水 的切换是在给水流量 增加到～10%及下降 到～5%额定给水流量 时自动进行的。
。 下泄引自冷却剂回路1B,与一支稳压器喷雾管线共用一 个RCS管 嘴。 由CVS来的补水进入蒸汽发生器1的反应堆冷却剂泵1A 和 1B的高压吸入侧
7.2 稳压器压力控制系统
稳压器压力控制系统描述
在电厂运行期间要求严格控制主回路压力，以防止压 力过高或过低。压力增加到高压定值，会要求启动专 设安全设施，以防止超过压力边界；压力降低到低压 定值，会要求启动专设安全设施，以防止发生偏离泡 核沸腾。在负荷比较稳定，正常运行时，为补偿负荷 波动和容器散热引起的压力波动，通过调节稳压器内 一组加热器的功率，微调压力到要求的整定值 （15.41MPa)。大的压力降低通过打开更多的加热器组 ，使稳压器内原处于饱和状态的水闪蒸,提高压力；大 的压力升高通过启动稳压器喷淋，使蒸汽凝结降压。 比例加热器组，功率370千瓦，可连续调节输出功率 备用加热器4组：两组各为245千瓦，两组各为370千瓦
核电厂仪表和控制系统ppt课件
路的温度、压力、流量、液位)； ➢ 5)监测设备的形状、位置、运动速度(例如控制棒驱动机
构、主泵、汽机等的形状、位置、转速等)； ➢ 6)监测燃料元件包壳的破损； ➢ 7)监测冷却剂的纯度；
➢ 核电厂仪表和控制系统主要有三种功能：信息功能、 控制功能和维护功能。
1．2．1 信息功能
➢ 核电厂的I&C系统监测核电厂的有关参数，并实时地提供应 支配员，以便支配员全面了解核电厂的运转形状，以利于最 正确控制核电厂的运转，同时对数据进展处置和存贮，支持 核电厂的最正确运转。信息功能主要包括：
长(约几秒)。因此，在反响堆温度效应反响中起决议作用。
➢ 3)慢化剂压力系数
➢ 在寿期开场时，慢化剂压力系数在慢化剂温度部分 范围内是负的，约-6X10-7pcm／Pa，但在功率运转 下常是正的，约+4.5X10-5pcm／Pa。由于压水堆允 许压力动摇范围小，且压力变化3.32X10-5Pa所引起 的反响性变化仅相当于慢化剂温度变化0.5℃所引起的 变化，故可忽略其影响。
➢ 所谓自调性是指负荷变化时，反响堆本身能迅 速到达热平衡。
➢ 汽轮机负荷功率P2↑一汽机转速N↓一汽机调理 阀开度K↑一蒸汽流量Fs↑一蒸汽压力Ps和蒸汽温 度Ts均都↓—Tavg↓一反响性↑一中子通量n↑一燃 料温度Ts ↑一Tavg ↑一反响性↓ 一反响堆功率与负荷要求一致。从而反响堆功 率稳定在一个与负荷功率P2相一致的新的功率 程度。
➢ 2)慢化剂温度系数
➢
慢化剂水的温度升高时，水膨胀，密度减小，慢化才干
核电站仪控设计标准和规范ppt课件
➢ RCC-P (Rev.1991+1995 修订) 90万千瓦压水堆核
电厂系统设计和建造规则
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27.01.2024
美国核安全法规和导则
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27.01.2024
美国核安全法规和导则
➢ 原子能法（第一层次）
美国国会参众两院于1954年批准并公布
➢ 联邦法规（第二层次）
美国核管理委员会 （NRC）发布，第10部分是“能源” 。
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27.01.2024
IAEA安全标准
三个层次
➢ 安全基础（Safety Fundamentals）
➢ 安全要求（Safety Requirements）
➢ 安全导则（Safety Guides）
五个领域
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➢
➢
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➢
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基本安全 General Safety (GS) - All committees
➢ IEC 61226-2009 NPP Instrumentation and control important to safety –
Classification of instrumentation and control functions
➢ IEC 61227-2008 Nuclear power plants - Control rooms - Operator controls
IAEA-NS-R-2-核动力厂安全-运行
IAEA-NS-R-3-核装置的厂址评价
IAEA-NS-R-4-研究堆安全
IAEA-NS-R-5-Safety of Nuclear Fuel Cycle Facilities
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核电与仪器仪表讲义
缩写 SFR LFR
GFR VHTR
SCWR MSR
中子能谱 燃料循环
快
闭式
快
闭式
快
闭式
热
一次
热和快 一次／ 闭式
热
闭式
IE级设备的定义
三道屏障(续)
第二道屏障——压力容器和一 回路压力边界
核燃料封闭在耐高压的壁厚20厘米的钢 质压力容器和一 回路内。
第三道屏障——安全壳
反应堆厂房是一个高大的预应力钢筋混 凝土构筑物 ，壁厚近1米 ， 内表面有6毫米 厚的钢衬 ， 即使在一 回路系统及设备发生 严重破裂的情况下 ，放射性物质也不会扩 散到安全壳以外的环境中。
第三代核电站(续)
第三代核电站
美国
欧洲
能动核电站： System 80+, APWR1000 ，ABWR EPR
非能动核电站： AP1000
EP1000
AP1000的设计理念
在传统成熟的压水堆核电技术的基础上 ， 安全系 统“非能动化 ”。“非能动化 ”设计利用的是自然 力 ，这种设计理念的引入 ，使核电站安全系统的设 计发生了根本的变化：
第四代核电站
美国 、法国 、 日本 、英国等核电发达国家在 2000年组建了Gen-IV国际论坛.
总的目标是在2030年左右 ， 向市场上提供够 很好解决核能经济性 、安全性 、废物处理 和防止核扩散问题的第四代核电站。
第四代核电站有可持续能力 、安全可靠性 和 经济性三个方面的目标
经济性目标
1.初投资每千瓦小于1000美元 ，在全 寿期内的经济性明显优于其它能源
压水堆核电站简单介绍
压水堆核电站主要由原子核反应堆、 一 回路系统 、二回路系统及其他辅助 系统和设备组成 。一 回路系统是将核 裂变能转化为水蒸汽的热能装置 。它 由反应堆 、主循环泵（即主泵） 、稳 压器 、蒸汽发生器以及相应的管道等 组成。
核电厂仪表和控制系统PPT共48页
23、一切节省，归根到底都归结为时间的节省。——马克思 24、意志命运往往背道而驰，决心到最后会全部推倒。——莎士比亚
核电厂仪表和控制系统
1、战鼓一响，法律无声。——英国 2、任何法律的根本；不，不成文法本 身就是 讲道理 ……法 律，也 ----即 明示道 理。— —爱·科 克
3、法律是最保险的头盔。——爱·科 克 4、一个国家如果纲纪不正，其国风一 定颓败 。—— 塞内加 5、法律不能使人人平等，但是在法律 面前人 人是平 等的。 ——波 洛克
《核电厂演示》PPT课件
a
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燃料包壳
1 不锈钢，高温强度好； 热中子吸收截面大(σa:3.0巴)； 快堆用做燃料包壳。
2 Zr合金，显著改善中子经济性(σa: 0.22巴~0.24巴) Zr-2 (Sn Fe Cr Ni )
(%) 1.5 0.12 0.1 0.05
Zr-4 (Sn Fe Cr Ni )
(%) 1.5 0.15 0.1 0.0 Zr-2—Zr-4，去掉了镍，抑a制吸氢，防止脆化。 20
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一、压水堆核电厂的功率
每一条环路所对应的电功率最初为150MW。随 着核电设备设计制造能力提高，近期的压水堆核 电厂，一个环路的电功率已达到300MW～ 600MW；而且，以每个环路300MW为标准形式， 设计建造电功率为600MW，900MW，1200MW 的大型核电厂。进一步加大蒸汽发生器和反应堆 冷却剂泵的容量后，单个环路产生的电功率可达 到500MW～600MW。
西屋,法马通 1300
燃烧公司(美) 1300
CNP1000(中) 1000
环路数 2 2 3 4 2 4 2 3
单环功率(MW) 单环流量( t/h)
150
16100
300
走进核电厂
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秦山核电三期电厂 （Candu6）
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核电的生产过程
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堆芯由正方形横截面燃料组件拼成准圆柱形。
1区53个组件，浓集度1.8%；2区52个组件，
浓集度2.4%；3区52个组件，浓集度为3.1%。
通常每年进行一次换料，每次换料更换1/3 燃