核电厂仪表和控制系统..46页PPT
【免费下载】核电厂仪表与控制
【免费下载】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。
连接管用金属检查继电保，作为情况与，制料试卷术是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。
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
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
图解核电站主要系统 PPT
PTR
RIS RRA
废物 处理
REA
核电站工作原理总图
厂用电
EAS
GEW
GSS
VVP
GEV
GPV
GEX
ARE RCP
GCT
AHP
ADG
CRF CEX
RCV
APP ABP
ASG
核电站主要系统
核岛主要系统
电气部分主要系统
1. 反应堆冷却剂系统 RCP 2. 化学和容积控制系统 RCV 3. 反应堆硼和水的补给系统 REA 4. 余热排出系统 RRA 5. 反应堆和乏燃料水池冷却和处
•
主泵2#轴封等）
（2）水容积变化的影响
一回路水容积变化→稳压 器水位的变化
§1.2 化学和容积控制系统RCV
0
300
温
0C
度
水的比容随温度的变化关系曲线
容积控制的方法
原理：通过上充下泄将稳压器的液位维持在“程序液位”。 上充补水，补偿一回路水的收缩和泄漏（REA系统执行） 下泄排水，吸收一回路水的膨胀，下泄流排往容控箱或TEP系统。
5、稳压器
功能： 1、压力控制 2、超压保护
Psatf(Tsa)t
一、核岛主要系统
§1.2 化学和容积控制系统 RCV
RCV系统的主要功能： 1、容积控制 2、化学控制 3、反应性控制
一、核岛主要系统
1、容积控制
（1）一回路水容积变化的原 积 容 因
– 水容积随温度的变化而变化
– 不可避免的泄漏(一号密封、 1.4m3/1T
一、核岛主要系统
§1.1 反应堆冷却剂系统 RCP
1、核反应堆
1、堆压力容器
《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。
核电厂安全重要仪表和控制系统标准体系分析
核电厂安全重要仪表和控制系统标准体系分析引言“积极推进核电建设”是我国电力发展的基本方针，“自主设计、自主制造、自主建设、自主运营”是我国核电发展的重大战略目标川。
国家核电发展规划为核电工程建设描绘了一幅宏伟的蓝图，我国核电现已进入批量化和快速发展的阶段。
核电标准是人们在核电发展历程中对技术和经验的总结，与我国工业基础和技术能力相适应的核电标准体系则是我国核电自主化的具体体现。
核电厂安全重要仪表和控制系统是控制核电厂安全运行的神经元，其标准体系是核电标准体系的重要组成部分。
一、我国核电发展现状及规划1.1我国核电发展现状一次能源的多元化是国家能源安全战略的重要保证。
核电是一种安全、清洁、可靠的能源。
发展核电可以改善我国的能源供应结构，保证能源的长期稳定供应，保障国家能源安全和经济安全。
自1991年我国第一座核电站―秦山一期并网发电以来，我国已有6座核电站共11台机组（装机容量达9.068x106万kw）先后投人商业运行，其中9台机组的堆型为压水堆，另外2台机组的堆型为重水堆。
我国已投人商业运行的核电机组情况如表1所示。
1.2我国核电发展规划国务院于2007年11月初正式批复的《核电中长期发展规划》明确了我国核电发展的目标。
到2020年，核电运行装机容量争取达到4000万kw，占全部发电装机容量的4％左右；核电年发电量达到2600-2800亿kw时，占全国总发电量的6％以上。
同时，考虑到核电的后续发展，到2020年末，在建核电容量应保持在1800万kW左右。
根据我国能源需求的实际情况和能源结构调整的需要，核电的发展目标将做适当上调。
根据我国核电发展的规划和总体部署，在今后相当长时间内，积极发展核电将是我国能源结构调整优化的主导思路之一。
目前，我国已进人批量化发展核电的阶段。
为统一和规范核电建设的相关工作，确保核电站各环节的安全，提升我国相关工业的整体技术水平，迫切需要建立完整的、与我国工业体系和技术基础相适应并与国际接轨的核电标准体系。
田湾核电站电源系统和仪控PPT课件
• 在安装中需给予特别关注的是防静电、屏蔽和接地问题。
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（三）电缆端接 A 电缆端接工作程序 • 1，为保证机柜内静电敏感元件（ESD）不受损坏，端接工作开始前应通过触
• 工艺管路和设备上的压力、温度、分析仪表等的取源部件属于工艺专业安装， 一次仪表属于仪控专业安装
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• DCS的安装主要包括控制室、电子间、服务间、计算机间设备的安装； • 接线箱、变送器和其他就地装置的安装等。
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• 德供仪控设备材料主要包括中德仪控采购合同范围内的盘、变送器、 传感器、仪控电缆和端接材料、接线盒、阀组、仪控支架及附件等。
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2. 220KV开关站 • 功能与作用：调试启动电源；安全电源 • 组成：GIS；GIC；控制和保护 • 设备：开关，刀闸，CT，PT，避雷器，
阻波器，耦合电容器等
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3.主变、辅变、厂变 • 主变：3*417000KVA，525/3/24KV • 辅变：63000KVA，230/6.3-6.3KV
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5.400V系统
• 6.3/0.4KV，供变压器、电动机、充电器 • 设备及组成：母线，开关，变压器等
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6.DC及UPS电源
• 功能与作用：提供动力、仪控及保护电源 • 原理：整流，逆变 • 设备组成：充电器，逆变器，蓄电池等
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《核电厂仪表与控制系统》第5部分-棒控制系统和棒位指示系统
控制棒驱动机构由带有槽纹的传动轴，三个电磁铁：提升磁铁、活动抓钩磁铁 和固定抓钩磁铁，传动杆，二个弹簧夹，固定抓钩线圈、活动抓钩线圈、提升 线圈，及互为120°对称分布的两组抓钩所组成。
三个线圈依照编排好的先后次序，依次通电和断电以产生使传动杆上升或下降 的电磁力以实现棒的上升或下降。在紧急停堆情况下，三个线圈均失电，整根 控制棒靠重力作用向下加速运动，直到堆芯底部，以实现快速停堆。
在没有任何控制逻辑信号情况下，只有固定抓钩线圈通电，使控制棒保持在当 前位置上不变。
三个电磁线圈感应的磁通量通过承压外壳去操作内部锁闩机构。按固定顺序接 通和断开电磁线圈电路，可使内部机构与棒驱动杆上的槽啮合或脱离。这样， 就使棒以步进方式插入堆芯或从堆芯提出。
在通电后固定抓钩或活动抓钩就可以抓牢棒的驱动杆。当给提升线圈通电或断 电时，活动抓钩可用于提升或下降控制棒。
运行顺序调换的好处为：MA、MB、MC和MD棒组具有差不多相同的价值， 周期性的交换灰棒组能够防止灰棒组附近的燃料棒有过多的燃耗阴影。
M2--M1、M1--Mγ、Mγ--Mβ之间的重叠量都为33％，而Mβ—Mα之间的 重叠量只有10％。重叠步数是可调的，介于0 ～ 135步之间，精度为±1步。
6.2 功率控制棒组运行特性（续）
1.功率控制组（M棒组）-用来调节反应堆功率；
2.轴向偏移棒组（AO棒组）-用来调整堆芯沿轴向的功率分布；
3.停堆棒组-在反应堆运行时处于完全提出位置，在收到反应堆紧急停堆信号后， 靠重力落入堆芯底部；
控制棒堆芯内布置图
69束控制棒
停堆棒组SD－4组，黑棒组件：SD1、SD2、SD3和SD4，各有8束棒，每组分 为2个子组，每个子组有4束棒。 功率控制组－ 6组：M2、M1、MD、MC、MB和MA,
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
14
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” 。
5
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
➢
➢
➢
➢
➢
6
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
27.01.2024
核岛仪表和控制系统图
华能山东石岛湾核电厂扩建工程可行性研究报告
电厂实时数据网
棒 位 指 示
11
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22
22
33
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44
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55
55
66
66
77
77
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88
棒 控 逻 辑
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反应堆 功率 控制
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88
远程 I/O 棒电源机组
至NIS I/O柜
总线至 智能设 备接口
总线至智能 设备接口
电动机控制中 心（MCC）和
开关柜
电厂设备
汽轮机控 制和诊断
系统 （TOS）
远程 I/O
序列内AF100
HSL
ITP
HSL
ITP
序列间 HSL
HSL
ITP
HSL
ITP
QDPS
QDPS
RPS ESFAS
A
RPS ESFAS
华能山东石岛湾核电厂扩建工程可行性研究报告
第四卷 第二册
缩写:
BEACON = Best Estimate Analysis for Core Operations (Nuclear) 堆芯运行最佳估计分析（核）
ESFAS = Engineered Safeguards Features Actuation System 专设安全设施驱动系统
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：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。