【免费下载】核电厂仪表与控制
【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。
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。
管理类《核电厂仪表及控制基础》第2单元-2 TOS
5. 汽轮机监测仪表（TSI）（续）
汽轮机安全监视系统的监视参数包括： 1. 机组转速测量9个（1个电涡流原理的用于就地指示，8个磁
阻原理的用于MTP、MTC系统）。 2. 自动盘车用的2个电涡流式机组零转速（1-99rpm ）测量。 3. 用于监视转子推力盘相对于推力轴承的2个电涡流式转子轴
向位移监测。 4. 一个用于监视转子偏心率的电涡流式轴系偏心检测。 5. 机组膨胀（一个用于监视汽缸的绝对膨胀，2*2个用于转子
数据采集和分析时间间隔：
振动向量、电厂数据每秒1次， 频谱信号每2小时1次；
检查数据是否超过限值，越限时 显示报警信息；
正常情况下，系统保存历史数据 至少10年；
报警时能提供报警原因的诊断信 息。
6. 汽轮机诊断监测系统（TDM）（续）
TDM执行汽轮发电机监测和诊断功能，出现报警时，系统可 以自动诊断。
1. TOS概述（续）
DEH系统的主要功能包括：汽轮机转速控制、自动同期控制、 负荷控制、参与一次调频、机/堆协调控制、快速减负荷、主汽 压控制、单阀/多阀解耦控制、阀门试验、汽轮机程控启动、 OPC控制、甩负荷及失磁工况控制、与DCS系统实现数据共享 、手动控制等。 主汽轮机控制系统（MTC）能够自动控制流入汽轮机的蒸汽量 来维持汽轮机转速和负荷的平衡。
1.不间断地对机组运行状态进行在线实时监视； 2.完整保留机组振动、起停机、和升降负荷等数据； 3.提供丰富的专业诊断图谱； 4.长时间、大容量地保留机组历史数据； 5.当机组发生故障时，能方便地查询故障变化趋势。
TDM系统的输入信号
相对振动波形：11x2 绝对振动波形：11x1 脉冲： 1 其它TSI信号： 8 电厂数据： 8 轴承金属温度：11x1
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
• • • • • • • • • • •
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
• • • • •
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：
• • •
•
•
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。
• • • • • • • • •
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。
核电厂仪表和控制系统-精品文档47页
1)现场控制 2)远距离控制(遥控—把操纵员的指令传递到被 控设备，控制该设备响应操纵员的指令) 3)自动控制(使被控的输出量自动稳定在一个 整定值范围内，或者受控设备纽按规定条件或 时序动作)。
22.09.2019
15
为了完成控制功能，核电厂设置了很多必要的 控制系统，主要的控制系统有： ——反应堆功率控制系统： ——一次冷却剂过程参数监测及控制系统； ——二次冷却剂过程参数监测及控制系统： ——汽轮机控制及保护系统； ——发电机控制及保护系统； ——换料控制系统： ——核电厂信息处理系统等。
22.09.2019
13
8)监测反应堆及设备的事故状态(如冷却剂的 泄漏)；
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贮： 15)环境监测。
22.09.2019
14
1．2．2 控制功能
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。
22.09.2019
5
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。
22.09.2019
电力行业标准《核电厂常规岛仪表与控制系统设计规程》修订
电力行业标准《核电厂常规岛仪表与控制系统设计规程》修订大纲审查会议纪要能源行业发电设计标准化技术委员会于2016年4月8日在上海市组织召开了电力行业标准《核电厂常规岛仪表与控制系统设计规程》(项目编号：能源20140653) 修订大纲审查会。
参加会议的有：电力规划设计标准化管理中心、电力规划设计总院、东北电力设计院有限公司、华东电力设计院有限公司、西北电力设计院有限公司、广东省电力设计研究院有限公司、国核电力规划设计研究院、深圳中广核工程设计有限公司、中广核研究院有限公司等单位的专家和代表。
会议组成了专家委员会（名单附后）。
会议期间，主编单位华东电力设计院有限公司代表编制组对《核电厂常规岛仪表与控制系统设计规程》（以下简称本规程）修订大纲的修订原则、修订内容、修订进度等进行了介绍，与会专家和代表对以上内容进行了认真讨论，并提出修改意见和建议。
现将主要审查意见纪要如下：一、本规程编写格式和用词应符合《工程建设标准编写规定》（建标〔2008〕182号）的要求。
二、本规程主编单位为华东电力设计院有限公司和中广核研究院有限公司，参编单位为国核电力规划设计研究院和广东省电力设计研究院有限公司。
三、本规程的名称修改为“核电厂常规岛仪表与控制设计规程”。
四、本规程适用于大中型压水堆核电厂常规岛仪表与控制的设计。
五、本规程中“主工艺系统”修改为“热力系统”，热力系统的划分参照《核电厂常规岛设计规范》GB/T 50958-2013。
六、请编制组结合其他标准的编制情况确定主、辅机检测、报警等编制内容。
七、建议通过调研，确定第3章中常规岛配套设施控制系统的编制内容。
八、第4.3 节“设备选择”相关内容并入第4.1节中。
九、第6.5节“给水泵保护”相关内容并入第6.4节中。
十、第9.2节“功能设计”中增加“常规岛配套设施控制系统的功能”。
十一、第11章“通信”相关内容并入第9章“控制系统”中。
十二、取消第14章“管理信息系统和仿真机”。
《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；
核电厂仪表和控制系统及其供电设备安全分级(树共享)
核电厂仪表和控制系统及其供电设备安全分级GB/T 15474－1995国家技术监督局1995－01－27批准 1995－10－01实施1 主题内容与适用范围本标准规定了核电厂仪表和控制系统以及它们的供电设备的核安全级别、分级的方法和要求。
本标准适用于核电厂仪表和控制系统以及它们的供电设备（以下简称仪表及其供电设备）。
2 引用标准GB 7163 核反应堆保护系统的可靠性分析要求GB 8993.1~8993.12 核仪器环境试验基本要求与方法GB/T 9225 核反应堆保护系统可靠性分析一般原则GB 12727 核电厂安全系统电气物项质量鉴定GB 13625 核电厂安全系统电气设备抗震鉴定GB 13629 核电厂安全系统准则GB/T 15475 核电厂仪表和控制系统及其供电设备质量保证分级HAF 0203 核电厂保护系统及有关设施HAF 0207 核电厂应急动力系统HAF 0208 核电厂安全有关仪表和控制系统HAF 0400 核电厂质量保证安全规定3 仪表及其供电设备的安全分级核电厂在正常工况下产生的放射性释放是可控的；在事故工况下，这种放射性释放可能是不可控的。
核安全就是预防或减轻事故，使厂区人员、公众和环境不受过量辐射危害。
为保证安全，核电厂遵循以下纵深防御原则：a．依靠设计和制造质量保证电厂在正常工况下不发生故障；b．依靠安全停堆系统将异常瞬态或事件的影响减到最小；c．依靠专设安全设施将事故工况的后果减到最小。
上述a、b是预防事故，要求控制和保护系统设计能保证电厂可靠地正常运行，或者预防假设始发事件（PIE）或缓解其后果，从而保持燃料包壳和反应堆冷却剂系统边界的完整性。
c是事故保护，专设安全设施对放射性的释放提供最后一道防护。
仪表和控制系统设备按其所在系统功能对电厂安全的重要性分为三类：安全级设备、安全有关的设备和非安全重要设备。
它们的供电设备按其所在系统功能对电厂安全的重要性分为两类：安全级设备和非安全重要设备。
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。
目前已完成前期准备、征求意见稿编写。
1）前期准备前期准备阶段主要任务是成立标准编制组。
2018年10月成立了由中广核工程有限公司牵头的标准编制组，对工作任务进行了分解，明确了编制进度。
2）标准征求意见稿编写标准编制组于2018年10月启动本标准的调研和工作，并于2018年12月底前完成了相关资料的收集和分析工作。
编制组在对参考标准进行分析研究的基础上,同时结合目前我国核电工程在设计和建造运行过程中的经验反馈，经多次组内研讨，确定了征求意见稿的初稿，并召开了国内专家评审会，与会专家和标准编制人员对标准内容进行了认真讨论，对标准的适用范围、框架结构、标准内容等提出了具体的修改意见和建议。
《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。
核电厂安全壳内仪表与控制电缆的老化管理
核电厂安全壳内仪表与控制电缆的老化管理集团企业公司编码：（LL3698-KKI1269-TM2483-LUI12689-ITT289-核电厂安全壳内仪表与控制电缆的老化管理摘要：在调研国际上核电厂安全壳内仪控电缆老化管理文献资料的基础上，介绍了仪控电缆的组成及老化机理，叙述了仪控电缆的环境鉴定、状态监测、寿命评估等方面的内容，希望对国内开展此项工作有所帮助。
仪控；电缆；老化；安全壳；核电厂Abstract:Basedonsurveyingthedocumentsofthemanagementofageingofi n-containmentinstrumentationandcontrolcablesusedinNPPs,thispaperb rieflyintroducestheI&Ccableconstructionanddegradationmechanism,anddes cribessuchaspectsastheenvironmentalqualification,conditionmonitoringm ethods,lifepredictionetc.ofI&Ccable,which,asauthorshope,willbehelpfulf orlaunchingtheresearchinthisfieldinChina.Keywords:InstrumentationandControl;Cable;Ageing;Containment;NPP随着核电厂数量的增加及运行时间的延长，核电厂设备的老化效应越来越引起人们的关注，如何对核电厂的老化实施有效管理、确保在役核电厂的安全性和可靠性，引起了国际原子能机构（IAEA）和世界核电大国的严重关注，并已开展了广泛的工作。
作为核电厂安全重要部件之一，安全壳内仪表与控制电缆的老化评估与管理也得到了深入的研究，取得了较多的研究成果。
《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
15.01.2021
11
15.01.2021
12
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。
15.01.2021
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
15.01.2021
18
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、下载文档前请自行甄别文档内容的完整性，平台不提供额外的编辑、内容补充、找答案等附加服务。
- 2、"仅部分预览"的文档,不可在线预览部分如存在完整性等问题,可反馈申请退款(可完整预览的文档不适用该条件!)。
- 3、如文档侵犯您的权益，请联系客服反馈,我们会尽快为您处理(人工客服工作时间：9:00-18:30)。
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。
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。
Distributed control system 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。
操作站位于控制站的上层，它通过通信网络与现场控制站交换信息。
操作站提供高分辨率显示终端和其他用以操作监视的输入输出终端设备，以方便操作员使用，并迅速而准确地实现对现场生产过程的直接操作，另外还设有工程师站，用于系统生成、修改和维护。
集散控制系统一般还采用双总线冗余通信网络结构，以提高通信的可靠性。
而且通过网关，可以与其他网络进行通信。
集散控制系统的现场控制站，一般分散就近安置在生产现场，实现对生产过程数据采集和实时控制。
同时将相关信息上传到操作站，并接受操作站下传的控制指令。
17.隔离器件用于安全级和非安全级设备之间的隔离，其安全分级就高不就低。
18.核电厂逻辑控制保护系统主要有哪几个作用？
1.测量异常事件功能
2.启动安全保护功能
3.联锁和旁通控制功能
19.保护系统的最终目的是什么？按照其执行保护功能的不同可分为哪3个子系统？其功能分别是什么？
目的是保证反应堆三道屏障完好，避免反应堆在不允许
范围内运行或是缓解事故后果，保护核电厂重要设备、环境、人员的安全。
反应堆事故停堆系统专设安全设施触发系统联锁控制系统
反应堆事故停堆系统：实现紧急停堆功能
专设安全设施触发系统：在反应堆发生失水事故或蒸汽管道破裂事故时，触发停堆，并提供信号触发专设安全设施。
联锁控制系统：由允许信号系统和联锁信号系统组成允许信号系统：在反应堆正常启动、停闭或者提升功率过程中，或在某些特殊情况下，为运行更安全，允许保护系统改变某些设备或某些安全变化系统状态信号。
联锁信号系统：当出现某些异常情况而又要避免反应堆事故停堆时，这些信号限制反应堆功率以避免达到紧急停堆阈值触发停堆保护，并且像某些允许信号那样朝更安全方向改变核电厂运行状态。
20.单一故障准则：保护系统的任何单一故障或单次事故均不妨碍系统的保护功能，即在单一故障时不影响系统功能实现，能完成所要求的保护任务。
21.故障安全准则：当设备故障时，应使设备处于有利于反
应堆安全的状态下。
22.控制系统基本组成示意图：
23.检测仪表基本是由检测部分、转换传送部分和显示部分组成。
24.传感器是由敏感元件和转换放大部分部分组成。
25.数字仪表的分辨率是指仪表在最低量程上最末一位数字改变一个字所表示的物理量。
26.过程测量的参数包含哪些参数？
电气压力液位流量温度转速
27.绝对压力：以绝对真空为零点计算的压力，为介质的真实压力。
28.表压力：相对于大气压的压力，其值为绝对压力与当地大气压之差。
29.压力测量仪表按照原理的不同可以分为：液柱式、弹性式、活塞式压力计等。
应用最多的是弹性式，常用的测试体有膜盒、波纹管、弹簧管、膜片。
30.液柱式压力表是应用静力学原理测量的，其原理公式为P=ρgh 。
30.压力变送器框图
被测量测试体中间量敏感元件电信号转换单元标准信号
31.电测式压力计一般由压力敏感元件、转换元件、测量电路组成。
32.差压式流量计也叫节流式流量计，是利用流体流经节流装置所产生的静压差来显示流量大小的一种流量计。
33.差压式流量计由节流装置、引压管路和差压变送器三部分组成。
34.节流式流量计的节流装置有节流孔板、喷嘴、文丘里管。
35.无任何附加节流件或插入件时，无附加压力损失的流量
计是弯管流量计。
36.核电厂中用于温度测量的仪表主要有两类：接触式测温、非接触式测温。
37.热电阻温度计原理？
利用某些物质的电阻温度特性。
38.热电偶的工作原理？
利用热电效应的物理现象，即当两种不同材料的导体A、B 两端连接成通路时，由于两端温度不同，就会在线路内产生电动势E。
39.堆内堆外所用的探测器有所不同，压水堆堆内采用的探测器是微型裂变室或自给能探测器；堆外采用的核探测器是涂硼正比计数管、γ补偿电离室
及长中子电离室。
40.目前在常用核测量系统中，特定中子敏感介质一般常用B10
和U235 等材料。
41.涂硼正比计数管核探测器一般用于测量较低中子注量率量程，较低γ辐射本底，所以它一般用于源量程的探测。
42.长中子电离室一般用在较大中子注量率水平而且γ辐射本底可以忽略不计的情况下，以保证测量的准确性。
目前压水堆核电厂就常用这类型的探测器作为
功率量程使用。
43.γ补偿电离室一般用在有较大γ辐射本底的而不能忽略其影响的情况下使用，目前压水堆核电厂常用这种探头作为中间量程。
44.堆外核测量系统一般分为三个量程：源量程、中间量程、功率量程。
45.源量程B10计数管、中间量程γ补偿电离室、功率量程长中子电离室。
46.核电厂仪表控制系统的三大基本功能：信息功能、控制功能和保护功能。
47.核测量系统包括堆外核测量系统和堆内核测量系统。
48.用来测量堆芯注量率分布和反应堆物理启动时测量堆内中子注量率的系统是堆内核测量系统。
49. 的系统是堆外核测量系统。
50.核电厂仪表控制系统及其供电设备的安全级分为
、
和。
51.根据核电厂检测仪表所测量物理量的不同，一般分为三大类：、和。
52.具有相同绝对误差的两台仪器，量程大的仪表的要小于量程小的仪表。
53.实际应用中，仪表精度等级是根据来确定。
54.一台S级的仪表，仅说明合格仪表的最大引用误差不会超过S％，而不能认为它在各刻度点上的示值误差都具有S％的准确度。
（判断题用）
55. 坪区的工作电压范围称为坪长。
56. 坪区内探测器输出信号变化的百分数与坪长之比称为坪斜。
57.坪长越长说明探测器可适用于较宽的外加电压，便于高压电源设计和调整，坪斜越小说明探测器输出信号受外加高压电源影响越小，稳定性越好。
58.如图哪部分是回差（变差）哪部分是死区？。