核电厂仪表和控制系统
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
1.核电厂控制分为两部分：反应堆功率控制过2.过程控制主要是指对热传输的压力液位、流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讲汽阀来调节1.核电厂控制分为两部分：反应堆功率控制过10.通过调节汽轮机进汽阀对机组实施功率控制、频率控字 转换为模拟量拟量 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。
频率不小于模拟频谱的最高频率的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12.A/D 转换器称为 模拟数字转换器,它是把仝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12部分-运行控制中心系统
远程停堆室(RSR)布置图
技术支持中心 （TSC）
技术支持中心的功能是在应急工况下为主控制室运行人员提供技术支持 。 技术支持中心内设有技术支持所需的人机接口资源，包括获取电厂状态 和信息、通讯设备等。技术支持中心内配备四台工作站，每台工作站带 两台平板显示器。技术支持中心不提供任何控制功能。
主控制区包括反应堆操纵员控制台、值长控制台、安全盘 、DAS盘和大屏幕信息系统等。
运行工作区为支持电厂运行的人员提供了一个靠近主控制区而又不 影响操纵员的区域。运行工作区设有一台工作站，配置两台平板显 示器，可以监视系统、主要部件和设备的状态。
值长办公室为值长监督和管理电厂提供场所。值长办公室内设置一 台工作站。
应堆冷却剂泵停止
级阀门
ห้องสมุดไป่ตู้
开启非能动余热导出系统下泄 触发安全壳内换料水箱（ 隔离阀并关闭安全壳内换料水 IRWST）安全注入 箱（IRWST）水槽隔离阀
安全壳隔离
启动安全壳再循环
非能动安全壳冷却系统启动 触发安全壳内换料水箱（ IRWST）排水至安全壳
主控制室 （MCR）/特点
➢AP1000的主控制室布局集中紧凑，设置了先进的人机接口资源，包括显 示画面(含大屏幕画面)、先进的报警系统和计算机化规程系统等，为操纵员 监视和控制电厂提供支持。主控制室中仅保留少量必需的硬接线控制开关， 用于安全系统及重大投资设备的控制。在正常运行和事故工况下，操纵员使 用统一的非安全级人机接口对安全级和非安全级的电厂设备进行监控；仅在 丧失非安全级人机接口的情况下，操纵员使用安全级人机接口监视电厂的安 全稳定运行，必要时则停闭电厂。
核电站数字化仪控系统简介
ECP 命令、ESFAS 命令、多样化系统（如果有）命令、来自 后备盘或安全VDU的1E 级单个手动（如果有）命令高于NC 级命令。
优先功能取决于I&C 的安全功能分级，并依照相应的可靠性进 行设计和实施。
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可试验性
保护系统：
（1）反应堆紧急停堆 RTS （2）专设安全设施 ESFAS 安全监测系统: （1）事故后监测系统 PAMS
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紧急停堆
系统结构及功能
紧急停堆所需自动监测的变量： 中子注量率
反应堆冷却剂温度 反应堆冷却剂系统压力（稳压器压力） 稳压器水位 反应堆冷却剂流量和反应堆冷却剂泵断路器断开 反应堆冷却剂泵转速 蒸汽发生器给水流量 蒸汽发生器水位 汽轮发电机运行状态（保护流体低压信号和低压缸截止
设计准则
系统自检：自检应包括但不限于RAM 和ROM 故障检查、运算处理单 元故障检查、数据链接存储器检查、CPU 看门狗定时器复位检查、通 讯状态检查、IO 模块和接线检查、外围模件检查等。
定期试验：试验范围应覆盖DCS 系统的如下部分：保护和安全监测系统、 ATWT 系统及其他有特殊要求的NC 系统，并且应进行全通道试验，从探 测器至驱动器。遵守IEC 60671。
在反应堆装置运行时以及停堆后一定时间内，由于辐 射的原因，对大部分设备来说人员是不能接近的；
系统安全性、可靠性要求高，运行质量直接与仪控系 统性能相关；
控制和监测核燃料裂变链式反应及堆芯状态监测的必 要性；
大量核物理、热工、水力及其它一些直接测量无法得 到的参数计算多，且精确性和实时性要求高。
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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；
核电厂安全重要仪表和控制系统标准体系概述
文 献标 志码 ：Ａ
Ａｂｔａ ｔ ｈ ｕｒｎ ｔｔｓａｄｄ ｖｌｐ ｎ ｌ ｆ ｕｌａ ｏ ｅ ｌｎｓ（ Ｐ ）ａ ｄｔｅｓ ｎ ａｄ ｒ ｕ ｌａ ｏ ｅ ｕ ｏ ｎｒ ｒ ｉｔ — ｓｒｃ ：Ｔ ｅｃ ｒ ｔ ａｕ ｎ ｅ ｅ ｍｅ ｔ ａ ｏ ｃ ｒ ｗ ｒ ａ ｔ Ｎ Ｐ ｎ ｔ ｄ ｒｓｏ ｃｅ ｒ ｗ ｒｉ ｏ ｒ ｕ ｔ ａｅ ｎｒ ｅ ｓ ｏ ｐｎ ｎ ｅ ｐ ｐ ｈ ａ ｆ ｎ ｐ ｎ ｃ ｙ ｏ ｄ ｃｄ ｈ ｎｔ ｎ ｎ ｃｐ ｓ ｆｈ ａ ｔ ａｄｓ ｎｆ ａ ｔｎｔ ｍｅ ｔ ｉｎ＆ｃ ｎｒｌｙｔｍｓ（＆Ｃ）ｆｒｐｅｓｒ ｅ— ａｅ ａ ｔｒ Ｐ ｎ ｅ ｕｅ ．Ｔ ｅｆ ｃｉ ｓ ｄｓｏ ｅ ｅｓｆ ｙ ｎ ｉ ｉｃ ｎ ｓ ｕ ｎａ ｏ ｕ ｏ ａ ｏｔ ｅ ｇｉ ｉ ｒ ｔ ｏｔ ｓ ｏｓ ｅ Ｉ ｏ ｒｓｕ ｚｄｗ ｔｒ ｅｃｏ Ｐａｄｒ— ｉ ｒ Ｎ
时， 占全 国总发 电量的 ６ 以上。同时 ， ％ 考虑到核 电的后 续发展 ， ２２ 年末 ， 到 ＯＯ 在建核电容量应保持在 １０ ０万 ｋ ８ Ｗ
在对 国外先 进 的核 电厂安全 重要 仪表 和控制 系统标 准体 系进行 分析 的基 础上 ， 绍 了压水堆 核 电厂 安全 重要 仪 表和 控制 系 统标 准 的 介
编制 策略 和体 系结构 。
关键 词 ：压水堆
核 电厂
安全 重要
仪表 和控制 系统
标 准体 系
中图分类 号 ：Ｔபைடு நூலகம்３ Ｌ６
核 电厂安全重要仪表和控 制系统标准体 系概述 章坚青 ， 等
核 电厂 安 全 重要 仪 表 和 控制 系统 标 准 体 系 概 述
Ｏｖ ｒ ｉｗ ｆｔ ｅ Ｓ ａ ｄ ｒ ｙ ｔ ｅ ｖｅ ｏ ｈ ｔ ｎ ａｄ Ｓ ｓｅｍ ｏ ａ ｅ ｙ ａ ｄ Ｓｉ ｉｃ ｎ ｎ ｔｕ ｆ ｒＳ ｆ ｔ ｎ ｇｎｆ ａ ｔＩｓｒ ｍｅｎａ ｉｎ ｉ ｔｔ ｏ
《核电厂仪表与控制系统》第13部分-集散控制和信息系统
外部通信层将数据传输到其他通信网络，如应急指挥中心。
AP1000核电厂I&C系统概念性结构图
单元机组数字化仪控系统的功能子系统
➢运行与控制中心系统（OCS） ➢数据与显示处理系统（DDS） ➢保护与安全监测系统（PMS） ➢电厂控制系统（PLS） ➢汽轮机控制和诊断系统（TOS） ➢特殊监测系统（SMS） ➢多样性驱动系统（DAS） ➢辐射监测系统（RMS） ➢地震监测系统（SJS） ➢堆芯仪表系统（IIS） ➢控制棒控制系统 ➢控制棒棒位指示系统
13.1 DCIS概述
13.1 DCIS概述
集散控制和信息系统 distributed control and Information system（DCIS） 以计算机、控制、通信和屏幕显示技术为基础，由一个过程控制级和一个 过程监控级通过通信网络为纽带组成的多计算机系统。
实现对生产过程的数据采集、控制、显示和操作功能，并实现数据共享。 其主要特点是分散控制、集中操作、数据共享、分级管理、配置灵活、组态
核电厂仪表与控制基础
第13单元 集散控制和信息系统(DCIS)
第13单元目录
13.1.DCIS概述 13.2.AP1000核电厂仪控系统的特点 13.3 Common Q 平台技术 13.4 Ovation平台技术 13.5 AP1000 DCIS系统数据通信 13.6.仪控系统供电要求 13.7.结束语
➢电厂压缩空气系统 ➢取水泵房 ➢除盐水生产系统 ➢循环水系统
除了“运行与控制中心系统（OCS ）和数据与显示处理系统（DDS） ”以外，其他系统都是独立运行的 。所有的这些系统都与控制室通讯 并产生数据，多数系统都能接受操 纵员的命令。
核电厂数字化仪表与控制系统的应用现状与发展趋势
核电厂数字化仪表与控制系统的应用现状与发展趋势【摘要】核电厂数字化仪表与控制系统作为核电厂重要的控制和监测设备，在现代化建设中起着至关重要的作用。
本文从引言、正文和结论三部分进行论述。
在阐述核电厂数字化仪表与控制系统的重要性及研究目的和意义。
在分析了核电厂数字化仪表与控制系统的现状、应用案例和发展趋势，重点探讨了数字化技术在核电厂的应用及数字化仪表与控制系统的优势和挑战。
在探讨了核电厂数字化仪表与控制系统的未来发展方向，并对整篇文章进行了总结与展望。
通过对核电厂数字化仪表与控制系统的分析，可以更好地了解其在核电行业中的作用和发展趋势，为未来的研究和应用提供参考和指导。
【关键词】核电厂、数字化、仪表、控制系统、应用现状、发展趋势、技术、优势、挑战、未来发展方向、总结、展望1. 引言1.1 核电厂数字化仪表与控制系统的重要性核电厂数字化仪表与控制系统作为核电厂的核心技术之一，在现代核电产业中扮演着至关重要的角色。
数字化仪表与控制系统通过将传感器、执行器等设备连接到数字处理单元上，实现了对核电厂各项运行参数的实时监测和控制，极大地提高了核电厂的运行效率和安全性。
在核电厂的运行过程中，数字化仪表与控制系统可以对各种参数进行快速、精准的监测和控制，避免了人为因素对核电厂安全运行的影响。
数字化仪表与控制系统可以实现远程监控和操作，大大提高了核电厂的智能化水平，减少了人工干预的需求，提高了工作效率。
数字化仪表与控制系统还可以实现数据的实时记录和存储，为核电厂的安全评估和事故分析提供了重要数据支持。
核电厂数字化仪表与控制系统的重要性不言而喻，它不仅是核电厂安全可靠运行的基础，也是实现核电厂智能化、数字化管理的关键技术之一。
随着核电产业的不断发展，数字化技术在核电厂中的应用将越发重要，对提高核电厂的运行效率、安全性和可靠性具有重要意义。
1.2 研究目的和意义核电厂数字化仪表与控制系统作为核电厂的重要组成部分，具有着至关重要的作用。
核电厂数字化仪控系统的发展及应用分析
核电厂数字化仪控系统的发展及应用分析发布时间：2022-04-28T08:21:19.781Z 来源：《工程管理前沿》2022年第1月第1期作者：朱萍赵鲲鹏[导读] 仪表和控制系统是现代核电厂的重要组成内容，对核电厂稳定及安全运行有很大帮助朱萍赵鲲鹏中广核工程有限公司广东深圳 518000摘要：仪表和控制系统是现代核电厂的重要组成内容，对核电厂稳定及安全运行有很大帮助。
当前，随着科学技术发展速度的不断加快，核电厂数字化仪控系统的应用也越来越广泛，促进了核电厂各项工作的有序开展。
因此，为了可以保证核电厂长久发展，应该在综合现状的基础上，科学对这种模式加以利用，加强创新。
关键词：核电厂数字化仪控系统；发展；应用引言：近年来，我国综合国力明显提升，各行各业的发展速度也不断加快，尤其是核电厂。
在发展期间，数字化仪控系统是促进电厂稳定运行的关键因素，所以必须做好定期检查以及保养工作，以保证核电厂的发展进程能够良好推进。
但是，结合系统的实际运行现状来看，仍有部分人员不了解该系统，对操作流程掌握不规范，致使该系统在核电厂中的应用受到了很大局限。
对此，应该加强研究，深入分析，明确其未来发展模式，以保证可以为核电厂的长久发展提供依据。
1核电厂数字化仪控系统的应用特点和类型分析1.1 核电厂数字化仪控系统的应用特点核电厂数字化仪控系统在发展过程中主要经历了初创期、成长期和扩展期三个阶段，由于发展时间的不同，所以展现出来的特点也存在很大差异。
在初创期，该系统主要是对数据采集及整个过程加以管控，以单元的方式为主，对数据通道进行高速运转。
并且，在实际运行期间，硬件和软件的应用价值量较高，但在此过程中，标准性相对较低，不具备良好的开放性。
在成长期，主要以局域网络为主，能实现现场控制，可以有效管理，也可以实现网络连接。
在发展到扩展期时，系统主要以通信网络为主，整个运行过程十分平稳，开放性很强。
1.2 核电厂数字化仪控系统的应用类型（1）集散控制系统。
核电厂仪表和控制系统
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➢ 控制系统即是用来改变系统和设备运行状态以执行 电厂所要求的功能的手段，它既可以改变系统和设 备的状态，也可以维持系统和设备的运行参数在某 一指定范围之内。它通常由控制按钮、选择开关、 继电设备、接触器或断路器、定值器、放大器、驱 动器、控制台(屏)等设备组成。
➢ 控制系统的设计还应做到减少误操作的可能性，及 减轻由于系统的故障所造成的后果。
➢ 现代商用压水堆核电厂反应堆冷却剂系统一般有二至四 条并联在反应堆压力容器上的封闭环路。每一条环路由 一台蒸汽发生器、一台或两台反应堆冷却剂泵及相应的 管道组成，在其中一个环路的热管段上，通过波动管与 一台稳压器相连。一回路内的高温高压含硼水，由反应 堆冷却剂泵输送，流经反应堆堆芯，吸收了堆芯核裂变 放出的热能，再进入蒸汽发生器，通过蒸汽发生器传热 管壁，将热量传给蒸汽发生器二次侧给水，然后再由反 应堆冷却剂泵唧送回反应堆。如此循环往复，构成封闭 回路。整个一回路系统设有一台稳压器。一回路系统的 压力靠稳压器调节，且保持稳定。
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➢ 循环水系统主要用来为凝汽器提供凝结汽轮机乏汽的冷 却水。循环水系统分为：开式供水和闭式供水两类。
➢ 开式供水，是指以江河湖海为天然水源，冷却水一次通 过，不重复使用。若厂区地势较水源水位高，而水源水 位的涨落幅度又较大时，往往将循环水泵装设在水泵房 内。为避免由电厂排出的热水重新进入吸水口，排水口 应设在水流下游，且离吸水口有足够距离。
➢ 专设安全设施系统为核电厂重大的事故提供必要的应急 冷却措施，并防止放射性物质的扩散。
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可编辑ppt5来自➢ 二回路系统由汽轮机、发电机、凝汽器、凝结水泵、 给水加热器、除氧器、给水泵、蒸汽发生器、汽水 分离再热器等设备组成。蒸汽发生器的给水在蒸汽 发生器吸收热量变成蒸汽，然后驱动汽轮发电机组 发电。做功后的乏汽在凝汽器内冷凝成水。凝结水 由凝结水泵输送，经低压加热器加热后进入除氧器， 除氧水由给水泵送入高压加热器加热后重新返回蒸 汽发生器，如此形成热力循环。为了保证二回路系 统的正常运行，二回路系统也设有一系列辅助系统。
核电厂仪表和控制系统法规标准体系概述
第30卷 第11期2023年11月仪器仪表用户INSTRUMENTATIONVol.302023 No.11核电厂仪表和控制系统法规标准体系概述孙 娜，吴 茜，宿俊海（华龙国际核电技术有限公司，北京 100036）摘 要：国内核电厂仪控设计遵循的法规标准基本从IEC 及IEEE、IAEA 等标准转化而来，经过多年的完善及技术积累，标准体系基本完善，内容基本完整，但仍存在部分标准版本较早，某些设计要点无参考标准、技术水平滞后的情况。
本文对国内外现有的核电厂仪控系统设计依据的法规标准进行分析，总结出国内当前核电厂仪控系统设计的法规标准体系，用于指导华龙一号电厂初步设计工作。
关键词：核电厂；仪控系统；标准体系中图分类号：TL48 文献标志码：AOverview of the Regulatory Standard Architecture of Instrumentationand Control System for Nuclear Power PlantSun Na ，Wu Qian ，Su Junhai（Hualong Nuclear Power T echnology Co., Ltd., Beijing, 100036, China ）Abstract：The regulatory standards for instrumentation and control system design and implementation of nuclear power plants in China are basically transformed from IEC, IEEE, IAEA and other standards. After years of combing and technical accumulation, the standard architectural is basically perfect and the content is basically complete, but there are still some earlier versions of standards, some design points have no reference standards, and the technical level is lagging behind. In this paper, the existing domestic and foreign nuclear power plant instrument control system design based on the regulations and standards are analyzed, summed up the regulations and standards of the current unclear power plant instrument and control system design, which can be used to guide the preliminary design work of HPR1000 nuclear power plant.Key words：nuclear power plant ；instrumentation and control system ；regulatory standards architecture收稿日期：2023-06-14作者简介：孙娜（1980-），女，辽宁人，硕士，高级工程师，从事核电厂仪表和控制系统设计。
《核电厂仪表与控制系统》第3部分-控制系统的基本知识
核电厂仪表与控制基础单元目录
4.1 关于控制的基本概念 4.2 自动控制系统的性能要求 4.3 比较器 4.4 控制器 4.4.1 比例单元（P） 4.4.2 积分单元（I）
核电厂仪表与控制基础单元目录
4.5 控制通道 4.4.2 积分单元（I） 4.4.3 微分单元（D） 4.4.4 PID控制器
4.4.3 微分单元(D)
对于惯性较大的被控过程，往往希望能够根据被控变量的变化趋势而采 取预防性的调节措施。
理想微分控制规律的数学表达式为：
S(t) T dE(t) D dt
式中：TD：微分时间常数。 微分器的输出只与输入信号的变化速度 （dE/dt）成正比，其比例系数TD称为微 分时间常数。
S
KI
t2 t1
E(t ) dt
1
TI
t2 t1
E(t ) dt
传递函数为：
K 1 ，式中： R C
p P
I
01
I
2) PI控制器 （1) PI控制器的运算公式 比例积分控制规律的数学表达式为：
s(t )
KP
E(t )
1 TI
t0
E(t)dt
式中，KpE(t) 是比例项，
K P
T
比例器的整定是通过改变比例系数KP（或比例带δ）来实现比例器的 稳定工作。
比例器基本组成
(a)
测量值
+ 偏差
P
S
- E(t)
(kp)
整定值
(b)
R0 E
R1
[ ]R 1
S
传递函数为KP = R 0
M
M
(a) 为原理框图； (b) 为理想比例器的原理接线图
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：
核电厂安全重要仪表和控制系统总体要求编制说明
国家标准GB/T XXXXX-XXXX《核电厂安全重要仪表和控制系统总体要求》编制说明（征求意见稿）标准编制组2020年3月一、工作简况1 任务来源及计划要求本标准制定任务由国家标准化管理委员会文件《国家标准化管理委员会关于下达2019年第二批推荐性国家标准计划的通知》（国标委发〔2019〕22号）下达，项目编号为20192089-T-469，标准计划名称为《核电厂安全重要仪表和控制系统总体要求》，由中广核工程有限公司主编，中国核电工程有限公司和上海核工程研究设计院有限公司参编，要求于2021年1月完成本项目。
本标准的研制有国家级科研项目作为支撑：国家重点研发计划“国家质量基础的共性技术研究与应用”专项——“三代核电关键技术标准研究”项目（科研项目编号201WFFO208000）——子课题二“仪控电标准研究”（科研项目编号2017YFF0208002），为子课题二中研究的标准之一。
2 本标准制定目的和意义通过制订《核电厂安全重要仪表和控制系统总体要求》国家标准，为核电厂安全重要仪表和控制系统总体结构设计、系统设计、集成和调试、运行和维修等方面提供指导。
3 标准编制组组成本标准编制组成员及任务分工见表1。
表1：标准编制组成员及分工序号姓名单位职务/职称任务1 黄伟军中广核工程有限公司研高总体负责2 傅涛中广核工程有限公司工程师全文起草3 张龙强中广核工程有限公司高工全文修改4 彭华清中广核工程有限公司研高全文修改5 刘光明中广核工程有限公司高工全文修改6 孙伟中广核工程有限公司高工全文修改7 李公杰中广核工程有限公司高工全文修改8 何湘杰中广核工程有限公司高工全文起草9 田勇中广核工程有限公司高工全文起草10 周亮中广核工程有限公司高工全文起草11 田亚杰中广核工程有限公司高工全文修改12 任立永中广核工程有限公司高工全文起草13 王巧燕中广核工程有限公司高工全文起草14 张建波中广核工程有限公司研高全文修改15 邹杰中广核工程有限公司高工全文起草16 高方方中广核工程有限公司工程师全文起草17 赵岩峰中广核工程有限公司工程师全文起草18 习楚浩中广核工程有限公司工程师全文起草19 王少威中广核工程有限公司工程师全文起草20 严加洪中广核工程有限公司工程师全文起草21 陈卫华中广核工程有限公司高工全文修改22 栾语中广核工程有限公司工程师全文起草23 杜德君中国核电工程有限公司高工全文修改24郑伟上海核工程研究设计院有限公司高工全文修改4 编制过程本标准的制定过程主要分为前期准备、征求意见稿编写、送审稿编写、报批稿编写阶段。