核电站仪表及控制广核培训课
核电站质量保证和质量控制培训
培训成果应用
提高员工质量意识：通过培 训，员工对质量保证和质量 控制的认识得到提高，在实 际工作中更加注重质量。
降低质量事故发生率：通 过培训，员工能够及时发 现并解决质量问题，降低 质量事故发生率。
优化工作流程：培训使员工 掌握了质量保证和质量控制 的方法和技巧，有助于优化 工作流程，提高工作效率。
核电站质量保证和质量控制培
量 保 证 和 质 量 控 制
贰
培核 训电 内站 容质
量 保 证 和 质 量 控 制
叁
培核 训电 方站 式质
量 保 证 和 质 量 控 制
肆
培核 训电 效站 果质 评量 估保
证 和 质 量 控 制
核电站质量保证和质 量控制的重要性
确保核电站安全运行
谢谢
实践操作
参观核电站：了 解核电站的构造 和运行原理
模拟操作：通过 模拟操作，掌握 核电站的操作流 程和注意事项
案例分析：通过 实际案例，分析 质量保证和质量 控制的重要性和 实施方法
实际操作：在核 电站进行实际操 作，提高实际操 作能力和经验
案例分析
案例一：某核电站的质 量保证和质量控制培训 0 1
提高运营效率可以降低成本， 提高经济效益
提高运营效率可以减少停机时 间，提高发电量
降低核电站事故风险
质量保证和质量控制是核电 站安全运行的关键
确保核电站在设计、施工、运 行和退役等环节符合安全标准
降低核电站事故风险，保障 公众和环境安全
提高核电站的经济效益和社 会效益
核电站质量保证和质 量控制培训内容
质量控制点：确定关键质量 控制点，确保质量控制工作 的重点和难点
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。
核电站原理及系统培训课程
核电站原理及系统培训课程1. 引言核能作为一种清洁、高效的能源形式，受到越来越多国家的重视。
核电站是利用核能进行能源转换的重要设施，其原理和系统具有复杂性和高度的安全要求。
为了满足核电站建设与运营的需求，开展核电站原理及系统培训课程是必不可少的。
本文将介绍核电站的基本原理以及常见的系统，以及如何进行一次有效的核电站原理及系统培训课程。
2. 核电站基本原理核电站的基本原理是利用核裂变或核聚变反应释放的能量进行发电。
核裂变是指原子核分裂为两个或更多的质量较小的核，伴随着能量的释放。
核聚变是指两个轻质核融合成一个较重的核，也伴随着能量的释放。
核裂变和核聚变的能量都可以用于发电。
核电站的主要组成部分包括核反应堆、蒸汽发生器、汽轮发电机组和冷却系统。
核反应堆中的核燃料经过控制杆的调节，产生核反应，并释放能量。
蒸汽发生器利用核反应释放的热量，将水转化为蒸汽。
蒸汽再驱动汽轮发电机组转动，生成电能。
冷却系统用于控制核反应的温度，并保持安全稳定的运行。
3. 核电站系统简介3.1 核反应堆系统核反应堆是核电站中最重要的组件，它通过控制和调节核燃料的反应过程，控制核反应的速率和输出功率。
核反应堆的主要部分包括燃料装载区、反应堆压力容器和反应堆堆芯。
燃料装载区用于存放和更换核燃料。
反应堆压力容器是一个密封的结构，保护核反应堆的核燃料和冷却剂不与周围环境接触。
反应堆堆芯是核反应发生的地方，由一系列排列有序的燃料组件构成。
3.2 蒸汽发生器系统蒸汽发生器是核电站中的热交换设备，它将核反应堆中产生的高温热量传递给水，将水转化为蒸汽。
蒸汽发生器由水冷壁、蒸汽分离器、蒸汽进出口等组成。
水冷壁是蒸汽发生器的核心组件，它将冷却剂水和热量进行传递。
蒸汽分离器用于分离蒸汽和液体水，确保蒸汽进入汽轮发电机组中。
3.3 汽轮发电机组系统汽轮发电机组是核电站中的电能转换设备，它利用高温高压的蒸汽驱动涡轮转动，进而带动发电机发电。
汽轮发电机组主要由汽轮机和发电机两部分组成。
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
核电设备培训讲义(3)
（4）承压设备的形位公差
①容器园筒节和锥形筒节
－椭圆度小于(D+1250)/200或D/100中的较小值 （D公称直径）
－直筒段的圆心偏差：当壁厚小于10mm时，不 应超过钢板厚度5%再加3mm
②容器封头的形位公差：最大与最小的内径之差 应小于(D+1250)/200或（D+300）/100 （取两 式中较小值）
②奥氏体不锈钢成形的注意点 －工具需清洗除油
－热成形应在低燃油炉、电炉或燃气炉内在中性 或氧化气氛中加热
－避免与碳钢接触 －在热弯前或弯后、热处理前应按规定洗涤除油 ③2级和3级热交换器管的弯管尺寸公差 －壁厚减薄不应大于直径最小壁厚10% －算弯值曲的部7分%椭圆度不超过(d最大-d最小)/dN×100计
17
③各有关专业按RCC要求编制的专用通用技术条 件。如安全壳钢衬里用6mm厚20HR钢板技术 条件，IE级电气设备抗震鉴定试验技术条件
④根据RCC-M编制的安装技术要求
18
3.不同标准的处理情况
（1）问题的由来： －多国采购 －部分外商只能执行ASME （2）解决办法：
－ RCC-M与ASME作比较，主要区别在：材料，
BOP共有110个子项，其中PX子项包括海水循环 泵，海水蝶阀，鼓形滤网及水闸门等。
8
二.设备分级
1.设备分级目的
（1）保证执行安全功能的设备的可靠性。 安全功能包括： －反应堆紧急停堆和维持反应堆在安全停堆状态 －堆芯和安全壳厂房的冷却（中期和长期冷却） －放射性物质的封存和限制向环境的排放 （2）按分级规定不同的设计、制造和检验要求，
（2）法国规范标准 ① RCC系列 RCC-P、 RCC-M、 RCC-E、 RCC-G、 RCC-I、16
核电站建设质量控制培训课件
质量控制体系
质量管理体系：ISO9001、ISO14001等国际标准
质量控制流程：设计、采购、施工、调试、验收 等环节
质量控制方法：质量计划、质量检查、质量改进 等方法 质量控制目标：确保核电站建设质量达到设计要 求，满足安全、环保、经济等要求
质量控制标准
国际标准：ISO 9001、ISO 01 14001等
国家标准：GB/T 19001、 02 GB/T 24001等
行业标准：核电行业标准、核 03 电建设标准等
企业标准：企业内部质量控制 04 标准、企业质量管理体系等
2
量核 控电 制站 方建 法设
质
设计质量控制
设计审查：对设计 图纸、技术文件等
进行审查，确保设 1
计质量
设计优化：对设计 4
进行优化，提高设 计质量
绿色质量控制可以提高核电站建设的经济效益和社会效益， 降低环境风险。
绿色质量控制是核电站建设质量控制的发展趋势，需要不断 研究和创新，以提高核电站建设的质量和安全水平。
安全质量控制
1
核电站建设质 量控制发展趋 势：安全质量 控制越来越受 到重视
2
安全质量控制 措施：建立完 善的质量管理 体系，加强质 量监督和检查
自动化质量控制 流程，提高效率
实时监控和预警， 降低风险
智能数据分析，优 化质量控制策略
30% 10%
55%
5%
绿色质量控制
绿色质量控制是指在核电站建设过程中，通过采用环保、节能、 高效的技术和方法，降低对环境的影响，提高工程质量。
绿色质量控制包括：采用环保材料、减少能源消耗、降低噪 音污染、减少废弃物排放等。
设备质量控制
1
设备选型：选择符合设计要求和技术标准的设备
核电站仪表岗前培训 第五章压力测量仪表1
压力测量仪表
压力是工作介质状态的主要参数。是核电厂一回路的重要 过程参数。压力参数决定设备。如稳压器、蒸汽发生器、管道 的尺寸和壁厚。温度和压力限定冷却剂的状态。
5.1 压力测量的基本知识 一、压力的概念与表示方法
1.压力的概念 工程技术中的压力是物理学中的压强，即垂直作用在物体单位 面积上的力的大小。 2.压力的表示方法 压力的表示方法以其参考零点压力的不同而不同，可以分为绝 对压力和表压力。 (1)绝对压力 以参考零点０所表示的压力称为绝对压力。 (2)表压力 以大气压力为参考零点所表示压力称为表压力 。 由管道或容器中直接取出的两个绝对压力值的差值，通常称为差 压。
四、双波纹管差压计
双波纹管差压计在火力发电厂中主要用于流量和 水位测量指示记录的二次仪表。如果用于流量测量， 差压计往往还带有积算装置。各种功能的双波纹管差 压计测量部分的作用原理都是相同的。测量的差压值 上限可达0.4MPa，耐工作压力上限可达40MPa，精确 度可达1.0～1.5级。 双波纹管差压计主要由测量机构、传动机构、记 录机构以及机械积算装置等部分组成。
5.3
电感式压力变送器
功能：把介质的压力信号转换成标准的的电信号。 种类：电感式、电容式、压阻式、霍耳压力变送器等 电感式传感器是利用线圈自感或互感的变化来实现测 量的一种装置。可以用来测量位移、振动、压力、流 量、重量、力矩、应变等多种物理量。 电感式传感器根据转换原理不同, 可分为自感式、 互感式两种; 根据结构形式不同，可分为气隙型和螺 管型两种。在被测量转换成线圈自感或互感的变化时， 一般要利用磁场作为媒介或利用铁磁体的某些现象。 这类传感器的主要特征是具有线圈绕组。
三、弹簧管压力表
它可以测量压力，也可以测量真空。按照使用的 弹簧管的种类可分为单圈和多圈弹簧管压力表。按照 适用的条件可分为耐振型、耐热型、耐腐蚀型、抗冲 击防爆型以及专用压力表等。它们的工作原理是相同 的。 1.单圈弹分管压力表的结构及工作原理
核电厂质量控制培训课件
核电厂质量控制培训课件1. 引言核电厂是一种特殊的电力发电装置，具有高度的安全要求和严格的质量控制要求。
为了保证核电厂的运行安全和高效，需要对相关人员进行质量控制培训。
本课件将介绍核电厂质量控制的基本概念、重要性以及质量控制的主要方法和工具。
2. 质量控制的概念质量控制是一种通过采取预防措施和持续改进的方法，确保产品或服务满足特定要求的过程。
在核电厂中，质量控制是一项非常关键的工作，直接关系到核电厂运行的安全和可靠性。
质量控制的目标是降低错误率、提高产品或服务的质量，同时确保符合相关法规和标准。
3. 质量控制的重要性质量控制在核电厂中的重要性体现在以下几个方面：3.1 提高产品质量通过质量控制，可以及时发现和纠正产品或服务中的问题，确保产品或服务达到预期的质量要求。
这不仅可以提高核电厂的生产效益，还能增强核电厂在市场竞争中的优势。
3.2 防止事故发生质量控制可以帮助核电厂识别潜在的问题和风险，并及时采取措施进行纠正，从而减少事故的发生。
核电厂是一种高风险的设施，一旦发生事故可能会对环境和人员造成严重的影响，因此质量控制是确保核电厂安全运行的重要手段。
3.3 降低成本质量控制可以帮助核电厂减少产品或服务的缺陷和废品率，从而降低生产成本。
通过提高产品或服务的质量，还可以减少维修和返工的次数，进一步降低运营成本。
4. 质量控制的方法和工具4.1 检查和测试检查和测试是质量控制中常用的方法之一。
通过对产品或服务进行检查和测试，可以验证其是否符合质量要求，并及时发现可能存在的问题。
检查和测试的方式可以包括目视检查、仪器检测、物理测试等。
4.2 流程控制流程控制是指在核电厂运营过程中对各个环节进行严格的控制和管理。
核电厂的运营过程非常复杂，包括原材料采购、生产加工、设备维护等多个环节。
通过建立科学的工艺流程和规范的操作规程，可以确保各个环节的质量得到控制。
4.3 数据分析数据分析是质量控制中重要的工具之一。
核电站仪表岗前培训第九章中子注量率监测仪表
坪：不随V而改变的一段曲线称为探测器的“坪”。
坪长：坪的长度，坪长=VD-VG。
坪斜：
%
核电站仪表岗前培训第九章中子注量 率监测仪表
3. 反应堆中子注量率测量中常用的几种气体探测 器
（1）电离室
用于收集和测量由入射辐射以及来自电离室结构 的次级辐射与电离室内确定的已知体积的气体相互作 用而产生的离子和电子电荷。
（1） 涂硼正比计数管 中心阳极丝是由Ø25μm的不锈钢做成，圆筒形阴极是 由高纯度铝制成。阴极内表面涂以丰度为92％的硼 10B ，两电极之间相互绝缘，计数管内充以氩气(Ar) 和少量的二氧化碳（CO2）。计数管长558mm。
核电站仪表岗前培训第九章中子注量 率监测仪表
（2）BF3正比计数管
核电站仪表岗前培训第九章中子注量 率监测仪表
3. 自给能探测器的种类
（1）内转换自给能探测器：又称快响应自 给能探测器。基本结构：发射体、绝缘 体、收集体及电缆组成。
发射体：铂或钴、钪、镉等材料制成。 绝缘体：氧化镁制成。 收集体：外径1.5mm的不锈钢制成。 电缆：外径1.0mm的同轴电缆。
工作原理
核电站仪表岗前培训第九章中子注量 率监测仪表
3、微型裂变室 由焊接端塞、同芯包壳及测量体三部分组成。
核电站仪表岗前培训第九章中子注量 率监测仪表
因为裂变碎片产生的能量比核反 应产生次级粒子的能量大得多， 所以裂变电离室的灵敏度比硼电 离室更高，γ射线影响更小，更适 合与更高γ辐射场内的中子探测。
核电站仪表岗前培训第九章中子注量 率监测仪表
4、计数管
正比计数管的脉冲信号与入射粒子在管内所产生的 初级电离的离子对的数目成正比。如果粒子射程不长而 可停止在管内气体中，则该粒子的种类、数目和个数可 被探测到。在甄别电路的配合下，可把β、γ射线所产 生的较小的脉冲甄别掉，而只记录α粒子。
核电站仪表岗前培训_第一章至第三章
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。
238U的燃料温度系数总是负的。
2）慢化剂温度系数 慢化剂水的温度升高，水膨胀，密度减小，
慢化能力减弱，反应性变小；而硼毒作用将随 硼密度减小而下降，使反应性增大。
压水堆在功率运行时，要求慢化剂温度系 数是负的。
当一次冷却剂流量保持不变时，二回路 的输出功率P2
P2 K (Tavg Ts )
这种运行方式的优点 适应反应堆的自调特性，稳定性好。另外，
由于Tavg恒定，冷却剂容积变化小，稳压器的 尺寸相对可以小。 缺点
要保持Tavg恒定不变，随着P2增加，Ts就 要下降，因此Ps（蒸汽发生器压力）也要下降。 蒸汽发生器出口温度Ts下降会使汽输机效率降 低， Ps不能低于设计要求的最低值。
1.5 压水堆核电厂稳态运行方案
所谓核电厂稳态运行方案是指反应 堆及动力装置在稳态运行条件下，以负 荷功率或反应堆功率为核心，各运行参 数，如，温度、压力和流量等应遵循的 一种相互关系的特性。
核电厂的输出功率PH与蒸汽发生器 一次侧和二次侧的温度差有如下联系：
PH (UA) s (Tavg Ts )
1.3.3 反应性控制的功能要求及措施
1. 反应性控制的目的 反应性控制，就是采取各种有效的控制方
式，在确保安全的前提下，控制反应堆的剩 余反应性。 (1) 满足反应堆长期运行的需要 ; (2) 使反应堆在整个堆芯寿期内，保持平坦的功 率分布，使功率峰因子尽可能的小 ; (3) 适应外界负荷的变化; (4) 反应堆出现事故 ,能通过保护系统迅速落棒停 堆，并保持一定的停堆浓度 。
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； 5）检测设备的状态、位置、运动速度； 6）监测燃料元件包壳的破损； 7）监测冷却剂的纯度； 8 ) 监测反应堆及设备事故的状态； 9）设备潜在故障的诊断及报警； 10）供电的监测与报警； 11）火灾的监测与报警； 12）异常、故障或事故的声光报警； 13）系统间的信息传输； 14）计算机的信息处理及存储； 15）环境监测。
核电站仪表岗前培训-位移和振动检测仪表
dt
Md {Ǘ1
Ǘ 0 =
设
则
故
=
Ǘ1 = 1 − dt
Ǘ1
= −1 −
dt
Ǘ 0 = −Ǘ1
Ǘ 0 = −
Ǘ
1 + 1
3
等效电路
4
I1 e1 / R1 ，j L1
初级线圈的电流为：
在次级线圈中感应出电压
第五章 位置检测仪表
位置检测实际上就是位移的检测,是线位移和角
位移检测的统称。
常用的位移检测仪表：
电位器式位移检测仪表；
电容式位移检测仪表；
电感式位移检测仪表；
变磁阻式位移检测仪表；
差动变压器式位移检测仪表；应变式位移检测仪表；
光导式位移检测仪表；
振弦式位移检测仪表；
数字式位移检测仪表；
电位器式角位移检测仪
序加硼；
插入特低限（Z-ZL 0）报警，立即加硼。
16
17
5. 棒位监测装置的技术指标
1. 测量范围为232步（实际为228步)，每步
15.875mm;
2. 不管温度高低，棒速快慢，测量精度均为满
刻度的5%(12机械步距);正常温度下，棒低速
移动，测量精度为6机械步距;正常温度下，棒
快速移动，测量精度为8机械步距；
表
1
第一节 差动变压器式位移检测仪表
一、结构和工作原理
变压器式传感器是将非电量转换为线圈间互感M的
一种磁电机构，很象变压器的工作原理，因此常称变压器
式传感器。这种传感器多采用差动形式。
变气隙型
螺管型
2
设在磁心上绕有两个线圈Ｎ１、Ｎ２，一次
侧线圈通入激励电流，它将产生磁通，在二次侧线
核电站仪表岗前培训 第六章流量测量仪表
第一节 基本知识
一、流体的流量 流量的定义：流体流量是指单位时间内流过管道或明渠某 一截面流体的量，也称为瞬时流量。在某一段时间间隔内 流过某一截面的流体的量称为流过的总量，也称作积分流 量或累积流量。总量除以得到总量的时间就称为该段时间 内的平均流量。 流体流量的表示：一般可分为质量流量 qm和体积流量 qV 。 两者之间满足以下关系：
流体的密度； g——当地的重力加速度。
体积流量qV与通流面积A0之间的关系：
qV A0 2 gV f Af
f
考虑到锥度很小的锥形管中通流面积A0与浮子在管中的高度H 近似成正比，即 A0 ≈CH
式中
C——与圆锥管锥度有关的比例系数。
可得体积流量与浮子高度的关系式：
qV CH
二、流量公式
对于一定常的流动，在截面A和截面B处将满足流体质 量守恒和能量守恒。在充分紊流的理想情况下，流体流动 连续性方程和伯努利方程为
4 D2 v A
4
d / vB
2
pA
2 2 1 p 1 1 2 C A v A B CB v B v B 2 2 2
流量公式的实用形式:
C 1 4
qm 0.004
d t 2 1p
qm 0.004
C 1 4
2 Dt 2 1p
qV 0.004
C 1 4
d t
2
p
1
qV 0.004
C 1 4
2 Dt 2
p
1
流量公式中各量的单位为：体积流量qV—m3/h；质量流量 qm——Kg/h；直径d或D—mm；密度ρ1—kg/m3；差压Δp— Pa。
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。
核电站仪表岗前培训 第四章温度测量仪表3
对于热电阻阻值的测量,在实验室常用手动电位差 计和手动平衡电桥,在工业上常采用不平衡电桥和自动平 衡电桥。 任何测量电阻的方法，都应注意： （1）通过热电阻的电流不能超过允许值； （2）连接导线的阻值要固定； （3）连接导线的接线方式要尽量能消除环境温度的影响 （采用三线制和四线制接线方式） 下面主要介绍电桥测量法。
C3,C4信号(闭锁控制棒提升且汽轮机负荷速降〉,这些信号生成逻
辑均为2/3,即三个环路中有两个以上达到阈值则出现相应的保护 信号。 • 用于保护的Tavg也产生P12允许信号,其生成逻辑亦为2/3.
说明：每个环路的测温旁路上设置了6个电阻 温度计，其中三个测量热段温度，三个测量冷 段温度。如对一环路，热段温度计为 RCP030,031,032MT(量程275 ～ 345度)，冷 段温度计为RCP033,034,035MT(量程265 ～ 335度)，其中030，033MT信号用于保护通道， 032，035MT信号用于控制通道，031， 034MT备用。 在返回管线上，设有流量测量计（1环路为 RCP036MD），以监测旁路管线是否有足够的 流量，如果流量低则报警，相应环路的温度测 量信号不可用。
1、用手动平衡电桥测电阻
原理图
三线制连接图
2、用自动平衡电桥测电阻
3、用不平衡电桥测电阻
五、热电阻在核电站的应用举例——反应堆进出 口冷却剂温度的测量
测量目的
1.监察反应堆的冷却条件和蒸汽发生器的工作是否正 常； 2.测量其出口温度则是监察反应堆的工作是否正常及沸 腾裕量; 3.冷却剂进、出口平均温度的信号，还作为压水堆功率 调节系统的控制参量，以及反应堆保护系统超功率保 护动作信号之一。 4.堆冷却剂进、出口温差在冷却剂流量不变的情况下， 可以准确地代表反应堆的热功率，它可以和流量信号 一起输入计算机，进行热功率计算或积算，并用它来 校核通过电离室计量的功率量程的核功率测量仪表。
核电站仪表岗前培训反应堆仪表
15
二、核反冲法
中子与物质原子核发生弹性碰撞，原子核被反冲，且带一定正电荷，选用反冲核
弹性碰撞截面大的材料作为探测器灵敏物质，就可以简接测量中子的注量率。通常是 利用含氢物质作为灵敏体。
反冲核的反冲能表示为：
EA
4A (1 A)2
En
cos2
设：在1000小时实验下a类元件损坏零件的百分数为λ a ，
仪表中有 K 种类别的元件，a种类型的元件数目为 n a ，
1000小时工作中仪表损坏的百分数为:
k
1 na
K
a na
a
八、稳定性
稳定性表明仪表测量某固定量时，示值随时间及使用条件变化的性能。
如, 环境温度变化1度,示值X 的变化值来确定的。
0.0006
0.4
0.0015─Leabharlann 0.850.00085
≤0.0005
0.55
0.00055
0.019
1.5
0.0015
半衰期 (天)
1.41×1010 3.38×1010 2.45×105 2.34×107 4.47×109 2.4×106 17
四、活化法
稳定的原子核吸收中子后，转变为放射性原子核，它们通常在衰变时会放出带电 粒子，由此可以简接测出中子的通量密度。例如：
六、动态特性 仪表指示值x 跟随被测量值x0 变化的反应能力。
1、上升时间：示值从稳定态值的 5％ 变化至 95％ 所需的时间； 2、响应时间：示值从开始变化到稳态值 ＋、－R m 范围，所需的时间。 3、过冲量：示值变化的最大振幅减去稳态值，对稳态值的百分数。
10
核电站仪表与控制：第1章 核电厂仪表和控制系统概述
转速和振动的测量系统等。
1.1 核电厂仪表与控制系统的组成和功能
（1）安全级设备
安全级（简称1E级）的仪表及其供电设备，是完成反 应堆安全停堆、安全壳隔离、堆芯冷却以及从安全壳核反 应堆排出热量所必需的，或者是防止放射物质向环境过量 排放所必需的。
（2）安全有关的设备
安全有关（简称SR)的设备，在实现或保持核电厂安全 方面起补充、支持或间接地作用，因此有可能避免触发安 全级系统和设备，也可能避免或缓解假定始发事件的后果， 或者改善安全级设备功能的效果。
核电站仪表与控制
第1章 核电厂仪表和控制系统概述
1.1 核电厂仪表与控制系统的组成和功能 1.2 核电厂仪表和控制系统的工作特点 1.3 核电厂仪表与控制系统的安全分级
1.1 核电厂仪表与控制系统的组成和功能 1.1.1 系统的组成
1.1 核电厂仪表与控制系统的组成和功能
1.1.1 系统的组成
（3）非安全重要设备
非安全重要（简称NS）仪表及其供电设备，在实现或 保持电厂安全方面无明显作用。
噪比。 2）多数核探测器都有很高的内阻,可以把它看成一
个电流源。要求测量电路具有高的输入阻抗。 3）要测量的中子注量率范围宽,用一种探测器和测
量电路难于满足要求,须采用多种探测器。 4）信号电缆长,工作环境恶劣,要求具有耐高温、抗
辐照、抗干扰、低噪声和高绝缘等特性。
1.3 核电厂仪表与控制系统的安全分级
核电厂系统及设备培训课程
核电厂系统及设备培训课程核电厂是一种复杂的系统，其中包含许多不同的设备和技术。
为了确保核电厂的安全运行和高效生产，对核电厂系统及设备进行系统的培训是至关重要的。
核电厂系统及设备培训课程旨在帮助工作人员了解核电厂的运行原理、系统结构和设备功能。
该课程通常包括以下内容：1. 核电厂系统概述：介绍核电厂的基本结构和各个系统的功能，包括反应堆系统、蒸汽发生器、冷却系统、控制系统等。
2. 设备操作与维护：培训人员如何正确操作和维护核电厂设备，包括设备的启停、调节、检修等操作流程。
3. 安全措施：介绍核电厂的安全措施和紧急应对措施，包括应对意外情况和应急演练。
4. 技术培训：培训人员对核电厂相关技术的理论知识和实际操作技能进行培训，包括核反应原理、辐射防护、放射性废物处理等。
5. 环境保护：介绍核电厂在生产过程中的环境保护措施和相关法规要求。
通过系统的核电厂系统及设备培训课程，工作人员可以更好地理解核电厂的运行原理和设备功能，增强对设备操作和维护的技能，提高安全意识和应急响应能力，确保核电厂的安全生产和环境保护。
这对维护核电厂的安全和稳定运行具有非常重要的意义。
核电厂系统及设备培训课程还包括以下内容：6. 系统运行和监控：培训人员关于核电厂系统的日常运行和监控操作，包括对系统性能的评估和监测的方法和技术。
7. 辐射防护：介绍核电厂工作人员在工作中如何进行辐射防护，包括使用辐射测量仪器、穿戴适当的防护装备等。
8. 安全文化培训：强调核电厂工作人员的安全意识和安全文化，培养工作人员的安全理念和行为。
9. 紧急情况处理：培训工作人员在紧急情况下的应急处置程序和措施，包括演练和模拟紧急情况的处理过程。
10. 法规与标准遵从：培训人员遵守相关的核电厂法规和标准要求，包括安全监管机构的规定和国际标准组织的指南。
核电厂系统及设备培训课程通常由具有丰富经验和资质认证的专业人士进行教学，他们可以根据核电厂实际情况进行具体讲解和操作指导，提供实用的技能培训和操作经验传授。
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核电站仪表与控制
反馈 —— 系统的输出量全部或部分会送到输入端，它与输入量共同影响 系统的输出。若反馈信号与输入信号相减，使产生的偏差越来越小，称 为负反馈；反之，则称为正反馈。 反馈控制 —— 在有扰动时，力图减小系统输出量与给定值之间的偏差。 手动控制（人工控制） —— 被控制量在运行中总要受到许多因素的影响 而偏离所要求的值，因此运行人员就要根据观察随时加以控制。 自动控制 —— 采用机械或电气等装置来代替人工控制。没有人直接参与。 远距操作 （远动）—— 利用辅助能源对远离主控室的设备进行操作的过 程。 就地操作 （现场操作）—— 由人直接操作控制设备的操作形式。 开关量控制 —— 指被控设备只有两个状态，即开或关。 模拟量控制 —— 指对相应的执行机构的运动过程加以控制，使被控量接 近所要求的值。采用连续变化的信号。
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核电站仪表与控制
叶丁丁 dingdingye@
核电站仪表与控制
课时安排及课程目标
章节 第1章 控制系统基础知识 第2章 集散控制系统 第3章 核电站仪表和控制系统（I&C）概述 第4章 温度测量仪表 第5章 压力测量仪表 第6章 流量测量仪表 第7章 液位测量仪表 第8章 机械量测量仪表 第9章 核测量仪表
描述系统动态特性的方法有： 微分方程； 传递函数； 输入响应法； 频率响应法； 状态变量表示法。
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x(t) 控制系统 y(t)
输入
输出
系统的方框图表示
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1. 微分方程：描述系统动态特性最基本的方法。
系统的动态特性若能用一个线性微分方程来表示，称为线性系统， 否则称为非线性系统。 微分方程的系数为常数，即不随时间变化，则系统称为定常系统， 否则为时变系统。
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例:写出如图所示RLC网络电路的
i(t)
微分方程。
解： 输入量为ui(t), 输出量为uo(t),
(t)
(t)
列出原始微分方程式
ui
(t)
Ri(t)
L
di(t) dt
1 C
i(t)dt
uo
(t)
1 C
i(t)dt
消去中间变量i(t)，经整理可得：
LC
d
定的精度跟随输入量的变化而变化。
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，就称为过程控制系统。
2. 按控制作用与时间的关系分：连续控制系统和采样（离散）控制系统。 3. 按自动控制系统的特性分：线性控制系统和非线性控制系统。 4. 按控制方式分：开环控制、闭环控制、复合控制。
x(t) 控制系统 y(t)
x(t) 1 0
t 单位阶跃输入信号
单调过程 等幅振荡过程
衰减振荡过程 渐扩振荡过程
自动控制系统被控量变化的动态特性
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四、系统的动态特性
❖ 在稳态时，系统输出量y和输入量x之间 的关系称为系统的稳态特性，它是一个 代数方程。
❖ 在动态时，系统输出量y和输入量x之间 的关系称为系统的动态特性，它是一个 微分方程。
控制对象（被控制过程）—— 被控制的设备或生产过程。 被控制量（被调量） —— 控制对象的输出量。表征生产过程是否符合期 望规律的物理量。 给定值（目标值） —— 希望被控制量应该具有的量值。 控制量 —— 可由控制作用改变的，且能使被控量跟踪给定值的物理量。 扰动 —— 是一种对系统的输出量产生相反作用的信号，若扰动产生于系 统内部，称为内扰；反之则称为外扰。扰动可看作系统的输入量。 系统 —— 指相互联系又相互作用的对象的有机组合。 控制器（调节器）—— 能按预期要求产生控制信号以改变控制量的设备 或装置。
控制对象
被控制量
自动控制系统方框图
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二、自动控制系统的分类
核电站仪表与控制
1. 按给定值变化规律分类 （1）恒值控制系统：维持被控量等于一个给定的常值。 （2）随动控制系统：给定值变化规律事先不确定，系统应保证控制量以一
定的精度跟随输入量的变化而变化。 （3）程序控制系统：输入量是一个已知的时间函数，系统应使输出量以一
建立微分方程的一般步骤： （1）将系统划分为若干个单向环节，确定每一个环节的输入量和
输出量； （2）根据运动定理或化学定律列出原始方程式； （3）简化、线性化，消去中间变量，得到一个只包含输入量和输
出量的微分方程； （4）把方程整理成标准形式，即输入量放在方程的右边，输出量
放在方程的左边，各导数项按降幂排列。
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1.2 自动控制系统的性能要求
一、自动控制系统的组成
由实现控制目的的设备和部件构成的系统称为控制系统； 由自动控制装置，包括测量部件、控制器和执行机构等，与控制 对象连接在一起就构成了自动控制系统。
比较器
给定值 + 偏差信号
-
测量值
控制器
执行机构
T
测量部件
扰动
++
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三、自动控制系统的动态程
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当自动控制系统受到干扰或者人为要求给定值改变，被控量就会发生变化，偏离 给定值。通过系统的自动控制作用，经过一定的过渡过程，被控量又恢复到原来 的稳定值或者稳定到一个新的给定值。被控量在变化过程中的过渡过程称为动态 过程（即随时间而变的过程），被控量处于平衡状态称为静态或稳态。
2uo (t) dt 2
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第一章 控制系统的基本知识
1.1 关于控制的基本概念 1.2 自动控制系统的性能要求 1.3 比较器 1.4 控制器 1.5 控制通道 1.6 控制系统中的执行机构
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1.1 关于控制的基本概念
❖ 控制：为了达到一定的目的，对生产过程的设备进行操作。 人工控制 ；自动控制。
课时 6学时 6学时 3学时 4学时 4学时 4学时 3学时 4学时 4学时
课程目标：掌握电厂自动化基础知识、自动控制的概念以 及用于电站的工艺参数检测仪表的基本工作原理。了解数 字化控制系统的基础知识。
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教材及参考书
核电站仪表与控制
❖ 核电站仪表与控制，中广核集团岗前培训教材；
❖ 张建民，核反应堆控制，西安交通大学讲义， 2006；