核电厂安全重要仪表和控制系统标准体系概述
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【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。
核电仪控系统安全分级及设计要求
核电仪控系统安全分级及设计要求摘要：核电仪控系统是确保核电设备和系统安全运行的重要系统，如若核电仪控系统出现了无法安全运用的问题，经会严重影响到核电仪器设备的安全运用效果，也会使得核电厂产生严重的经济损失。
因此，相关的核电厂应注重对核电仪控系统安全分级及设计，以保障其能被有效地运用到核电厂之中，促使核电厂核电工作的安全和高效开展。
关键词：安全分级；可控状态；安全状态核电厂就是一种靠原子核内蕴藏的能量，大规模生产电力的新型发电站，核电厂在工程的过程中都是依靠仪控系统进行对设备正常运行和灾害问题控制的的，设计好核电系统的安全分析功能，才能使物项真正在预期内安全和稳定地运行，否则就会使得设备运行问题无法被及时发现，产生严重影响核电厂工作安全开展的问题，也会严重影响到核电厂的经济效益。
因此，相关的核电厂应注重对核电仪控系统安全分级设计，合理地分析运行系统和设备进行安全分级，以保障核电厂所运用的设备能真正达到核电厂工作所需的质量要求，保障其发电的效果，促使核电厂的健康稳定发展。
一、仪控系统的安全分级（一）仪控安全分级的发展随着时代的不断改革与发展，仪控系统越来越受核电厂的重视，这就使得仪控系统得到了迅速的发展，相关的部门研究出了新型的仪控安全分级措施，以进行对核电厂中设备与系统运行安全的更加高效地控制，这在核电厂中得到了广泛地应用，也有效地加强了对核电厂核电工作安全的保证。
因为当仪控系统能被安全地运用到核电厂之中，才能有效地保障核电厂中构筑物和设备的安全，使得核电厂的工作能得以安全和顺利开展。
否则一旦核电厂中核电设备的安全无法得到保障，就会使得核电工作产生各种各样的问题，影响核电企业的工作安全和经济效益。
所以，仪控系统得到了迅速的发展，而安全分级又是核电仪控系统中的重要组成部门，相关的核电厂应正确地认识到做好核电仪控分析，才能缓解设计基准事故后果以保护公众健康和安全。
相关的核电厂应进行对核电仪控系统的合理安全分级，使其能进行对安全停堆、事故后参数监测数据等等的合理安全分析，并做出相应的安全级判定，以进行对非安全级设备运行的有效检测，将核电厂中的所有的物项分级（包括仪控物项分级）基于功能分类确定其相应的安全分级，制定出相应的安全预防控制程序，以加强对核电仪控系统安全运用效果的保证。
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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核电站规范标准体系介绍
国家核安全局批准发布
指导性文件
核安全导则
国家核安全局批准发布
推荐性文件
核安全技术规范标准 国内或国际技术规范标准
行业颁布
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整理课件
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主要核电国际核电标准体系
国际主要核电规范标准体系
美国 ：ASME 法国 ：RCC-M 德国 ：KTA 俄国 ：ГОСТ 、ΠΗΑЭГ
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整理课件
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主要核电国际核电标准体系
ASME规范体系构成
第 Ⅷ 卷 压力容 器
第一册 （常规规则法设计，GB150－2002） 第二册 另一规程 (分析法设计，JB 4732－1995) 第三册 高压压力容器的另一规程（分析法设计，考虑断裂力学和
疲劳分析）
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整理课件
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主要核电国际核电标准体系
ASME规范体系构成
1983 年、1989年版和1995年版规 范均有中文译版： 共 十 一 卷 其中第三卷83年版、89年版和04年版有中文翻译…… 1998 年…… 规 范；在此之后材料许用应力有较大变化。 2000年版 …… 2004年版 ……
ASME规范体系构成
第二册 另一规程 (分析法设计）
AG 通用要求 AM 材料要求 AD 设计要求 AF 制造要求 AR 压力释放装置 AI 检验和射线照相 AT 试验 AS 标记、钢印、报告和记录 强制性附录 非强制性附录
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主要核电国际核电标准体系
ASME规范体系构成
第 Ⅲ 卷 核动力装置设备
NCA分卷：第一册第二册的总的要求 第一册：—NB分卷—一级设备 第一册：—NC分卷—二级设备 第一册：—ND分卷—三级设备 第一册：—NE分卷—MC级设备（金属安全壳相关设备） 第一册：—NF分卷—设备支承结构 第一册：—NG分卷—堆芯支承结构 第一册：—附 录 第二册：—混凝土反应堆容器与安全壳规范
仪表控制2
第一章核电厂仪表与控制系统概述1 核电厂仪表与控制系统的功能有三种：信息功能、控制功能、保护功能。
2 核测量仪表的4个特点：①核探测器输出信号幅值低，常需要一些特殊措施以提高信噪比；②多数核探测器有很高的内阻，可以把它看成是一个电流源。
要求测量电路有很高的输入阻抗；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。
脉冲电路的通频带很宽，这对测量电路和传输电路都有很高的要求；④要求信号具有耐高温、抗辐照、抗干扰、低噪音和高绝缘等特性。
3 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和反应堆排出热量所必需的，或者是防止放射性物质向环境过量排放所必需的。
第二章核电厂核功率监测系统1 通过测量平均中子注量率而获得的反应堆功率叫反应堆的核功率。
2 反应堆的热功率，就是由反应堆核燃料提供给冷却剂的总功率。
3 这种带电粒子使物质原子分离形成离子对的过程，称为电离，或称原电离，所产生的自由电子叫做次级电子。
如果次级电子的能量足够大，它又可以使物质原子电离，这种电离称为次级电离。
4 气体探测器的工作原理(这部分主要是理解气体探测器的工作原理和结构，几个区域稍微了解一下电极收集到的离子数与气体实际电离的离子数目之间的关系即可，主要是记住正比计数器和G-M计数器分别工作在正比区和G-M区)：气体探测器是一个圆柱形内部充气的密闭容器，容器内有两个相互绝缘的电极，金属圆筒是阴极，圆筒中心的金属丝是阳极，两极之间加有直流高压，如图2-1所示。
当带电离子，如α粒子在穿过容器内的气体时，可以使其电离产生自由电子和正离子即离子对。
离子对在极间电场的作用下输出电信号，可以被测量。
信号大小能反应粒子能量的强弱。
图2-1 气体探测器示意图在外加电压V的作用下，电子和正离子分别向正、负电极漂移而被电极所收集。
但是，电极收集到的离子对数并不等于入射粒子在气体中产生的原电离离子对数N0，而是随着外加电压的变化而变化，如图2-2所示。
浅谈AP1000核电厂安全级仪控系统
浅谈AP1000核电厂安全级仪控系统1 概述AP1000核电厂采用了全数字化仪控系统，其中保护和安全监测系统（PMS）属于安全级，其余均为非核安全级。
PMS系统为电厂提供反应堆停堆、专设安全设施、核级数据处理三大主要功能。
PMS系统直接关系到核电站的安全运行，是AP1000机组中最为重要的仪控系统，因此该系统现场安装的全过程需要高度关注。
2 PMS安装工程分类及施工要点PMS系统安装的实体工作可分解成三大类：处理机柜、电缆与光缆、中子探测器。
2.1 处理机柜PMS总共包含39个DCS（集散控制系统）标准机柜，尺寸约为700*750*2300（宽*深*高），按照功能分为NIC（核仪表子系统柜）、BCC（双稳态逻辑处理器柜）、ILC（符合逻辑处理器柜）、MTP（检修试验柜）、QDP（核级数据处理子系统柜）、SVC（爆破阀控制子系统）、SOE（顺序事件记录柜）。
PMS机柜按照不同的安全序列分别布置在辅助厂房内的6个房间内，成排布置。
PMS属于精密电子设备，对安装环境的要求高，温度必须控制在10℃～25℃、相对湿度控制在20%～75%、空气中无粉尘和腐蚀性气體。
AP1000首堆工程中，现场参照ASME NQA-1的标准，在PMS房间建立了增强的Ⅲ级清洁区，不仅对进入人员、进入材料、区域内的焊接、切割、打磨等动火作业加以控制，还专门设置了临时空调、除湿机、吸尘器等设施改善安装环境。
PMS机柜的安装过程大体包括五个步骤：（1）卸车。
按照核电厂物项分类原则，有抗震要求的PMS机柜属于B类物项，卸车时应十分注意机柜顶部吊耳的受力均衡性，以防止机柜结构变形。
为此，首堆工程中采用了一种方形平衡梁，并与其他辅助吊具一起进行了150%静载试验；（2）引入房间。
PMS机柜要求竖直搬运，但受限于厂房内门洞高度，通过时需要倾斜。
此时应注意倾斜时必须确保柜门在两侧而不至于受压变形。
首堆工程中专门设计了一种翻转运输小车，为提高厂房内搬运效率；（3）调平。
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。
浅谈核电站电气仪控设备分级
浅谈核电站电气仪控设备分级发布时间：2021-04-06T07:36:28.510Z 来源：《建筑学研究前沿》2021年1期作者：郝树超张佳义[导读] 因此核电站电气仪控设备分级是为了优化其设备管理工作，在保障安全性的同时，也能够满足其经济性。
中国核电工程有限公司华东分公司福建福清 350300摘要：核电能性比喻其它能源来说，这是一种经济的、清洁的能源，可以有效地解决我国环境污染越来越严重的问题。
随着核能源领域的两个方案的通过，核电建设的规模在进一步扩大。
核电厂安全分级设备用于确保电厂的安全和稳定运行，因此，它必须通过设备认证。
然而，目前在评估核电厂设备的安全水平方面仍存在许多不一致或误解，例如：在核电厂生命周期的所有阶段确定设备作用和使用的要求；用于识别设备的概念方法和原则；设备定义与核安全概念、防御战略的联系和重要性；关于设备识别的基本标准，对理解和认识采取的单方面做法存在一些偏差。
因此，通过对核电站电气仪控设备的安全分级，在一定程度上能够促进核电站的建造、运行以及维护等，对于核电站本身的发展来说具有十分重要的意义。
关键词：核电站；仪控设备；安全分级随着中国经济发展水平和居民生活水平的提高，中国人均用电量迅速增长，而另一方面，“雾霾包围着城市”已成为许多城市发展过程中的一大重要问题。
那么在这一过程中如何有效解决这之间的矛盾呢？中国厂核集团有限公司董事长贺禹在2014年全国“两会”期间，接受了新华社、人民网、南方网络等媒体的专访。
他指出，与国外发达国家相比，中国核电发展所占比例仍然很低。
必须通过扩大安全和清洁的核能来源，解决中国面临的环境问题，提高核电厂的功率，有效地取代传统的矿物燃料，如热能。
在煤炭替代方面，核电能对减少环境排放作出了重大的积极贡献。
核电站的仪控系统是核电站的中心神经，负有监测核电站正常运行和事故处理的重要任务，保证核电站在任何条件下都可以安全可靠地运行。
安全级仪控系统是一个重要的与核安全相关的控制系统，主要用于应对设计基准发生紧急情况和部分严重事故，以确保在发生事故时，安全系统的启动保持并保障核电站的安全，以及不断监测关键参数。
核电厂仪表及控制系统讲诉
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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。 闭式供水方式是把由凝汽器排出的水，经过冷却降温之 后，再用循环水泵送回凝汽器入口重复使用。对于天然 水源的水量不充足，或水源的季节性水流量差距很大的 情况，闭式供水往往是必要的。有时，电厂同时设置开 式供水和闭式供水两套系统，互为补充。闭式供水的一 种基本方式是采用冷却水塔循环供水系统。
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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： 1)当核电厂出现异常瞬态事件时，依靠保护系统立即触 发安全停堆，停止反应堆的链式反应，并迅速把反应堆 引入深的次临界状态，防止瞬态事件的进一步发展； 2)当核电厂出现事故时，除立即触发停堆外，还触发有 关的专用安全设施动作，来中止或缓解事故的后果； 3)设置安全连锁，防止因操纵员误操作而造成事故工况； 4)对执行安全功能的设备进行故障诊断，保证它们的安 全功能不受影响。
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核辅助系统主要用来保证反应堆和一回路系统的正常 运行。压水堆核电厂核辅助系统按其功能划分，有保证 核电厂正常启动、功率运行和停堆后冷却的一回路辅助 系统，其中部分系统同时作为专设安全设施系统的支持 系统：有回收和处理放射性废物，保护和监测向环境排 放废物的废物处理系统；还有核岛通风空调及冷却水系 统。用来确保人身安全、控制污染空气、保护环境卫生、 满足核电厂运行的工艺要求。 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。
IEC_61513与现有核动力厂仪表和控制系统标准文件关系的分析研究
关于IEC 61513《核动力厂安全重要的仪表和控制系统系统总要求》的分析研究摘要本报告论述了IEC 61513:2001《核动力厂安全重要的仪表和控制系统系统总要求》与现有核电厂仪表和控制（I&C）系统标准文件之间的关系，介绍了安全重要I&C系统总的安全生存周期和单个系统的生存周期，讨论了I&C功能分类和系统分级、对共因故障的防御以及系统质量鉴定等问题。
引言当前，由于数字化技术飞速发展，计算机的功能、性能和可靠性等质量特性已达到一个新的高度，它们在核动力厂安全重要I&C系统中得到日益广泛的应用，已开发和应用基于计算机的安全重要I&C系统。
IEC 61513:2001（以下简称本标准）就是在这样背景下制定的一项重要标准。
本标准遵循国际原子能机构（IAEA）关于核动力厂安全规定和导则等文件的指导，采用与基本安全系列标准IEC 61508《电气/电子/可编程电子安全有关系统（E/E/PES）的功能安全》和软件工程标准ISO/IEC 12207:1995《信息技术软件生存周期过程》相同的“生存周期”模式，给出了核动力厂安全重要I&C系统的总要求，包括：●按总的安全生存周期和单个系统的安全生存周期对安全重要的I&C系统进行开发、设计、建造、安装、调试、试运行、运行和维修；●安全重要I&C功能分类和相应I&C系统分级；●控制室系统的要求；●系统隔离和独立性准则；●单一故障准则；●抗共因故障（CCF）的要求；●基于计算机的硬件和软件的要求；●设备质量鉴定和质量保证的要求；●可靠性要求。
本标准在确定系统总要求方面有以下特点：1)采用安全生存周期的模式，包括总的安全生存周期（见第2章）和单个系统安全生存周期；2)首次区分功能分类与系统分级的概念，详细论述了它们之间的关系，并分别提出功能分类和系统分级的方法（见第3章）；3)总要求既适用于基于计算机的系统，也适用于硬接线系统，白区分硬接线系统与基于计算机的系统。
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。
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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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
探讨核电厂控制系统与仪表系统设计
探讨核电厂控制系统与仪表系统设计发表时间：2018-01-04T12:03:27.940Z 来源：《建筑学研究前沿》2017年第22期作者：杨榛梁攀[导读] 为促进核电厂的高效运行，首先应对核电厂控制系统及仪表系统科学设计，提高系统运行效率。
中国核电工程有限公司北京 100840摘要：随着时代的发展，我国核电事业得到了有效创新，本文将对我国核电厂控制系统与仪表系统设计加以分析，从而更好地确保核电厂的有效运行。
关键词：核电厂；控制系统；仪表系统；设计研究为促进核电厂的高效运行，首先应对核电厂控制系统及仪表系统科学设计，提高系统运行效率，为核电厂经济效益的提升奠定重要基础。
笔者将分别从：核电厂基本控制系统研究、核电厂仪表系统设计探讨、核电厂系统运行策略研究，三个方面来阐述。
一、核电厂基本控制系统研究核电厂运行过程中，需要多个系统共同参与，笔者将从：反应堆功率调节系统、稳压器压力控制系统、稳定器液位控制系统、反应堆保护系统，四个方面来着手。
（一）反应堆功率调节系统反应堆功率调节系统中实际应用中，能根据汽轮机负荷变化来对反应堆功率实时调节，从而确保汽轮机与反应堆功率与汽轮机负荷所需功率的一致性，促进反应堆功率调节系统的有效运行。
与此同时，反应堆功率调节系统的应用还能对系统运行时冷却剂温度的变化合理调整。
经笔者研究，反应堆功率系统是由主控室控制开关、反应堆功率调节器、反应堆停堆断路器、棒控装置、驱动机构及控制棒，每个设备均能发挥出自身作用，从而确保反应堆功率调节系统的有效运行。
（二）稳压器压力控制系统稳定器压力控制系统的运用能确保冷却剂系统压力的稳定性，系统运行主要以核能产生的蒸汽为基础，通过冷却剂系统吸收核裂变产生的能力，从而送入到汽轮机来发电。
基于这种情况下，冷却剂被再次送入反应堆循环利用，确保压力的稳定。
（三）稳定器液位控制系统稳压器液位控制系统旨在确保一回路液位的适当性，其液位值可直接反映反应堆功率功率，将其运用到核电厂中可有效缓解系统压力。
核电仪控系统保护轮廓概述
核电仪控系统保护轮廓概述摘要：核电仪控系统是保障核电厂工作安全的重要系统，进行对其仪控系统信息安全的有效保护，才能有效地保障仪控系统的安全运用效果。
基于此，相关的核电厂应根据核电仪控系统保护的现状，制定出相应的信息安全保护要求，制定出相应的保护防御模型，使得仪控系统在访问核电厂各个安全系统和设备的时候都能得到有效的运用，以加强对核电厂工作安全的保证。
关键词：核电厂；核电仪控系统；保护；轮廓前言：核电仪控系统是保障核电厂中电力安全、设备安全和安全系统等安全运行的重要系统，核电厂进行对这一系统中信息的有效保护，才能有效地避免其受外界环境的影响，所产生的各种影响核电仪控系统安全运行的问题。
相关的核电厂可以通过对核电仪控系统保护系统的合理设计，使得其信息安全能得到更加高效的保障，使得核电仪控系统能进行对核电设计、制造和建造等各个阶段进行全寿命周期保障，使得核电仪控系统能真正得到有效地运用，有效地防止核电厂可能产生的各种信息安全风险，有效地保障核电仪控系统高实时性、高可靠性的要求，使得核电仪控系统能有效保证核电厂工作顺利高效开展工作。
一、核电仪控系统信息安全标准法规随着时代的不断改革与发展，我国的核电厂越来越重视对核电仪控系统的运用，国际电工委员会IEC 45A制定出了关于核电仪控系统信息安全的保护标准要求，相关的核电厂则应基于这一要求进行对核电仪控系统信息安全系统的设计，以保障所设计的系统信息保护系统符合核电厂对于核电仪控系统高运行效果的要求，使其能在核电厂中起到更好地保护核电工作安全开展的使用价值。
相关的核电厂可以根据核电仪控系统等级保护的要求，严格地按照《核动力厂基于计算机的安全重要系统软件》，进行对其安全保护系统的合理设计，这样才能使得核电仪控系统网络环境中的信息安全能得到有效的保护，使得核电仪控系统也能根据信息收集和处理的效果，进行相应的核电工作、设备和系统调控处理，促使核电厂核电仪控系统的安全运用效果不断提升，也使得核电厂能获得更好的电力发展。
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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
ａ ｄ Ｃｏ ｔｏｌ ｙ ｔ ｍ ｓ Ｕｓ ｄ ｉ ｃｅ ｒＰ ｗｅｒＰ ａ ｔ ｎ ｎ ｒ ｓ ｅ ｅ ｎ Ｎｕ ｌａ ｏ Ｓ ｌｎ ｓ
幸 坚 昔 互很 佳
（ 工业标 准化研 究所 ， 核 北京 １０ ９ ） ０ ０ １
摘
要 ：介绍 了我 国核 电和核 电标准 的发展 现状 及规划 ， 明了压水 堆核 电厂 安全重 要仪 表 和控 制系 统 的功 能 、 围以及 所需 标 准。 说 范
ｌｔｄ ｓａ ｄ ｒ ｓｎ ｅ ｅ ｒ ｅ ｃ ｂ ｄ．Ｏｎｔ ａ ｉ ｆａ ｌｚｎ ｈ ｔｎ ａｄ ｓ ｓｅ ｆｔｉ ｒ ａａ ｒａ ａｅ ｔｎ ａｄ ｅ ｄ ｄ ａｅ ｄ ｓｒ ｅ ｉ ｈｅｂ ｓｓｏ ｎａｙ ｉｇ ｔｅ ｓａ ｄ ｒ ｙ ｔｍｓｏ ｓａｅ ｂｏ ｄ，ｔｅ ｓｒｔｇ ｆｃ ｍｐｉｎ ｈ ｓ ｔｎ — ｈ ｈ ｔａｅ ｙｏ ｏ ｌ ｇ ｔｅ ｅｓａ ｄ ｉ
ａｄ ｎ ｈ ｒｈｔｃｕ ｅｏ ｅ ｅ ｓａ ｄ ｒ ｒ ｅｅｍｉｅ ． ｒｓａ ｄ ｔｅ ａｃ ｉ ｔｒ ｆｔ ｓ ｔｎ ａｄｓａｅ ｄ ｔｒ ｎ ｄ ｅ ｈ Ｋｅ ｙｗｏ ｄ ｒ ｓ： Ｐｒｓｕ ｉｅ — ｔｒｒ ａ ｔｒ Ｎｕ ｌａ ｏ ｅ ｌｎ Ｓ ｆｔ ｎ ｉｎｆｃ ｎ Ｉ ｓｒ ｍｅ ａｉｎ ａ ｄ ｃ ｎｔ ｌｓ ｓｅ ｅ ｓ ｒｚ ｄ ｗａｅ ｅ ｃｏ ｃｅ ｒｐ ｗ ｒｐａ ｔ ａｅｙａ ｄ ｓｇ ｉ ａ ｔ ｎ ｔ ｉ ｕ ｎｔｔｏ ｎ ｏ ｒ ｙ ｔｍ Ｓａ ｄ ｒ ｙｔｍ ｏ ｔｎ ａｄ ｓ ｓｅ
发 电以来 ， 国已有 ６座核 电站共 １ 我 １台机组 （ 装机容
量达 ９ ０ ８ ｋ 先后投入商业运行 ， 中 ９台 ．６ １ 万 Ｗ） Ｘ０ 其
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 。
表 １ 我 国 已投 入 商 业 运 行 的核 电机 组 情 况
Ｔａ ． Ｔ ｅ ＮＰＰ ｎ ｂ ｓｎ ｓ ｐ ｒ ｔｏ ｉ ａ ｂ１ ｈ ｓｉ ｕ ｉ ｅ ｓｏ ｅ ａ ｉ ｎ ｉ Ｃｈ ｎ ｎ
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。
０ 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 。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， 国核 电现 已 我 进入批量化和快速发展的阶段 。
自 １９ 年我 国第一 座核 电站—— 秦 山一期 并 网 ９１ １２ 我国核电发展规 划 ． 国务院于 ２０ 年 １ 月初正式批复 的《 电中长期 ０７ １ 核
发展规划》 明确了我国核电发展 的 目标。到 ２２ ００年， 核 电运行装机容量争取达到 ４ ０ ０万 ｋ 占全部发 电装机 ０ Ｗ， 容量的 ４ ％左右 ； 核电年发电量达到 ２６Ｏ～ ０ 亿 ｋ Ｏ ２８０ Ｗ
序 号
机 组 名 称 容 量／ ｋ 万 Ｗ
堆 型
１ 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 ， 证能源 的长期稳 定供 保 应， 保障 国家能源安全和经济 安全 。