堆内仪表系统讲解
AP1000堆内仪表系统介绍及特点分析
AP1000堆内仪表系统介绍及特点分析本文介绍了AP1000堆内仪表系统的组成、结构、功能，并通过与国内M310机组及VVER机组堆内仪表系統的对比，分析了AP1000堆内仪表系统的特点。
标签：AP1000；堆内仪表；对比；特点1、引言AP1000核电站在传统成熟的压水堆核电技术上，采用非能动理念，建立非能动安全系统，执行预想事故情况下的核安全功能。
针对可能发生的严重事故，AP1000核电厂设计中设置了多种预防与缓解措施，并采用先进的数字化仪控系统和主控室设计，确保核电厂的安全。
2、AP1000堆内仪表系统AP1000堆内仪表系统包括：堆内仪表套管组件以及相关的信号处理和数据处理装置。
电厂运行期间，堆内仪表套管组件放置在燃料组件内，通过反应堆压力容器顶盖引出到安全壳。
自给能探测器和堆芯出口热电偶的信号通过电缆传送到不同的数据调试和处理工作站，并能在主控室显示处理后的数据和结果。
2.1 系统功能堆内仪表系统作为反应堆冷却剂系统的压力边界，用于在事故工况下将堆芯出口温度信号送到保护和安全监测系统用于指示和显示。
此外，堆内仪表系统还用于将在线中子通量信号提供给在线功率分布监测系统，将堆芯出口温度信号发送给多样化驱动系统用于指示和显示，并在电厂正常运行期间，发送给OPDMS 的信号用于生成堆芯功率分布图形和列表显示。
2.2 系统描述堆内仪表系统通过42根仪表导向管将热电偶信号传输到冷端分线箱，将自给能探测器（SPD）信号传输到信号处理机柜。
其中，38个热电偶温度信号送至PMS作为事故后监测，4个温度信号送至DAS用于其驱动信号，中子通量信号通过SPS机柜处理后，送至应用/数据联络服务器，经过实时数据网络传递至DDS 进行信号显示。
信号处理软件将堆芯探测器的信号传送给反应堆堆芯运行最佳评估分析系统。
BEACON用这些数据来计算三维堆功率分布，校核堆外核测仪表系统的反应堆超温?T和超功率?T停堆整定值，并提取合适的功率分布参数在主控室显示。
AP1000堆内仪表系统介绍及特点分析
AP1000堆内仪表系统介绍及特点分析作者：孙梦竹来源：《中国房地产业·上旬》2018年第02期【摘要】本文介绍了AP1000堆内仪表系统的组成、结构、功能，并通过与国内M310机组及VVER机组堆内仪表系统的对比，分析了AP1000堆内仪表系统的特点。
【关键词】AP1000；堆内仪表；对比；特点1、引言AP1000核电站在传统成熟的压水堆核电技术上，采用非能动理念，建立非能动安全系统，执行预想事故情况下的核安全功能。
针对可能发生的严重事故，AP1000核电厂设计中设置了多种预防与缓解措施，并采用先进的数字化仪控系统和主控室设计，确保核电厂的安全。
2、AP1000堆内仪表系统AP1000堆内仪表系统包括：堆内仪表套管组件以及相关的信号处理和数据处理装置。
电厂运行期间，堆内仪表套管组件放置在燃料组件内，通过反应堆压力容器顶盖引出到安全壳。
自给能探测器和堆芯出口热电偶的信号通过电缆传送到不同的数据调试和处理工作站，并能在主控室显示处理后的数据和结果。
2.1 系统功能堆内仪表系统作为反应堆冷却剂系统的压力边界，用于在事故工况下将堆芯出口温度信号送到保护和安全监测系统用于指示和显示。
此外，堆内仪表系统还用于将在线中子通量信号提供给在线功率分布监测系统，将堆芯出口温度信号发送给多样化驱动系统用于指示和显示，并在电厂正常运行期间，发送给OPDMS的信号用于生成堆芯功率分布图形和列表显示。
2.2 系统描述堆内仪表系统通过42根仪表导向管将热电偶信号传输到冷端分线箱，将自给能探测器（SPD）信号传输到信号处理机柜。
其中，38个热电偶温度信号送至PMS作为事故后监测，4个温度信号送至DAS用于其驱动信号，中子通量信号通过SPS机柜处理后，送至应用/数据联络服务器，经过实时数据网络传递至DDS进行信号显示。
信号处理软件将堆芯探测器的信号传送给反应堆堆芯运行最佳评估分析系统。
BEACON 用这些数据来计算三维堆功率分布，校核堆外核测仪表系统的反应堆超温∆T和超功率∆T停堆整定值，并提取合适的功率分布参数在主控室显示。
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。
AP1000仪表与控制系统
AP1000仪表与控制系统NIS，IIS（31ＰＰＴ）２０１３年10月目录1.1固体探测器1.2气体探测器1.3堆外中子注量率监测仪表1.4AP1000堆芯测量系统IIS反应堆的功率与单位时间的核裂变率成正比，测定了中子注量率就可以知道反应堆的功率。
常用的中子探中子注量率信号测量的固体探测器主要有自给能探测，测定了测器主要有两大类：固体探测器和气体探测器，用于器。
气体探测器主要有计数管，裂变室和电离室等。
由于探测器本身灵敏度的离散性，中子探测物质（10B ）的燃耗以及系统本身的漂移等因素，堆外核仪表要周期性地利用热功率和堆内中子注量率测量的结果，对堆外功率量程测量通道进行刻度，以保证其所测电流与反应堆功率呈线性关系。
气体探测器的工作原理是利用气体电离。
中子射入到探测器内，通过与探测器内涂层物质的某种核反应产生带电粒子，带电粒子在运动过程中使所充的气体电离产生正负离子，而电离气体电离。
中子带电粒子，带的粒子在外加电场的作用下向两极运动，从而在外电路形成电信号。
该电信号正比于入射中子的强度。
气体探测器的结构如本图所示，不同用途的探测器所充的气体不一样。
探测器的输出值和外加电压有下图所示的关系。
在VG 和VD间输出值变化很小，即外加电压对输出影响很小，我们就利用这个特点测量中子注量率。
图中Vs 称为起始电压，V0为实际工作电压，N D 和NG为对应于电压VD和VG的探测器的输出值。
描述探测器坪特性的参数是坪长和坪斜：坪长=VD -VG坪区输出变化的百分数与坪长的比称为坪斜。
计数管输出是脉冲信号，用于源量程中子注量率监测。
BF 3正比计数管是一金属圆管做成的，顺着管的轴向紧悬着一根小直径的集电极（通常用钨），管内充以三氟化硼气体，硼吸收中子后发出粒子使三氟化硼电离，一，在负载电阻上就产生一个电压脉冲，脉冲与中子注量率水平成线性关系。
，用于监测。
正比计数管是一金属圆管做成的，顺着管的轴向着一根小直径的集电极（通常用钨），管内充以三硼气体，硼吸收中子后发出粒子使三氟化硼电离，次电离所产生的电子在计数管内电场作用下加速并向集电极移动，在负载电阻上就产生一个电压脉冲，脉冲频率与中子注量率水平成线性关系。
AP1000核电厂核测仪表系统介绍
钒自给能探测器信号和热电偶信号。第二段电缆分成两段独立的电缆和连接器，分别用于钒
自给能探测器信号和热电偶信号的传输。其中 294（42×7）个钒自给能探测器信号均分成 2
个路径传送到 2 个自给能探测器信号处理系统机柜（Signal Processing Electronics, SPE），SPE
将电流信号转换为电压信号，并使用 16 位模数转换器完成模数转换，这些数字信号穿过安
BEACON
三维功率分布
主控室
保护和安全监测 系 统 （P M S ）
电厂控制系统 （P L S ）
核
堆内
堆外
测
核测
核测
仪
仪表
仪表
表
系统
系统
系
（I I S ）
（N IS ）
统
图 1 AP1000 核测仪表系统总体结构
系统除监测功率，给出堆芯上部和下部的功率外，还与保护和安全监测系统 PMS 相连，具 有紧急停堆功能。此外，堆外核测仪表系统的测量值经补偿后也作为电厂控制系统中功率控 制系统的输入之一，将反应堆功率控制在预期的范围内。
( ) n cm2 • s %Pn
1011
1010
109 测 量 108 位 107 置 的 106 中 105 子 注 104 量 103 率
102
101
1
10−1
10−2
102
101
1
中功
10−1
间率
10−2
量量
10−3
程程
10−4
10−5 源 量
10−6 程
10−7
10−8
10−9
10−10
图 6 三个测量量程的中子探测器的测量范围
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
核动力反应堆仪表和控制系统手册
核动力反应堆是一种利用核裂变产生能量的装置，它需要精确的仪表和控制系统来确保安全运行。
本手册将介绍核动力反应堆仪表和控制系统的基本原理、组成部分、工作流程和维护方法。
一、仪表和控制系统的基本原理1.1 仪表和控制系统的作用仪表和控制系统是核动力反应堆的关键部件，它们的作用是监测和控制反应堆的运行状态，确保反应堆在安全范围内运行，并在需要时进行调节和紧急停机。
1.2 仪表和控制系统的原理仪表和控制系统通过传感器和控制单元来实现对反应堆的监测和控制。
传感器负责采集各种参数，如温度、压力、流量、放射性测量等，控制单元根据传感器采集到的数据进行分析和处理，并对反应堆进行相应的控制操作。
二、仪表和控制系统的组成部分2.1 传感器传感器是仪表和控制系统的核心部件，它们负责采集各种参数，并将采集到的数据传输给控制单元。
常见的传感器包括温度传感器、压力传感器、流量传感器、放射性传感器等。
2.2 控制单元控制单元是仪表和控制系统的控制中心，它负责对传感器采集到的数据进行处理，然后根据预设的控制策略对反应堆进行控制操作。
控制单元通常采用先进的计算机技术，具有高速、精密的数据处理能力。
2.3 控制阀控制阀是控制系统实现对反应堆流体参数调节的关键部件，它们根据控制单元的指令来调节反应堆中的流体流动，以实现对反应堆的控制。
三、仪表和控制系统的工作流程3.1 监测阶段在反应堆运行过程中，仪表和控制系统不断地监测各种参数，如温度、压力、流量、放射性测量等，以确保反应堆的运行状态处于安全范围。
3.2 控制阶段根据传感器采集到的数据和预设的控制策略，控制单元对反应堆进行相应的控制操作，如调节冷却剂流量、控制放射性活度、调节反应堆功率等。
3.3 故障处理如果仪表和控制系统监测到反应堆出现异常情况，如温度过高、压力异常等，控制单元会立即发出警报，并采取相应的措施进行紧急停机或调节。
四、仪表和控制系统的维护方法4.1 定期检查对仪表和控制系统的传感器、控制单元、控制阀等关键部件进行定期检查和维护，以确保其正常工作。
核电队内仪表系统特点分析
核电队内仪表系统特点分析摘要：在当今时代背景下核电厂的建设已经实现了多样化的发展，如：沸水堆核电厂、气冷堆核电厂多隶属其中，这对于核电事业的发展而言意义深远。
其中对内仪表系统作为重要的辅助装置，起到了保护核电厂正常运行，降低安全事故发生几率的重要作用，得到了人们的广泛关注。
基于此，本文将对核电对内仪表系统特点展开研究。
关键词：核电队内仪表系统；特点；分析；策略前言：核电厂的主要工作内容为将核能转化为电能，满足人们的用电需求，减少对不可再生资源的消耗，让人类活动与自然生态环境之间的关系得以缓和，真正的做到保护人们赖以生存的环境，可见核电厂建设的必要性。
在新时期人们的思想意识发生了较大的改变，对清洁能源的使用也愈发的看重，这使得核电对内仪表系统优化被赋予了更高的要求，如何进行有效的仪表系统建设成为了亟待解决的问题。
由此可见，对核电堆内仪表系统特点进行探究是十分必要的，具体策略综述如下。
1压水堆核电厂基本结构特点1.1核辅助系统与专设安全设施系统反应堆、二回路系统、辅助系统以及相关运行设备等共同组成了压水堆核电厂的基本结构，其能够在堆芯核裂变反应下实现热能的有效放出，并将其带入到二回路系统当中产出蒸汽，因此依据特点分析此系统通常被称之为核供气系统。
其次，辅助系统是压水堆核电厂基本结构中不可或缺的存在，其主要作用在于辅助一回路系统的运行和保障反应堆无异常，通过功能可以将压水堆核电厂的辅助系统划分成多个部分，分别发挥着保护核电厂运行稳定性、停堆冷却等多方面的作用，是压水堆核电厂运行安全性和稳定性水平提升的关键所在。
此外，压水堆核电厂中的辅助系统还能够实现对污染气体以及生产废物的有效净化处理，这对于环境保护而言意义深远。
最后，为了保障核电厂的正常运行，降低重大事故所带来的负面影响力，压水堆核电厂还设置了专设安全设施系统，能够在事故问题发生后立即启动，阻止压水堆核电厂内放射性物质的扩散，将核电站事故问题对周围环境所造成的危害降低到最小的范围之内。
核反应堆仪表1
School of Nuclear Science and Technology
智能仪表和计算机在核反应堆中的应用目录schoolnuclearscience流量检测仪表10
核反应堆仪表
核科学与技术学院 School of Nuclear Science and Technology
目录
绪论 2. 测量的基本概念 3. 堆芯外核检测仪表及系统 4. 堆芯内中子通量检测仪表及系统 5. 核辐射剂量监测仪表 6. 射线探测器与放大器的连接 7. 温度检测仪表 8. 压力和压差检测仪表 9. 流量检测仪表 10. 液位检测仪表 11. 位置检测仪表 12. 振动检测仪表 13. 智能仪表和计算机在核反应堆中的应用
1.
School of Nuclear Science and Technology
教材及参考书
教材：钱承耀主编《核反应堆仪表》兰英等编著《核电站辐射测量技术》
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1.
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目录
绪论 2. 测量的基本概念 3. 堆芯外核检测仪表及系统 4. 堆芯内中子通量检测仪表及系统 5. 核辐射剂量监测仪表 6. 射线探测器与放大器的连接 7. 温度检测仪表 8. 压力和压差检测仪表 9. 流量检测仪表 10. 液位检测仪表 11. 位置检测仪表 12. 振动检测仪表 13. 智能仪表和计算机在核反应堆中的应用
1.
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目录
绪论 2. 测量的基本概念 3. 堆芯外核检测仪表及系统 4. 堆芯内中子通量检测仪表及系统 5. 核辐射剂量监测仪表 6. 射线探测器与放大器的连接 7. 温度检测仪表 8. 压力和压差检测仪表 9. 流量检测仪表 10. 液位检测仪表 11. 位置检测仪表 12. 振动检测仪表 13. 智能仪表和计算机在核反应堆中的应用
反应堆仪表精讲
232
热中子裂变截面 (b)
≤0.0002
裂变阈 (MeV)
1.3
3MeV时的裂 变截面 (b)
0.00019
半衰期 (天)
1.41×1010
Th
231Pa
234U 236U 238U 237Np
0.01
0.0006 ─ ≤0.0005 0.019
0.5
0.4 0.85 0.55 1.5
核反应堆仪表
苏杰
1
第1章
绪
论
堆芯：
Ⅰ、 核 电 站 示 意 图
[
-
裂变链式反应 [
一回路：
将堆芯热量导出 二回路：
O
将一回路热量通过蒸 汽发生器交换热量。
蒸汽发生器： 产生蒸汽供汽轮机。 稳压器：
压水堆核电站五大控制系统
调节一回路水压
2 、蒸汽排放控制系统
1、核反应堆功率调节控制系统
3、蒸汽发生器给水调节系统 4、稳压器压力、水位调节系统
0.0011
0.0015 0.00085 0.00055 0.0015
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： n + 115 In → 116In + γ
I e N 0 dv
V
式中：V ─ 电离室的有效体积;
N0 ─ 单位体积、单位时间原电离子数; 热中子的灵敏度为：3.1×10-13A／(n cm2 s)， 适用于热中子注量率：102 ─ 1010 n／cm2 s。
堆内仪表系统
? IITA （堆内仪表套管）贯穿反应堆压力容器顶部，在所 有的设计基准事故下必须保证反应堆冷却剂系统压力边界 的完整性。
三、系统描述
? 钒自给能中子探测器SPD ? 自给能中子探测器由发射体、绝缘体、收集体及电缆组成：
1、中心电极称为发射体，由中子灵敏材料制成，发射体 是自给能中子探测器的核心部分，它基本上决定了探测器 的物理特性。 2、探测器的外壳即是收集体，由对中子不灵敏材料（因 科镍600/低锰不锈钢或纯镍）制成，材料厚度通常0.1mm 。 3、发射体和收集体之间是绝缘体，采用无机绝缘材料 （MgO/AL 2O3/BeO），绝缘体的厚度通常0.2mm 。 4、电缆采用金属外壳-无机绝缘-金属芯线同轴电缆。 ? 套管中的一个矾探测器的灵敏带对应整个反应堆堆芯高度， 大约从活性区顶部到离活性区底部的12 英寸，其余六个 矾探测器以最长矾探测器的七分之一长度顺序递减。
二、系统主要功能
? ①为反应堆堆芯运行最佳评估分析系统（BEACON) 的在 线三维中子通量分布图提供数据。这些数据用于校准保护 和安全检测系统（PMS) 使用的中子探测器，同时使堆芯 性能最优化。
? ②为保护和安全监测系统（PMS) 提供事故后堆芯不充分 冷却监视器的热电偶信号，为多样化驱动系统（ DAS)提 供堆芯温度信号。
三、系统描述
? 每一个堆内仪表套管包括7个矾中子探测器和1个不接地的
K型热电偶。将热电偶集成在IITA 中取消了CET 所需的独
管理类《核电厂仪表及控制基础》第5单元 OCS、DCIS
主控制室应急可居留系统启动 主蒸汽隔离 非能动余热导出系统启动 反应堆压力容器堆顶放气阀 保护（Safeguards）触发 化学和容积控制系统隔离 蒸汽发生器卸压阀隔离 正常余热导出系统隔离
主控制室 （MCR）/次专用安全盘上的专用开关
自动卸压系统第1-3级动作
自动卸压系统第4级动作 安全壳再循环启动 安全壳内换料水箱（IRWST）安全注入 反应堆压力容器堆顶放气阀 正常余热导出系统隔离
当发生火灾等灾难性事故不能在主控制室内进行停堆操作时， 可以在远程停堆室内完成核电厂的安全停闭。
主控制室的功能是提供一个抗震的、可居留的和舒适的场 所供一定数量的操纵员使用，便于这些操纵员监视和控制 电厂所有的过程。主控制室为NI、CI和BOP系统提供了集 成的人机接口资源，为操纵员提供了监控能力，响应设计 基准和严重事故工况，将电厂带回安全状态。 在主控制室内执行的主要任务包括在正常、异常和应急工 况下监视、监督、管理和控制与热工水力和能量转换过程 相关的电厂过程。主控制室为操纵员的决策过程提供支持 ，以及为与其它电厂人员联系提供便捷的方式。主控制室 还提供电厂运行人员和维修人员之间的接口资源。
开启非能动余热导出系统下泄隔离阀并 触发安全壳内换料水箱（IRWST）安全 关闭安全壳内换料水箱（IRWST）水 注入 槽隔离阀
安全壳隔离 非能动安全壳冷却系统启动
启动安全壳再循环
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。
核聚变反应堆的关键仪表系统都需要哪些功能
核聚变反应堆的关键仪表系统都需要哪些功能在探索清洁能源的道路上，核聚变被视为未来能源的希望之星。
而要实现安全、高效和稳定的核聚变反应，关键仪表系统起着至关重要的作用。
那么，这些关键仪表系统到底都需要哪些功能呢？首先，精确的测量功能是必不可少的。
核聚变反应过程中，涉及到众多物理量的变化，如温度、压力、磁场强度、等离子体密度等等。
仪表系统需要能够准确地测量这些物理量，为研究人员提供精确的数据。
以温度测量为例，核聚变反应堆内部的温度可能高达数千万度，常规的测温手段根本无法适用。
这就需要特殊的高温测量仪表，能够在极端环境下正常工作，并且保证测量结果的准确性和可靠性。
再者，实时监测与快速响应功能也是关键所在。
核聚变反应是一个极其复杂且快速变化的过程，任何微小的异常都可能引发严重的后果。
因此，仪表系统必须能够实时监测各个关键参数的变化，一旦发现异常，能够迅速发出警报并采取相应的措施。
比如，当等离子体的密度突然发生变化时，仪表系统要能够在瞬间捕捉到这一变化，并及时通知控制系统进行调整，以维持反应的稳定性。
强大的数据采集与处理功能同样不容忽视。
在核聚变实验或运行中，会产生海量的数据。
仪表系统不仅要能够采集这些数据，还要对其进行快速有效的处理和分析。
通过数据处理，提取出有价值的信息，帮助研究人员了解反应的状态和趋势，为优化反应条件、提高能量输出提供依据。
同时，这些数据还需要进行存储和管理，以便后续的深入研究和分析。
可靠性和稳定性也是仪表系统的重要功能要求。
核聚变反应堆的运行环境极其恶劣，存在强辐射、高温、高压等多种不利因素。
仪表系统必须能够在这样的环境下长期稳定运行，不易出现故障。
为了实现这一点，需要采用高品质的材料和先进的制造工艺，同时进行严格的质量检测和可靠性测试。
此外，抗干扰能力也是必不可少的功能之一。
在核聚变反应堆周围，存在着各种电磁干扰和噪声。
仪表系统需要具备良好的抗干扰性能，能够在复杂的电磁环境中准确地获取和传输信号，不受外界干扰的影响。
三门核电堆内仪表系统特点分析
三门核电堆内仪表系统特点分析方案，利用一个可移动的仪表导向通道系统（即仪表格架组件IGA），将IITA从顶盖外面引入压力容器内，在停堆换料时可以将活化的IITA随IGA和上部堆内构件留在水下。
在IITA贯穿顶盖处，采用8个快速连接装置（Quickloc）实现一回路压力边界密封，并能在停堆换料时快速地拆除与连接。
仪表格架组件为IITA在压力容器内部提供连续的导向通道，引导IITA穿过上部堆内构件的42个支撑柱，并最终引导至42个不同位置燃料组件的仪表导向管内。
IGA主要由仪表格架板、导向套筒、IGA IITA管束及支撑结构、Quickloc棒束、仪表导管和套管组件等组成。
仪表导管固定连接在仪表格架板底部，而套管则套装在仪表导管的外部，两者可以相对滑动。
在正常运行位置时，仪表导管和套管重合套在一起，并插入在上支撑柱内，套管底部由上支撑柱下面的仪表转接器托住。
在停堆换料期间，当提升仪表格架组件时，仪表导管随仪表格架板向上提升，套管起初由仪表转接器托住，在支撑柱内保持不动。
当IGA提升约燃料组件长度的一半高度时，仪表导管完全从上支撑柱中抽出，而套管还在上支撑柱中；在IGA 提升剩余一半高度的燃料组件长度时，套管在仪表导管的带动下也从上支撑柱中逐渐抽出，但套管底部始终在上支撑柱内。
IGA的这个设计特点，为IITA提供了完整的导向通道，这样即使IGA在完全提升位置，IITA在整个长度上都处于导向通道的保护中。
3.3 信号处理机柜及应用服务器堆内仪表系统的信号处理机柜接收到SPD电流信号后，通过放大器卡件对信号中中子响应特性有关的信号响应延迟进行补偿，并将探测器数据格式化后送给通讯卡件，再送至媒体转换器组件，媒体转换器组件将电信号转换成光信号后送给应用服务器进行运算处理，生成3D堆芯功率分布图。
堆内仪表系统采用冗余配置，每个放大器卡件将处理后的SPD信号分别送到两个独立的通讯卡件，再经两个独立媒体转换器组件转换后送至两个独立的应用服务器进行运算处理，因此每个应用服务器得到的都是全部SPD信息，从而在任意一个通道故障的情况下都能保证堆内仪表系统功能的完整性不受影响。
堆内仪表系统讲解共30页
61、辍学如磨刀之石，不见其损，日 有所亏 。 62、奇文共欣赞，疑义相与析。
63、暧暧远人村，依依墟里烟，狗吠 深巷中 ，鸡鸣 桑树颠 。 64、一生复能几，倏如流电惊。 65、少无适俗韵，性本爱丘山。
61、奢侈是舒适的，否则就不是奢侈 。——CocoCha nel 62、少而好学，如日出之阳；壮而好学 ，如日 中之光 ；志而 好学， 如炳烛 之光。 ——刘 向 63、三军可夺帅也，匹夫不可夺志也。 ——孔 丘 64、人生就是学校。在那里，与其说好 的教师 是幸福 ，不如 说好的 教师是 不幸。 ——海 贝尔 65、接受挑战，就可以享受胜利的喜悦 。——杰纳勒 尔·乔治·S·巴顿
谢谢！
__堆芯外核检测仪表及系统讲诉
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3.3.2 中子探测仪表的种类
方法 核反应 核反冲 核裂变
活化
四种中子探测方法比较
核反应
( n, α ) ( n, p ) ( n, n' )
( n, f )
靶材料 10B, 6Li, 3He
H 233U, 235U,239Pu 等
截面 (b) ～103 ～1
～ 5×102
用途 热、慢中子的注量率
快中子注量率 热中子注量率
( n, γ )
的动能；Q是反应能；e是电子电荷量；W 是平均电离能；C是计数器的
等效输出电容。
主要用于热中子的测量。
有以下两种： ①充BF 3气体的正比计数管 ②涂硼正比计数管
在堆芯外源量程中配备。其灵 敏度为：8 counts ／(n／cm2.s)
3.3.2 中子探测仪表的种类
应用 BF3 正比计数器
可用于测量一回路冷 却水的硼浓度 。
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仪控维修科 岳红旭 2012年3月
内容简介
1 系统概述 2 系统主要功能 3 系统描述
4 系统主要设备
AP1000堆内仪表系统相 5 比于秦山一期的优点
一、系统概述
堆内仪表系统由堆内仪表套管组件（IITA）和相关的信
号处理和数据处理设备组成，主要提供堆内温度测量和堆 内中子通量分布测量。
三、系统描述
电站运行期间，堆内仪表套管组件放置在燃料组件内，通
过反应堆压力容器顶盖引出到安全壳。堆内探测器和堆芯 出口热电偶的信号通过电缆传送到不同的数据调试和处理 工作站。在主控室显示处理后的数据和结果。 堆内仪表系统包括： 1）仪表套管组件（IITA) 2）相关的信号处理和数据处理设备 堆内仪表系统的结构如下图所示：
一、系统概述
AP1000的IIS系统由传感器、信号处理设备和软件组成，
给反应堆运行人员提供在线三维堆芯功率分布信息。这些 信息用于监测、分析和预测堆芯性能。IIS还包括CET（ 堆芯出口热电偶），给PMS和DAS提供堆芯出口冷却剂的 温度。每个IITA内的CET测量堆芯燃料组件的活性区顶 部的反应堆冷却剂温度，即测量堆芯出口温度。 IIS使用反应堆堆芯轴向和径向分布的SPD（自给能探测 器）。每个SPD输出一个非常弱、正比于中子通量率，代 表反应堆堆芯功率水平的电流信号。SPD材料因吸收中子 和并发β射线效应产生电流。SPD因吸收中子活化产生电 流，所以不需要外部电流供电。 IITA（堆内仪表套管）贯穿反应堆压力容器顶部，在所 有的设计基准事故下必须保证反应堆冷却剂系统压力边界 的完整性。
四、系统主要设备
4.4 快接头组件（Quickloc）
每束的顶部是快接头组件。快接头组件的顶部是屏蔽塞，
是通过反应堆上封头压力边界的一部分。安装在屏蔽塞顶 部的是接头套管装置。IITA通过这些装置直接接入燃料 组件的最终位置。 在堆芯测量系统中增加仪表格架组件和快接头组件，有如 下作用： 1）提高安全性 在换料停堆期间，通过使用上部堆内构件仪表格架， IITA的活性部分始终保持在水下，其余部分在上部堆内 构件里。位于反应堆压力容器上封头的冷却剂压力边界贯 穿件为8根快接头贯穿件。这8根快接头贯穿件全部在反应 堆压力容器上封头外围。反应堆上封头有足够的空间焊接 控制棒驱动装置（CRDM）。
三、系统描述
IITA在Quickloc快速连接装置处的端部与一体化顶盖（
IHP）中的ICI（In-core Instrumentation）电缆接头连接 ，IHP中的ICI电缆另一端与运行平台处的电缆连接器盘 台连接。
三、系统描述
钒自给能中子探测器SPD
自给能中子探测器由发射体、绝缘体、收集体及电缆组成：
五、AP1000堆内仪表系统相比于秦山一 期的优点
AP1000堆内仪表系统得到的中子通量分布数据是同一时
刻的；而一期中子探测器只能依次扫描不同位置燃料组件 的中子通量，因而得到的数据不是同一时刻的，因此在中 子通量测量期间要保持堆功率、冷却剂温度、反应堆压力 等参数稳定，避免控制棒移动和硼浓度变化，尽量保持堆 芯内功率分布不发生变化。 AP1000堆内仪表是从压力容器顶盖插入的，取消下封头 贯穿件，避免因下封头贯穿件失效而引起的LOCA事故； 一期压力容器底封头有中子测量贯穿件，如果底部贯穿件 失效，造成LOCA事故，并有堆芯裸露的危险。
三、系统描述
每一个堆内仪表套管包括7个矾中子探测器和1个不接地的
K型热电偶。将热电偶集成在IITA中取消了CET所需的独 立贯穿件和导向管。套管中的一个矾中子探测器的灵敏带 对应整个反应堆堆芯高度，大约从活性区顶部到活性区底 部的12英寸，其余6个矾探测器以最长矾探测器长度的七 分之一顺序递减。
四、系统主要设备
4.3 仪表格架组件（IGA）
仪表格架组件安装在堆芯上部构件，由支撑板（仪表格架
）组成，在上部支撑组件的吊篮内。 仪表导向管连接到格架，格架上部是42个导向槽。导向槽 向上呈放射性分布到格架边缘的八个区，在每个区聚成一 束。每一束在适当的位置由格架外围支撑。导向槽在它们 的中间位置由格架顶部支撑。仪表套管安装在仪表导向管 周围，在仪表格架组件升高时能够自由向下滑动。仪表格 架组件上升到全收上位置时，格架到下部支撑住之间有连 续的导向槽。
A – N1 B – N2 C – N3 D – N4 E – N5 F – TE Chromel G – TE Alumel H – N6 J – N7
TOP OF FUEL ITC N1 N2 N3 N4 N5 N6 N7
Connector Contact Layout 7 SPD Signal Pins 1 Chromel Pin 1 Alumel Pin
42根IITA分成8组通过快接头贯穿件，分别从位于仪表格
架组件顶部的8个Quickloc棒束插入压力容器直至堆芯底 部，IITA固定在Quickloc棒束顶部。 8个Quickloc棒束与压力容器顶盖上8个Quickloc仪表管嘴 配之间配合形成压力边界密封，即Quickloc快速连接装置 每根测量探头：7个中子探测器，1个热电偶 ，汇聚成一 束后通过仪表导管插入堆芯。
三、系统描述
堆内仪表系统结构图
三、系统描述
堆内仪表套管通过仪表格架组件和快接头贯穿件将堆芯探
测器和测量堆芯出口温度的热电偶元件铠装固定。这些快 接头贯穿件通过压力容器上封头和压力容器内凸缘插入到 堆芯活性段区域。 AP1000的IIS系统通过42根仪表导向管将热电偶信号传输 到分线箱，将自给能探测器（SPD）信号传输到信号处理 机柜。IIS系统使用两段电缆传输信号，第一段电缆连接 IITA到一体化上封头（IHP）接插板，这根电缆段包含7 个自给能矾热中子探测器和1个不接地的k 型（镍铬-镍铝 ）热电偶。第二段电缆从IHP接插版接到冷端分线箱和信 号处理机柜，它分成两个电缆，分别将热电偶信号传输到 冷端分线箱，自给能探测器的信号传输到信号处理机柜。
三、系统描述
堆内仪表和热电偶分布图：
四、系统主要设备
4.1 SPD信号处理机柜
自给能探测器（SPD）信号处理机柜在安全壳内工作，自
给能探测器信号处理机柜含有把电流转换成电压信号的电 子设备，使用16为模数转换器把模拟喜好变换成数字信号 。每个机柜处理147个信号，2个机柜共产生294（42×7） 个数字信号。这些数字信号经过安全壳贯穿件，通过两个 独立的通讯连接装置（多路）传送到安全壳外。 294个钒自给能中子探测器的信号经过处理后产生在线3D 堆芯功率分布，为操纵员提供用于判断反应堆功率分布是 否在TS规定运行限制范围的相关数据，还用于校准堆外 中子探测器。
五、AP1000堆内仪表系统相比于秦山一 期的优点
AP1000采用固定在线式堆内仪表系统，能实时地提供堆
芯功率三维分布图和其他堆芯参数；一期堆芯温度测量是 固定在线的，而堆芯中子通量测量是移动间歇式的，只能 定期给出堆芯功率三维分布图。 AP1000热电偶和中子探测器是一体式的，无需单独的热 电偶贯穿件；一期热电偶和中子探测器是分开的，专门设 置两个热电偶贯穿件。
三系统描述
K型热电偶探头
42个IITA各有1个K型热电偶，每个IITA的K型热电偶用
于测量堆芯燃料组件上方反应堆冷却剂温度，即测量堆芯 出口温度。 热电偶探头温度运行范围为-18℃~1260℃ -18℃~277 ℃：测量精度在±1.1 ℃之内， 277 ℃~899 ℃：测量精度在±3/8%之内， 899 ℃~1260 ℃：测量精度在±1/2%之内。 42个热电偶信号中，38个1E信号用于保护和安全监控系 统PMS事故后堆芯冷却监视，4个非1E信号（每个象限布 置一个）用于多样化驱动系统DAS的多样性显示，做为事 故后操纵员手动触发ADS的依据。
三、系统描述
1.AP1000堆芯布局
燃料组件 157组,每个和燃料组件包含264根燃料棒，按
17*17排列。核燃料组件还包含24根控制棒导向管和1根仪 表导向管。 仪表导向管位于燃料组件的中心，为堆芯中子通道测量和 堆芯出口热电偶温度计提供导向。
三、系统描述
2.仪表导管构架
压力容器上封头：69个控制棒驱动机构贯穿件，8个快接
四、系统主要设备
4.2 反应堆堆芯运行最佳评估分析系统（BEACON)
当反应堆运行功率水平超过额定功率的20%时，
BEACON系统可以用来精确判定，反应堆功率分布是否 在AP1000技术规格书中规定的运行限值之内。 分析软件可以提供触发可视报警的必要信息，用于警告 反应堆操作员掌握反应堆运行限值超限或潜在的超限情况 。这个分析系统还能够确定堆芯平均的轴向偏移量。
二、系统主要功能
①为反应堆堆芯运行最佳评估分析系统（BEACON)的在
线三维中子通量分布图提供数据。这些数据用于校准保护 和安全检测系统（PMS)使用的中子探测器，同时使堆芯 性能最优化。 ②为保护和安全监测系统（PMS)提供事故后堆芯不充分 冷却监视器的热电偶信号，为多样化驱动系统（DAS)提 供堆芯温度信号。
1、中心电极称为发射体，由中子灵敏材料制成，发射体 是自给能中子探测器的核心部分，它基本上决定了探测器 的物理特性。 2、探测器的外壳即是收集体，由对中子不灵敏材料（因 科镍600/低锰不锈钢或纯镍）制成，材料厚度通常0.1mm。 3、发射体和收集体之间是绝缘体，采用无机绝缘材料 （MgO/AL2O3/BeO），绝缘体的厚度通常0.2mm。 4、电缆采用金属外壳-无机绝缘-金属芯线同轴电缆。 套管中的一个矾探测器的灵敏带对应整个反应堆堆芯高度， 大约从活性区顶部到离活性区底部的12 英寸，其余六个 矾探测器以最长矾探测器的七分之一长度顺序递减。
五、AP1000堆内仪表系统相比于秦山一 期的优点
AP1000仪表贯穿件只有8个，较少的贯穿件数量能降低压
力容器制造难度和缩短工期，增加整体强度；一期顶盖有 2个热电偶贯穿件，底封头有30个中子测量贯穿件，共有 32个，贯穿件数量较多。 AP1000换料操作时，放射性的IITA随IGA和上部堆内构 件留在水下；一期在换料时，运行时插入堆芯的指套管需 要从反应堆中抽出，压力容器下面可能出现高辐射水平。