核电水位控制系统介绍
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。
CPR1000核电机组蒸汽发生器的水位调节原理及控制技巧
1背景介绍CPR1000核电机组核反应堆中产生的热能，通过蒸汽发生器传热管进行热交换，将蒸汽发生器二次侧的水加热并产生饱和蒸汽，所产生的蒸汽用于驱动主汽轮发电机，通过这一过程完成了核能向电能的转换。
设置蒸汽发生器二次侧水位调节，使蒸汽器的二次侧能维持一个合适的水位，确保蒸汽发生器一二次侧的能量能够安全、顺利的传输，以便能保证CPR1000核电机组的安全稳定的运行。
2CPR1000核电机组蒸汽发生器水位调节的目的一般而言每台CPR1000核电机组会设置有3台蒸汽发生器，每台蒸汽发生器都设有独立的水位调节系统，设置水位调节的目的，就是为了维持蒸汽发生器二次侧的水位在需求的整定值上。
水位不能太高，否则将造成蒸汽发生器出口蒸汽含水量超标，加剧汽轮机的冲蚀现象，影响机组的寿命甚至使机组损坏。
而且水位过高还会使得蒸汽发生器内的水装量增加，在蒸汽管道破裂的事故工况下，对堆芯产生过大的冷却而导致反应性事故的发生。
如果破裂事故发生在安全壳内，大量的蒸汽将会导致安全壳的压力、温度快速上升，危害安全壳的密封性。
同样水位也不能过低，否则将会导致蒸汽发生器倒J 形给水管口裸露，可能导致给水管线出现水锤现象，这样堆芯余热的导出功能将恶化。
为了实现以上的功能设置蒸汽发生器水位调节系统和给水泵转速调节系统。
3CPR1000核电机组蒸汽发生器的水位控制系统CPR1000核电机组每台蒸汽发生器都拥有各自独立的水位调节系统，通过改变给水调节阀的开度以改变给水流量从而达到控制水位的目的。
对于每台蒸汽发生器而言，其水位的调节是通过控制进入该蒸汽发生器的给水流量来完成的。
每台蒸汽发生器的正常给水回路设置有两条并列的管线：主给水管线调节阀用于高负荷工况下的水位调节，旁路管线调节阀用于低负荷及机组起停阶段的工况，下面以某核电厂一号机一号蒸汽发生器为例讲述其调节过程，其调节原理图如下图1。
以汽轮机高压缸进汽压力GRE023/024MP 为代表的汽轮机进汽流量，以给水除氧器（ADG ）调节信号为代表的进入给水除氧器（ADG ）的新蒸汽流量，以汽轮机蒸汽旁路系统（GCTc ）的调节信号为代表的排往冷凝器的新蒸汽流量，以上三部分代表二回路的负荷，经函数发生器产生水位整定值，与实测水位的偏差经一个变增益环节后输入到水位调节器，产生给水流量整定值。
基于BDMP模型的核电厂稳压器水位控制系统可靠性分析
摘要：稳压器水位控制系统(PLCS)承担一回路冷却剂装量调节功能，是核电厂分布式控制系统(DCS)
的关键子系统之一 $本文采用布尔逻辑驱动的马尔科夫(BDMP)模型构建PLCS动态可靠性模型，并提
出了一种将BDMP转换为马尔科夫模型的方法，采用概率模型检测器PRISM对转换所得马尔科夫模
型进行定量计算，得到了 PLCS的不可用率及不同部件对不可用率的贡献值，然后采用KB3和YAMS
3. Beijing Key Laboratory of Passive Nuclear Safety Technology , Beijing 102206, China)
Abstract: Pressurizer level control system (PLCS) is one of the key subsystems of distributedcontrolsystem (DCS)innuclearpowerplant!whichisresponsibleforregulatingthe amountof primary coolant In this paper!a Boolean logic-driven Markov (BDMP) modelwasusedtoconstructaPLCSdynamicreliability model!anda method ofconvertingBDMPtoa Markov modelwasproposed Theprobability modelchecker PRISM was used to analyze the converted Markov model. After quantitative analysis, theunavailabilityrateofPLCSandthecontributionvalueofdiferentcomponentstothe unavailabilityratewereobtained!andthenKB3andYAMSwereusedformodelingand
M310核电机组反应堆冷却剂疏水箱水位和压力控制
Science &Technology Vision 科技视界1简介(RPE)、,(、),(TEP)、(TEU)(TEG)。
,。
—4,:(1)RPE001BA;(2)RPE002BA;(3)RPE003BA;(4)RPE011PS。
,,。
1.1反应堆冷却剂疏水箱概述RPE001BA (RPE),R148,-3.0m。
RPE001BA,N 2,。
RPE001BA 2RPE001PO RPE002PO,、,。
RPE001PO RPE002PO RPE001BA ;RAZ031VZ、RPE001VY、001VY RPE005VY RPE004VY RPE001BA 。
1.2反应堆冷却剂疏水箱的启动RPE :001BA ,,026VY 。
:(1)026VY RPE001BA ,REA 20%,1(0.42m);(2)606/607VP,001BA ;(3)601VY TEG ,001BA , 3.5%;(4),601VY 006VY;(5)(,;,)015VP 016VP。
1.3反应堆冷却剂疏水箱液体来源、,RPE,RPE001BA ,:(1);(2)RRA ;(3);(4)。
2反应堆冷却剂疏水箱液位控制RPE001BA ,001MN 002MN,0.42~0.64m。
001PO 002PO ,;1,M310核电机组反应堆冷却剂疏水箱水位和压力控制闫超(中核核电运行管理有限公司,浙江海盐314300)【摘要】反应堆冷却剂疏水箱RPE001BA 属于核岛排气和疏水系统(RPE ),该设备安装在反应堆厂房R148,底部标高为-3.0m 。
为防止空气进入RPE001BA ,箱内用N 2覆盖,压力大于大气压。
RPE001BA 下方接有两台泵RPE001PO 和RPE002PO ,上方接有进水管、进气管和排气管,还有安全阀。
RPE001PO 和RPE002PO 保持RPE001BA 液位在一定范围内;氮气减压阀RAZ031VZ 、排气背压控制阀RPE001VY 、001VY 气动隔离阀RPE005VY 和安全阀RPE004VY 保持RPE001BA 压力在一定范围内。
蒸汽发生器水位控制系统简介与常见故障及对策分析
Science &Technology Vision科技视界1蒸汽发生器水位控制系统的重要性核电厂蒸汽发生器完成一二回路的能量交换，一方面产生汽轮机做功所需的饱和蒸汽，另一方面带走一回路核燃料所产生的热量冷却堆芯。
M310型650MW 压水堆机组采用两台立式自然循环方式的蒸汽发生器完成上述功能。
对于蒸汽发生器运行来说水位控制是一项重点，即在机组运行期间要根据功率水平对蒸汽发生器水位进行控制，主要原因为：1）如果蒸汽发生器的水位过高水位过高将造成出口蒸汽含水量超标，加剧汽轮机的冲蚀现象，影响机组的寿命甚至使机组损坏；水位过高还会使得蒸汽发生器内水的质量装量增加，在蒸汽管道破裂的事故工况下，对堆芯产生过大的冷却而导致反应性事故的发生；如果破裂事故发生在安全壳内，大量的蒸汽将会导致安全壳的压力、温度快速上升，危害安全壳的密封性。
2）如果蒸汽发生器的水位过低水位过低将会导致U 型管顶部裸露，甚至可能导致给水管线出现水锤现象。
这样，堆芯余热的导出功能将恶化。
另外，水位过低导致蒸汽了生器产生的蒸汽干度过大，影响传热效率。
2蒸汽发生器水位控制系统简介M310型650MW 汽轮发电机组蒸汽发生器水位控制系统模拟简图如图1所示，每台蒸汽发生器拥有各自独立的水位调节系统，通过改变调节阀门的开度以改变给水流量从而达到控制水位的目的。
图1蒸汽发生器水位控制系统模拟简图如图1，水位控制分两部分进行。
2.1高负荷时蒸汽发生器水位的调节主给水大阀在高负荷工况（功率大于18.5%Pn ）对水位加以调节，此时小给水阀全开，高负荷工况下系统对蒸汽发生器实际水位、主给水流量和蒸汽实际流量加以测量。
以汽机第一级冲动级压力信号换算为汽机功率信号，同时加入汽机旁排系统并考虑其它蒸汽用户的用量综合起来通过GD 来产生蒸汽发生器水位整定值，M310型650MW 压水堆蒸汽发生器水位整定值函数发生器如图2所示。
图2水位控制曲线GD 产生的实测水位与蒸汽发生器实测水位进行比较得出水位偏差，考虑水温信号的增益后送入水位调节器401RG （传递函数为K 30（1+1T 31P +T 36P 1+T 36PG T）），得出给水流调节值。
核电主给水系统(ARE)
§2.2.6主给水系统（ARE）一．功能主给水系统（ARE）用来向蒸汽发生器输送经过高压加热器加热的高压给水。
供水量由给水流量控制系统进行调节，维持蒸发器二次侧水位在一个随汽机负荷变化所预定的基准值。
ARE系统还用于触发反应堆和汽轮机的保护系统动作。
这些动作包括在RPR系统手册内，它们是：1.蒸发器液位保护动作；2.给水隔离阀快速关闭；3.给水主调节阀和给水旁路调节阀快速关闭；4.电动主给水泵跳闸；5.对未能紧急停堆的预期瞬态（ATWT）的保护。
ARE系统的安全功能是其测量通道向RPR系统提供蒸发器液位信号，以便进行事故后监测。
二．系统与设备1．概述主给水泵的排水经过高压加热器后进入一条给水母管，再由此分为两条给水管路，通往两台蒸发器，进入蒸发器的给水环管，在母管上还设有一根到凝汽器的再循环支管。
每个给水调节站包括一个给水主调节阀和一个旁路调节阀，在主调节阀前后设电动隔离阀。
开此隔离阀前，先开与其相连的平衡阀。
系统的管道布置确保到每台蒸发器的给水流量相等。
末级高加下游的公用母管，可保证各蒸发器的给水温度相同。
采用的布置保证调节阀下游的给水环管（蒸发器内）处于系统的最高点，以防止在运行瞬态期间管路中出现蒸汽阻塞现象。
2．给水调节阀（ARE031、032VL；ARE242、243VL）并联安装的主、旁路调节阀提供给水流量调节，以调节蒸发器的水位。
给水主调节阀可保证1854t/h的流量（名义流量的95%），旁路调节阀可保证的流量为293t/h（名义流量的15%）。
流量控制由两个互补的通道来保证：(1)一个两参量（蒸发器水位—负荷图象）控制通道，它在低负荷（小于18%FP）时运行，并使旁路调节阀（ARE242、243VL）动作；(2)一个三参量（蒸发器水位—给水流量—蒸汽流量）控制通道，它在高负荷（从18%FP到100%FP）时运行，并使给水主调节阀（ARE031、032VL）动作。
在这种情况下旁路调节阀保持全开状态。
211266437_某核电厂蒸汽发生器水位控制分析
146理论前沿0.引言蒸汽发生器（下文称为蒸发器）是核电厂运行时，将一回路热量传递给二回路，并产生推动汽轮发电机组转动的重要设备。
在正常运行时，其二次侧水位通过调节系统控制在需求的整定值上。
本文将通过分析控制给水调节阀的水位控制系统的原理，对蒸发器水位控制提出建议，以便更有效的调节蒸发器水位。
1.水位控制回路某核电厂蒸发器水位控制原理如图1所示。
每台蒸发器的水位控制系统包括一个闭环通道和两个开环通道，闭环通道的调节器采用PID 控制器，控制量为蒸发器水位，称为水位控制器（RG1）。
某核电厂蒸汽发生器水位控制分析孟祥杰 郭广军（中国核电工程有限公司华东分公司 浙江 海盐 314300）摘要：利用蒸汽发生器水位控制原理图对高、低负荷时水位控制过程进行了详细分析，并通过研究系统功能图、厂家文件和试验趋势图等文件，对蒸汽发生器水位控制过程中的细节进行了详细说明。
本文以蒸汽发生器水位控制为实例，对机组运行期间的水位控制提出建议。
关键词：蒸汽发生器；水位控制器；流量控制器；无扰切换两个开环通道，分别采用PI 控制器和P 控制器，称为流量控制器（RG2\RG3）。
由水位控制器与PI 流量控制器串联形成的控制回路用于高负荷工况下的水位调节，其控制对象为主给水流量调节阀（下文称为大阀）。
由水位控制器与P 流量控制器串联形成的控制回路用于低负荷以及启动、停运阶段的运行工况，其控制对象为旁路给水流量调节阀（下文称为小阀）。
2.高负荷时水位的控制大阀的控制采用了PID 水位控制器与PI 流量控制器串联形成的控制回路。
该回路是一个三通量调节回路，使用蒸发器水位、蒸汽流量、给水流量三个参数进行控制。
2.1闭环控制通道水位作为控制量，其整定值通过二回路负荷经函数GD1进行整定。
GD1函数是一个随负荷变化的折线，0-20%负荷对应水位34%-50%，20%负荷以后，水位维持50%。
二回路负荷代表着蒸发器总的蒸汽负荷Qb，包括三个部分：汽轮机高压缸进汽压力代表的汽轮机进汽流量、第四组旁路排放阀的蒸汽流量和有效的冷凝器旁路排放蒸汽流量。
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。
压水堆核电站蒸汽发生器水位控制浅析
压水堆核电站蒸汽发生器水位控制浅析核能将是我国21世纪的主要能源，压水堆核电站中蒸汽发生器的水位控制是主控室操纵员的核心工作。
本文重点分析主控室操纵员手动干预蒸汽发生器水位控制的方法。
标签：蒸汽发生器；手动干预；水位控制0 引言蒸汽发生器是压水堆核电站主控室操纵员在生产活动中重点关注的设备。
蒸汽发生器既是一回路的组成部分，又属于二回路组成部分[1]。
鉴于蒸汽发生器的重要性，主控室操纵员必须时刻关注蒸汽发生器的运行情况。
本文的分析主要针对M310核电机组立式U型管蒸汽发生器。
在蒸汽发生器运行过程中，如果水位过低，堆芯余热导出功能将恶化，会导致U型管顶部裸露，引起管束传热恶化，造成管板热冲击，甚至引起蒸汽进入给水环管，在给水管道中产生危险的汽锤现象；如果水位过高，会导致饱和蒸汽含水量过高，对汽轮机内设备产生冲蚀，影响设备使用寿命甚至损坏设备，同时水位过高会使得蒸汽发生器水装量增加，如果发生蒸汽管道破裂事故，会对堆芯产生过大的冷却而导致发生反应性事故，如果破口发生在安全壳内，产生的蒸汽将危害安全壳作为第三道屏障的安全性[2]。
1 水位自动控制系统1.1 蒸汽发生器水位测量蒸汽发生器通常由外壳、U型传热管、管板、隔板、管束围板、管束支撑板、旋叶式汽水分离器、蒸汽干燥器等部件组成，一回路冷却剂在U型管内流动，二回路水经倒J型管进入蒸汽发生器，与旋叶式汽水分离器分离出的饱和水混合，经U型管传热区的管束围板与蒸汽发生器筒体所形成的环形下降通道向下流动，然后在U型管传热区的上升通道中向上流动，同时吸收一回路冷却剂经U 型管传递的热量，过冷水吸收热量后变为饱和水和饱和蒸汽的混合物，经旋叶式汽水分离器和蒸汽干燥器分离后，饱和蒸汽进入汽轮机，饱和水与二回路给水混合后又沿环形下降通道开始自然循环，自然循环流动的驱动压头是二回路水在下降通道和上升通道中因密度差而产生的压差，驱动压头同时能够克服蒸汽发生器内汽水混合物在流道中摩擦阻力[3]。
核电水位控制系统介绍
电力技术
函数 发生器 Ｇ Ｆ １ 通过一 回路平均温度 最大值 Ｔ … 的输 入计算 汽 轮 机 叶 片。水 位 过低 将 会 出现 蒸汽 发 生器 干 锅 ，影 响系 统 安全
出水位定 值 。此 外 ，函数 发生器 ＧＦ ２的输 入是一 回路平 均温度 Ｔ
可 靠运 行 。
（ ２ ）流量调 节器 ，它利用给水 流量需求 变化和给水 流量测 量信 号 ，以调整主调 节阀的 阀位 ；
（ ３ ）旁 路 调节 阀控 制 通道 ，它附有 主 阀和 旁路 阀之 间 的 切换 系统 ； （ ４ ）与反应 堆紧急停堆相 关联的逻辑 ； （ ５ ） “ 跟踪 系统 。
３ ． ２ 蒸汽发生器水 位控制的一 般要求
主给水 调节 阀
㈣ ｛
图 ４ 蒸汽发生器主调节系统原理图 每个水位控 制回路组成为 ：
（ １ ）在 稳定运行 情况下 ，稳态偏差 要小 ，维 持蒸汽发生 器的水
位在整定 值误差范 围内 ；
（ １ ）给水流 量需求信号 由 Ｐ Ｉ Ｄ 调节器的输 出信号与蒸汽流 量测
别装在 三条 热工 回路上 。反应堆 芯产生 的热 量传递给 一 回路 的载 热 剂再经 蒸汽 发生器 传递给 二 回路 的水 ，产生 高温高压 蒸汽 带动汽 轮 机做 功。另 外 ，由于 一 回路的水 流经 堆芯具 有放射 性 ，蒸 汽发生 器
防止二 回路 被污染起 到隔离屏障作用 。
蒸 汽发 生器二 次侧水 面 的垂直 高度 即为蒸汽 发生器 的水 位。水 位有 宽量程 水位和 窄量 程水位 两种 。宽量程 水位在 水位 大范 围内变 化 时使 用 ，用于测 量 向蒸汽发 生器 充水、放 水操 作和湿 保养 阶段 。 窄量程水 位的量程范 围小 ，刻度细 ，用 于保护和控制 。 正常运 行时 能维持 水位在 整定 值的误 差范 围 内；特 殊情 况下 ， 通过 自动或 手动 调整汽 水流量 使水位 恢复 到整定 值误 差范 围 ；即为 蒸汽发生 器水位控制 的作 用 。
核电站中的控制系统及其自动化程度
核电站中的控制系统及其自动化程度核电站作为一种重要的能源供应方式，具有规模大、技术复杂的特点。
在核电站的运行中，控制系统扮演着至关重要的角色。
控制系统的稳定性和自动化程度直接影响着核电站的安全性和运行效率。
本文将探讨核电站中的控制系统及其自动化程度。
一、核电站控制系统概述核电站的控制系统主要包括以下几个方面：反应堆控制系统、安全保护系统、冷却系统、通风系统、供电系统和监控系统等。
这些系统通过监测、控制和保护核电站的运行，确保核电站的安全和稳定性。
二、核电站控制系统的架构核电站的控制系统采用分层结构，一般分为三个层次：层次一为过程层，主要负责监测和控制核反应堆的运行；层次二为控制层，主要负责执行命令和控制设备；层次三为监控层，主要负责数据采集、分析和故障诊断等。
三、核电站控制系统的自动化程度1.反应堆控制系统自动化程度：反应堆控制系统是核电站的核心部分，具有高度自动化的特点。
核电站采用先进的反应堆控制技术，通过自动调节燃料元件的位置、功率和温度等参数，控制核反应堆的运行状态，实现自动控制和运行。
2.安全保护系统自动化程度：核电站的安全保护系统采用多重保护措施，以确保反应堆运行过程中的安全性。
这些保护系统通常具有高度的自动化程度，可以实现自动监测和自动保护，对于核反应堆出现异常情况时能够快速做出响应，并采取相应的措施保护核电站的安全。
3.其他辅助系统的自动化程度：除了反应堆控制系统和安全保护系统，核电站的冷却系统、通风系统和供电系统等辅助系统也具有一定的自动化程度。
这些系统通过自动监测和控制，实现对核电站运行环境、设备状态和能源供给等方面的自动管理，提高核电站的运行效率。
四、核电站控制系统面临的挑战及发展趋势随着核电站运行技术的发展和应用，核电站控制系统也面临着诸多挑战。
首先，核电站的控制系统需要具备高可靠性和安全性，以应对各种突发情况。
其次，核电站的控制系统需要实现信息的共享和集成，提高核电站的整体管理水平。
浅析某核电站给水系统
浅析某核电站给水系统近年来，我国在能源领域取得了重要的进展和成就，其中核能发电行业的发展也备受关注。
核电站是大型的工业设施，其运行需要涉及许多方面的工程技术和管理措施。
在核电站系统中，给水系统是一个重要组成部分，负责为发电机组提供冷却水、锅炉给水等，保障核电站稳定运行。
本文将从给水系统的构成、工作原理、维护管理等方面进行分析和探讨。
一、给水系统构成给水系统是一个复杂的系统，主要包括水泵、水箱、过滤器、背压阀、调节阀、自动化控制系统等组成。
其中，水泵是系统的心脏，它不断地向管路输送水源，保证稳流和足够的水压力。
水箱是水源的储存地，水箱顶一般设有溢流口和排气口，以防止水箱水位过高或过低。
过滤器是保证系统水质的重要设备，它可以过滤水中的杂质和悬浮物，保证系统运行的稳定性和安全性。
背压阀是为了保证系统水压在一定范围内，锅炉调节阀则可对系统水流进行控制和调节，以保证锅炉运行的稳定性。
在日常运行中，自动化控制系统可通过监测数据来进行判断和调整，以保证整个系统的协调和稳定。
二、给水系统工作原理给水系统主要的工作原理是将水源输送到锅炉中，为锅炉提供足够的水量和水压力，从而实现锅炉的稳定运行。
在运行中，水泵在吸水启动后，将水源从水箱中抽取，通过管道输送到锅炉，同时背压阀起到控制水压和保证稳定流量的作用。
经过锅炉加热后的水蒸气将产生动力，驱动涡轮发电机转动以产生电力。
水泵再将发电机冷却水流回水箱中，循环利用。
三、给水系统维护管理给水系统的正常运行对于核电站安全运行至关重要，因此，对于系统的维护管理应该做到以下几点：1. 定期进行系统的检查：在系统运行过程中，需要定期进行检查，监测系统的水质、水位、压力等，以及检查管道、水箱、过滤器等设备是否正常运行。
2. 定期进行设备维护：对于重要设备如水泵、过滤器等，需要进行定期的维护，更换磨损部件，清洗管路等，以确保设备的正常运行。
3. 及时进行故障排除：当系统出现故障时，应该及时排除，防止发展成大问题，对于重要设备的故障，需要及时召唤维修人员进行处理。
CPR1000核电机组堆芯水位监测系统及其调试
２ ０ １ ３ 年４ 月
原
子
能
科
学
技
术
Ｖｏ １ ． ４ ７， ＮＯ ． ４
Ａｐ ｒ ．２ ０１ ３
Ａｔ ｏ ｍｉ ｃ Ｅｎｅ ｒ ｇｙ Ｓ ｃ ｉ ｅ ｎｃ ｅ ａ ｎ ｄ Ｔｅ ｃ ｈｎ ｏ ｌ ｏｇ ｙ
Ｃ Ｐ Ｒ１ ０ ０ ０核 电机 组堆 芯 水 位 监测 系统及 其调试
ｐ ｒ ｏｃ ｅ ｄ ｕｒ ｅ ．Ｔｈ ｅ ｐ ｒ ｉ ｎｃ ｉ ｐ ｌ ｅ ｏ ｆ ｔ ｈｅ ｍ ｅ ａ ｓ ｕ ｒ ｅ ｍｅ ｎｔ ａ ｎｄ ｔ ｈｅ ｃ ｏ ｍ ｐｏ ｎｅ ｎｔ ｏ ｆ ｔ ｈ ｅ ｓ ｙ ｓ ｔ ｅ ｍ ｗｅ ｒ ｅ
ｉ ｎ ｔ ｒ ｏ ｄ ｕ ｃ ｅ ｄ ．Ａｃ ｃ ｏ ｒ ｄ ｉ ｎ ｇ ｔ ｏ ｔ ｈ ｅ ｓ ｔ ａ ｒ ｔ ｕ ｐ ｗｏ ｒ ｋ ｏ ｆ ｔ ｈ ｅ ｆ ｉ ｒ ｓ ｔ ｐ ｒ ｏ ｊ ｅ ｃ ｔ ｆ ｏ ｒ Ｃ ＰＲＩ Ｏ ０ ０，ｔ ｈ ｅ ｇ ｏ ａ ｌ ｆ ｏ ｒ
ｔ ｈ ｅ ｆ ｉ ｒ ｓ ｔ ｓ ｔ ａ ｒ ｔ ｕｐ ｏ ｆ ｔ ｈ ｉ ｓ ｓ ｙｓ ｔ ｅ ｍ ｒ ｅ ｌ ｙ ｉ ｎｇ ｏ ｎ ｄ ｏ ｍｅ ｓ ｔ ｉ ｃ ｅ ｎ ｇｉ ｎ ｅ ｅ ｒ ｉ ｎｇ ｔ ｅ ａ ｍ ｗａ ｓ ａ ｃ ｈｉ ｅ ｖ ｅ ｄ ．
Ｋｅ ｙ ｗｏ ｒ ｄ ｓ： ＣＰＲ１ ０ ０ ０ ｎｕ ｃ ｌ ｅ ａ ｒ ｐ ｏ ｗｅ ｒ ｐ ｌ ａ ｎ ｔ ；ｃ ｏ ｒ ｅ ｗａ ｔ ｅ ｒ ｌ ｅ ｖ ｅ ｌ ｍｏ ｎｉ ｔ ｏｒ ；ｓ ｔ ａ ｒ ｔ ｕｐ
Ｃ Ｐ Ｒ１ ０ ０ ０核 电机 组 是 中广 核 集 团 开 发 的 自主 品牌 的百 万千 瓦级压水 堆核 电机组 。该 机 组 的堆芯水 位监 测系 统是在 反应堆 发生 Ｌ ＯＣ Ａ 事 故后 监 视堆 芯 淹没 状 态 的重 要 系统 ， 由其测 量 的水位 直接用 于反 应堆事 故规程 的导 向。本 文将 对水 位监测 系统 的功能 、 组成 、 测量 原理 以
三代压水堆核电厂稳压器液位控制原理浅析
三代压水堆核电厂稳压器液位控制原理浅析发表时间：2019-04-17T10:55:03.417Z 来源：《建筑学研究前沿》2018年第35期作者：赵帅葛闯[导读] 稳压器液位控制在压水堆核电厂中扮演着举足轻重的作用，如控制不当将会对机组稳定运行带来严重影响1.中核辽宁核电有限公司辽宁省兴城市 125112；2.辽宁大唐国际阜新煤制天然气有限责任公司辽宁省阜新市 123000摘要：稳压器液位控制在压水堆核电厂中扮演着举足轻重的作用，如控制不当将会对机组稳定运行带来严重影响。
本文介绍了三代核电稳压器液位运行区间，对稳压器液位控制原理进行了详细的介绍，并对三代核电稳压器液位控制特点进行了阐述，具有一定的参考价值。
关键词：稳压器液位；冷却剂平均温度（TAVG）；上充控制；下泄控制引言稳压器是压水堆核电厂一回路重要的调节系统。
稳压器调节主要包括压力控制和水位控制两方面。
稳压器的压力要维持在一定范围内，稳压器压力过高或者过低都会对机组安全运行产生影响。
由于稳压器的压力和水位之间存在着复杂的耦合关系，稳压器水位的高低对稳压器调节一回路系统压力的能力产生重要的影响，如果稳压器水位过高，稳压器控制一回路压力的能力将下降；如果水位过低，则稳压器内电加热器元件就会裸露导致干烧的危险。
因此必须对稳压器水位进行调节，以确保稳压器水位在正常运行范围之内。
1、稳压器液位控制系统稳压器是一个密闭容器，稳压器的顶端为蒸汽，底部工质为水。
稳压器的水装量可以容纳反应堆冷却剂密度变化引起的反应堆冷却剂系统装量变化。
当一回路温度从热态零功率（HZP）增大到热态满功率（HFP）时，一回路流体膨胀。
含有气液两相空间的稳压器可以承受这一变化。
液位控制有一个死区,可以间歇性地控制反应堆冷却剂的上充和下泄将液位保持在一定范围。
稳压器液位控制带[1]如图1.1所示。
在图1.1中可以看出，稳压器在热态零功率时液位区间为21.6%-48%，随着功率的增长，额定程序液位与液位上下限按照线性函数增长，在热态满功率时液位基准值为47.7%。
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
核电厂三回路循环水系统设备课件
在事故情况下，三回路循环水系统需 承担额外的冷却任务，确保核反应堆 的安全停堆和热量有效排出。
控制系统组成与原理
控制回路
控制系统通过控制回路实现对三 回路循环水系统运行参数的实时 监测与控制，确保系统稳定、安
全运行。
传感器与执行器
传感器负责采集系统运行参数， 如流量、温度、压力等；执行器 根据控制系统发出的指令，调节 水泵、阀门等设备的运行状态。
流量或清洗散热器。
振动过大
检查设备基础是否稳固 ，调整设备位置或加固
基础。
检修流程与注意事项
拆卸与检查
按照规定的顺序拆卸设备部件 ，检查各部件的磨损、腐蚀等 情况，做好记录。
安装与调试
将维修后的部件重新安装到系 统中，进行调试和测试，确保 系统正常运行。
停机准备
确保核电厂三回路循环水系统 停机，关闭相关阀门和电源， 释放系统内的压力。
效果。
冷却塔
冷却塔是核电厂三回路循环水系统中的重要组成部分，其主要作用是将循环水冷却 。
冷却塔通过将循环水喷淋到塔顶，利用自然通风或机械通风使水滴蒸发，从而带走 热量。
冷却塔的选型和配置需考虑当地的气候条件、水资源状况和电厂的实际需求，以确 保系统的冷却效果和节约水资源。
循环水管网
循环水管网是核电厂三回路循环 水系统中的输水系统，其主要作 用是将冷却水输送到各个设备和
。
06
核电厂三回路循环水系统发展趋势与展望
技术创新与改进
高效水处理技术
研发和应用高效水处理技术，提高循环水系统的 水质稳定性，降低结垢和腐蚀风险。
节能减排技术
推广节能减排技术，降低循环水系统的能耗和排 放，提高系统的环保性能。
智能化监控技术
数字电液控制系统在核电厂中的应用
数字电液控制系统在核电厂中的应用摘要：海南核电1,2号机数字电液控制系统（Digital Electric Hydraulic Control System）采用西屋公司的OVATION 系统，由冗余的分布式处理单元和一套安装在标准机柜内的输入输出模件组成。
为在操作员站CRT 发生故障时能安全停机，还提供了一块手操盘，能够根据用户的要求组成不同的配置。
关键词：数字电液控制；原理；功能；控制。
DEH控制系统能按操纵员或自动启动装置给出的指令来控制主汽阀、主汽调节阀、再热主汽阀和再热调节阀，使机组按一定要求升、降转速、负荷、停机等。
DEH装置接受转速、功率及第一级前汽压的实际信号，对机组的转速、功率、蒸汽流量实行闭环调节。
此外，DEH还能监测显示参数、超速保护、自启停控制等。
1.工作原理DEH采取一对一的方式来实现对机组的控制，即DEH发出的阀位控制指令通过4块伺服卡分别送到4个调节汽门（GV）的电液伺服阀（MOOG阀）上；MOOG阀将电气信号转换成液压信号，由安装在油动机上的高压抗燃油执行机构直接带动调节汽门的蒸汽阀头开启和关闭。
2个主汽阀（MSV）、6个再热主汽阀（RSV）、6个中压调节阀为开/关型，DEH通过控制与其对应的电磁阀使其开启/关闭。
2. 功能DEH控制系统主要有两种功能：一个是当发电机断路器“打开”时控制汽机转速；另一个是当发电机断路器“关闭”时控制汽机负荷，而这些都是通过4个高压调节阀(GV)开度实现的，高压调节阀受控于专门设计的带自诊断和自动校验的伺服卡。
同时，机组还配有开/关型的主汽阀（MSV）2个、再热主汽阀（RSV）6个、中压调节阀6个。
一个独立的高压油源系统为机组上所有阀门提供原动力。
DEH根据不同的运行工况，如启动，停机，变负荷和Runback而自动产生转速/负荷设定值。
3.控制方式3.1 手动这是一种开环运动方式，控制各个阀门的开度，操作员在操作盘上通过按键直接改变阀门的开度，各按钮之间由逻辑互锁，该方式作为自动方式的备用，在手动方式下具备OPC功能。
秦山第三核电厂RCW高位水箱液位控制补水系统及改进
秦山第三核电厂RCW高位水箱液位控制补水系统及改进（秦山第三核电有限公司，浙江海盐314300）[摘要] 自秦山第三核电厂两台重水堆机组调试运行以来，为提高再循环冷却水系统（简称R CW）的可靠性和安全性，技术人员一直在努力，对系统和设备的可靠性不断进行改进提高。
本文介绍了RCW的液位控制系统，并就高位水箱液位控制和补水方面存在的问题和解决的过程进行阐述，以供同类电站系统设计时参考。
[关键词] R CW；液位控制；补水；改进[中图分类号] TM623[文献标识码] A[文章编号] 1674-1617(2008)03-0238-06Level control system and its improvement of RCWsystem expansion tank of Qinshan IIIYANG Ji ng-lu n(Thir d Qinsh an Nu clea r Powe r Com pany，Ha iya n of Zh ejian g Pro v. 314300，Ch ina)[Abstract] The re-circulated cooling water system (RCW) is a safety-related system of CANDU nuclear power plant. This paper introduces the level control system and its improvement of RCW system. It is hoped that the improvement process of Qinshan III can be served as reference to other system and plant design.[Key words] RCW；level control； makeup；improvement1 RCW高位水箱液位控制补水系统简介秦山第三核电厂R C W[1]是一个闭式的除盐水系统，是重水堆机组一个重要的安全相关系统，用来向核岛厂房、服务厂房和汽轮机厂房多个用户提供冷却水，相当于压水堆机组设备冷却水系统和安全厂用水两个系统的功能。
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核电水位控制系统介绍
压水堆核电厂由一、二次回路构成，蒸汽发生器在其中起到枢纽的作用。
蒸汽发生器的水位控制在核电站的安全运行中占有重要的地位。
稳压器水位控制系统是核电站另一个重要的控制系统，与核电站的安全、稳定、可靠运行有直接关系。
标签：压水堆；核电厂；核能
1 核岛组成和运行原理
核电厂是利用核能生产电能的电厂。
压水堆核电厂是由一回路（包括压水反应堆系统和反应堆冷却剂系统）、二回路（包括动力转换和蒸汽系统）、发电机系统、输配电系统、循环水及其他辅助配套系统。
流程图如下图1所示。
产生蒸汽的原理是核反应堆裂变释放的热能通过反应堆冷却剂传递给二回路。
压水堆核电厂反应堆冷却剂系统的构成如下图2，每一条压力压力容器上的封闭环路包括至少一台冷却剂泵、一台蒸汽发生器及其相应的管道。
蒸汽发生器将传递热量给水使之变成高温高压蒸汽，驱动汽轮机带动发电机组发电，在冷凝器内作功后的乏汽冷凝成水，凝结水泵将凝结水先输送至低压加热器经加热后进入除氧器，给水泵将除氧水送入高压加热器加热后再返回蒸汽发生器，形成水的循环利用。
2 稳压器水位控制系统
2.1 稳压器水位控制系统的功能
一回路压力的稳定由稳压器控制，冷却剂的变化由堆芯扰动和负荷的变化引起，导致载热剂体积的变化，一回路压力也将产生变化。
一回路压力太大将会产生严重后果，可能使整个回路处于危险的工况下，易管道爆管、设备因应力作用疲劳等事故。
水汽化，堆芯局部沸腾等是由于压力过低导致的，冷却剂和燃料元件的传热恶化，将会出现的危险是燃料元件融化。
所以一回路压力的稳定，维持在整定目标值的范围内直接影响核电厂的安全稳定运行，可见对稳压器压力控制的重要性。
通过稳压器水位的控制，使稳压器维持在一个适宜的水位定值上。
水位过高有失去压力控制作用的危险，也有可能出现安全阀进水的危险；水位过低有可能暴露加热元件而烧毁的危险。
电厂正常运行时，反应堆冷却剂系统除稳压器上部汽空间外，其余部分充满了水。
因此稳压器水位就代表了一回路的水装量。
电厂在冷却降温和升温过程中，反应堆冷却剂温度Tav也将随之发生变化，将会使反应堆冷却剂产生体积膨胀或
压缩；在负荷瞬变过程中，由于Tav随负荷的变化而变化，因此一回路冷却剂的体积也随负荷的变化而改变，此外，一回路的任何泄露也将引起冷却剂量的减少。
所有这些，都会引起稳压器水位的变化。
通过控制稳压器的水位，来保持一回路冷却剂的适当装量，稳压器水位控制系统将完成这些任务。
2.2 稳压器水位控制的策略
稳压器水位调节系统是一个串级调节系统，由两个调节器组成。
主调节器调节水位，水位误差信号加上下泄流量决定给水补充流量的设定值。
副调节器调节流量，它处理上充流量误差信号，去调节上充流量调节阀来改变上充流量，以调节稳压器水位。
函数发生器GF1通过一回路平均温度最大值Tav，max的输入计算出水位定值。
此外，函数发生器GF2的输入是一回路平均温度Tav，max与根据二回路负荷而定的平均温度参考值Tref进行比较的差值，（Tav，max-Tref）的值作为前馈信号对水位整定值进行修正，以改善系统的动态性能。
操作员也可以认为给定一个水位定制，这主要在自动给整定值元件故障时使用，水位整定值受到最低值限制。
这是为了防止因水位过低加热器裸露在汽空间而烧毁。
用高选单元实现这一要求。
高选单元的输出即为水位调节器设定值。
函数发生器GF3处理的信号是水位设定值与水位测量值在加法器中进行比较误差信号。
GF3的另一作用是非線性增益环节，可以保证调节的稳定性和增大调节器的响应速度。
当有小的误差信号时他能减小增益，减少流量调节阀频繁动作以提高调节的稳定性；有大的误差信号时增大增益，可以加快调节系统的响应速度。
函数发生器GF3的输出作为水位调节器（PI）的输入，水位调节器的输出与实测的下泄流量相加后作为上充流量的整定值输入给函数发生器GF4。
GF4的作用是对上充流量整定值进行上限、下限的限制。
上限是为了保证上充泵提供给主泵的轴封水有足够的注入压头，下限是为了防止下泄流因在再生热交换器中得不到充分冷却在下泄孔板处汽化。
上充流量调节的整定值是经GF4限制后的输出。
上充流量调节整定值与上充流量实测值的误差信号作为流量调节器（PI）的输入，计算出流量调节阀的指令信号。
3 蒸汽发生器水位控制
3.1 蒸汽发生器水位控制系统的作用
蒸汽发生器是压水堆核电站主要设备之一。
三台蒸汽发生器分别装在三条热工回路上。
反应堆芯产生的热量传递给一回路的载热剂再经蒸汽发生器传递给二回路的水，产生高温高压蒸汽带动汽轮机做功。
另外，由于一回路的水流经堆芯
具有放射性，蒸汽发生器防止二回路被污染起到隔离屏障作用。
蒸汽发生器二次侧水面的垂直高度即为蒸汽发生器的水位。
水位有宽量程水位和窄量程水位两种。
宽量程水位在水位大范围内变化时使用，用于测量向蒸汽发生器充水、放水操作和湿保养阶段。
窄量程水位的量程范围小，刻度细，用于保护和控制。
正常运行时能维持水位在整定值的误差范围内；特殊情况下，通过自动或手动调整汽水流量使水位恢复到整定值误差范围；即为蒸汽发生器水位控制的作用。
3.2 蒸汽发生器水位控制的一般要求
（1）在稳定运行情况下，稳态偏差要小，维持蒸汽发生器的水位在整定值误差范围内；
（2）在升负荷工况下，当负荷以5%FP/min变化，通过自动跟踪负荷的变化情况，维持水位在整定值误差范围之内；
（3）当给水流量有+10%扰动，蒸汽流量成阶跃变化、冷却剂温度有+3℃的阶跃变化时，维持水位在整定值误差范围之内；
压水堆核电站中蒸汽发生器水位控制系统的构成一是蒸汽发生器给水流量调节系统，其二是主给水泵转速调节系统。
前者是对每个蒸汽发生器分别调节，流量变化比较缓慢，后者的调节对三个蒸汽发生器的给水流量都有影响，流量变化比较快，两者相辅相成。
3.3 蒸汽发生器水位控制的功能和原理
蒸汽发生器水位控制系统的主要功能是将蒸汽发生器水位维持在整定值误差范围内。
水位过高将会产生蒸汽带水现象，损坏汽轮机叶片。
水位过低将会出现蒸汽发生器干锅，影响系统安全可靠运行。
蒸汽发生器的给水流量决定了每台蒸汽发生器的水位。
给水流量的调节包括主调节阀、旁路调节阀和两台汽动给水泵转速调节。
3.4 蒸汽发生器水位调节系统的构成
每台蒸汽发生器都有水位调节系统，调节水位的原理是采用通过调节安装在每条给水管路上的两个调节阀控制给水流量。
一个是主调节阀（结构见图4），是“高流量阀”，用于15%以上功率时的水位调节。
一个是旁路调节阀，用于起动和低负荷时的水位调节，在高负荷时，保持全开。
每个水位控制回路组成为：
（1）给水流量需求信号由PID调节器的输出信号与蒸汽流量测量信号相加而来；
（2）流量调节器，它利用给水流量需求变化和给水流量测量信号，以调整主调节阀的阀位；
（3）旁路调节阀控制通道，它附有主阀和旁路阀之间的切换系统；
（4）与反应堆紧急停堆相关联的逻辑；
（5）“跟踪”系统。
4 结论
本文概述了核岛的基本构成，同时对稳压器水位控制系统和蒸汽发生器水位控制系统进行了介绍，分别介绍了系统的组成、功能、大体结构，并对控制策略进行了深度解析，为核电厂水位控制提供了参考。