AP1000反应堆功率控制系统棒联锁逻辑分析
应用文-AP1000反应堆功率控制系统棒联锁逻辑分析
AP1000反应堆功率控制系统棒联锁逻辑分析'AP1000反应堆功率控制系统棒联锁逻辑分析1 概述反应堆功率控制系统用于维持和调节反应堆堆芯参数在设计要求范围内，以确保反应堆按照电厂功率要求输出热功率。
作为主要过程控制系统之一，反应堆功率控制系统的控制逻辑设计对电厂稳定运行至关重要。
AP1000反应堆功率控制系统包括两个子系统：反应堆冷却剂平均温度（Tavg）控制子系统和反应堆轴向功率偏移（AO）控制子系统（以下简称Tavg控制和AO控制）。
Tavg 控制响应二回路负荷要求，根据一回路工艺过程实测温度值与二回路要求值之间的偏差计算并输出控制，调节反应堆功率控制棒组（M棒组）按一定速率（8步/分至72步/分）在堆芯移动，从而实现维持或调节反应堆冷却剂平均温度在程序设定值的目的，Tavg控制即反应堆输出热功率控制。
AO控制根据堆外核测仪表所测的反应堆上下部功率之差（反应堆功率轴向偏差）与系统设定偏差带之间的偏移量来计算并输出控制，调节反应堆轴向功率偏移控制棒组（AO棒组）按固定速率（8步/分）在堆芯移动，从而维持轴向功率偏差在要求的偏差控制带内。
反应堆稳定运行及瞬态过程中，Tavg控制子系统和AO控制子系统同时独立采集不同的堆芯参数，响应不同的控制要求，逻辑上独立运算，最终输出控制指令至棒控系统不同类型的控制棒组。
在系统功能设计上两者相对独立，但在实际控制执行中，两者存在逻辑接口。
西屋原设计中两个子系统的逻辑接口包括：（1）在控制棒交换过程中，AO控制棒将执行Tavg控制指令，此时仅执行Tavg控制。
（2）在M棒移动过程中，AO棒的移动将被闭锁，直至M棒动作（Tavg调节）结束。
接口1：是AP1000反应堆控本文由联盟收集整理制过程中的周期性操作，本文不做分析。
接口2）即为实现M棒组动作优先于AO棒组动作的棒联锁设计，M棒动作指令将直接作为闭锁AO棒移动的条件之一，本文重点对此联锁设计进行分析。
AP1000控制棒驱动机构解析
• 对于操纵员来说，棒束控制组 件是最有效的控制反应性的方 式。可以移动棒束控制组件和 灰棒控制组件在堆内的相对位 置来达到控制堆内反应性的目 的。
控制棒驱动机构概述
• 用于反应性控制的控制棒驱动机构(CRDM) 和控制棒是AP1000反应堆系统(RXS)的一 部分。每个控制棒驱动机构由四个独立的 子组件组成。分别为承压壳体，励磁线圈 组件，销爪组件，以及驱动杆组件。位于 反应堆压力容器顶盖上的一体化顶盖组件 内。CRDM承压壳体构成一回路压力边界， 并提供其他设备的支撑。CRDM外壳的顶 部支撑了棒位置指示器线圈组件。棒行程 罩的上部密封是一个坚固的，一体式结构， 通过与一体化顶盖相连来提供地震情况下 的支撑。
• 控制棒安装于控制棒束组件(RCCA)和灰棒 控制组件（GRCA）下面。RCCA由24根吸 收体棒组成，顶部端塞固定到一个公共连 接件（星型架）上，用来控制相对较快的 反应性变化和轴向功率分布。同样的， GRCA由24根顶部端塞固定到星型架上的 细棒组成，用于负荷跟踪。这些控制组件 提供了一种机械补偿(MSHIM)策略，能减 少反应堆冷却剂系统的调硼操作。控制棒 束组件和灰棒束组件由堆内导向机构支撑。 RCCA和 GRCA的末端与燃料组件的导向 管相接触。
2非安全相关设计基准 • 在反应堆压力容器顶盖移开时，CRDM驱 动杆下端的设计允许维修人员用长柄工具 进行驱动杆和控制棒组件间的远距离连接 或解锁操作。 • 棒位指示系统能提供RCCA 和 GRCA的轴 向位置监测手段。 • RCCA 和GRCA提供了堆芯反应性控制手 段，以维持堆芯功率在所需水平。
3非安全相关的纵深防御功能 无
4 与执照许可相关的其他功能 无
3.3.2 设计基准
1 安全相关设计基准 • CRDM的壳体提供了一个高度一体化的压 力边界，用以包容一回路冷却剂以及溶于 冷却剂或出现在压力容器上封头内部的燃 料裂变产物，承压壳体属于一回路冷却剂 压力边界的一部分。 • CRDM的设计使其在反应堆冷却剂的压力 和温度以及预期的安全壳内部环境之下运 行仍然能够维持自身的功能和结构的完整 性。
AP1000压水堆功率控制模式浅析
AP1000压水堆功率控制模式浅析作者：孙林宁来源：《科技资讯》2015年第06期摘要：反应堆功率控制是维持反应堆稳定的核心控制，该文通过结合反应堆反应性控制的基本原理对AP1000采用的功率控制模式进行了简要的介绍，分析了AP1000核功率控制关于功率水平和功率分布的控制方式及约束条件，功率水平控制系统从低功率控制和高功率控制两个部分展开，功率分布则主要分析其轴向功率的控制信号及其限制条件。
同时简要减少了反应堆功率控制模块中的快速降功率功能。
最后将AP1000反应堆功率控制模式与其他模式进行了对比，在功率水平和功率分布调节方面进行了比较分析。
关键词：核电站反应性反应堆功率控制 AP1000模式中图分类号：TM44 文献标识码：A 文章编号：1672-3791（2015）02（c）-0042-02目前，压水堆核电厂因其功率密度高、结构紧凑、安全易控、技术成熟、造价和发电成本相对较低等特点，成为目前国际上最广泛采用的商用核电堆型。
而在我国，绝大部分商运核电以及在建核电也都采用了这种主流堆型。
随着压水堆的不断完善和发展，其反应堆功率控制系统也在不断的优化，目的是可以保证一、二回路的温度、压力等热工参数及堆芯功率分布等参数能满足一定的跟踪电网负荷变化的要求，并且能够避免造成过大的堆芯功率分布畸变。
1 反应堆功率控制基本原理反应堆功率控制中最重要的就是要保持反应堆临界（稳定工况），也即中子数量保持不变。
为此，就必须补偿在负荷变化中产生的各种反应性效应。
这些反应性效应主要有：慢化剂温度效应（水的温度效应）、燃料温度效应（多普勒效应）、燃耗、硼溶液的浓度、控制棒束（黑棒和灰棒）。
当反应堆从一个临界状态过渡到另一个临界状态时，这些反应性必须满足：Σρ=Δρ多普勒+Δρ棒+Δρ硼+Δρ温+Δρ毒=0其中，Δρ多普勒、Δρ毒、Δρ温为被控量，Δρ硼、Δρ棒为控制量。
如果Σρ>0，则功率上升；如果Σρ为了控制反应堆的链式裂变反应，即调节堆内的自由中子数，也叫中子通量控制，一般有两种互为补充的控制手段。
AP1000反应堆功率控制系统分析
AP1000反应堆功率控制系统分析作者：张俊来源：《科技传播》2016年第17期摘要本文详细分析了AP1000反应堆功率控制系统在高、低功率水平下的反应堆功率控制、轴向功率分布的控制，总结了AP1000反应堆功率控制系统的特点，提出了今后运行过程中可能的风险和相应的建议。
关键词反应堆功率水平；功率分布；控制棒；控制中图分类号 TL3 文献标识码 A 文章编号 1674-6708（2016）170-0214-02反应堆功率控制系统是核电厂的核心控制系统之一，其主要功能是实现对反应堆功率的自动控制，包括整个反应堆的功率水平控制以及反应堆内的轴向功率分布控制。
本文将从高功率模式下的平均温度控制、低功率模式下的反应堆功率控制，反应堆轴向功率分布控制等方面来详细分析AP1000的反应堆功率控制系统的控制方式和特点。
1 AP1000反应堆功率水平控制1.1 高功率水平下的反应堆功率水平控制高功率（15%FP～100%FP）水平下，通过两个偏差信号之和得到的总偏差信号来向控制棒控制逻辑柜输出控制棒移动速度和移动方向信号，通过调节M棒组维持反应堆冷却剂的平均温度和功率水平一致。
这两个偏差信号分别是：温度偏差信号和功率偏差信号。
温度偏差信号为主偏差信号，是汽机功率转化得到的参考温度信号与测得的高选反应堆冷却剂平均温度信号之差；反应堆冷却剂平均温度由热段和冷段测量温度来决定，参考温度在零负荷至满负荷范围内，随着汽轮机负荷线性增加。
功率偏差信号是汽机输出功率信号与测量核功率信号之差。
该输入控制信号能改善系统的响应，减少系统的瞬态峰值，因此可以提高控制子系统的控制性能。
1.2 低功率水平下的反应堆功率水平控制低功率控制模式（3%FP～15%FP）主要是启动和停堆时使用，其控制偏差由功率偏差形成，即操纵员设定的功率给定值与反应堆外核测功率之差，用以控制控制棒的移动方向和速度。
该模式下，汽轮机解列，蒸汽旁路排放系统用于调节反应堆冷却剂的温度，操纵员可以输入核功率整定值、以及变化到目标功率水平的时间，使核功率按照设定的速率线性变化，达到期望的核功率。
应用文-AP1000反应堆功率控制系统棒联锁逻辑分析
AP1000反应堆功率控制系统棒联锁逻辑分析'AP1000反应堆功率控制系统棒联锁逻辑分析1 概述反应堆功率控制系统用于维持和调节反应堆堆芯参数在设计要求范围内，以确保反应堆按照电厂功率要求输出热功率。
作为主要过程控制系统之一，反应堆功率控制系统的控制逻辑设计对电厂稳定运行至关重要。
AP1000反应堆功率控制系统包括两个子系统：反应堆冷却剂平均温度（Tavg）控制子系统和反应堆轴向功率偏移（AO）控制子系统（以下简称Tavg控制和AO控制）。
Tavg控制响应二回路负荷要求,根据一回路工艺过程实测温度值与二回路要求值之间的偏差计算并输出控制，调节反应堆功率控制棒组（M棒组）按一定速率（8步/分至72步/分）在堆芯移动，从而实现维持或调节反应堆冷却剂平均温度在程序设定值的目的,Tavg控制即反应堆输出热功率控制.AO控制根据堆外核测仪表所测的反应堆上下部功率之差（反应堆功率轴向偏差)与系统设定偏差带之间的偏移量来计算并输出控制,调节反应堆轴向功率偏移控制棒组（AO棒组)按固定速率（8步/分）在堆芯移动，从而维持轴向功率偏差在要求的偏差控制带内。
反应堆稳定运行及瞬态过程中，Tavg控制子系统和AO控制子系统同时独立采集不同的堆芯参数，响应不同的控制要求，逻辑上独立运算，最终输出控制指令至棒控系统不同类型的控制棒组。
在系统功能设计上两者相对独立，但在实际控制执行中,两者存在逻辑接口。
西屋原设计中两个子系统的逻辑接口包括：(1）在控制棒交换过程中,AO控制棒将执行Tavg控制指令,此时仅执行Tavg控制。
（2）在M棒移动过程中，AO棒的移动将被闭锁，直至M棒动作(Tavg调节）结束。
接口1：是AP1000反应堆控本文由联盟收集整理制过程中的周期性操作,本文不做分析.接口2）即为实现M棒组动作优先于AO棒组动作的棒联锁设计，M棒动作指令将直接作为闭锁AO棒移动的条件之一，本文重点对此联锁设计进行分析.2 控制要求及棒联锁逻辑分析2.1 反应堆控制要求如前所述，反应堆正常运行过程中，棒控系统将独立接收来自Tavg控制和AO控制输出的M棒和AO棒动作指令，M棒移动（提棒或插棒）将闭锁AO棒移动（提棒或插棒），直至M棒动作指令结束.此控制策略体现了Tavg控制要优先AO控制，在某一瞬态均有Tavg和AO调节需求时，只有先完成Tavg调节后才能进行AO 调节。
AP1000第三代反应堆系统介绍精讲
45
14
88
房
附加产房 10
10
总数
122
99
55
276 23
建筑模块
管道模块
机械设备模块
24
AP1000的设计特点
25
AP1000建造进度图
26
AP1000 建造进度表
27
建造成本
AP600有很高成本竞争能力，发电成本预 计为1300～1500＄/kW，低于“用户要求” 1475＄/kW
610 1933 315.6C 1058
1090 3400 323.9C 1505
1.484
1.447
15.8
13.6
17X17
17X17
145
157
3658
4267
34
AP600
堆芯直径/mm
3361
反应堆压力容器内径 4000 /mm
线功率/（kW/m）
13.45
控制棒/灰棒
45/16
蒸汽发生器传热面/m2 6967.7
西屋公司在开发AP1000之前，已完成了AP600 的开发工作，并于1998年9月获得美国核管会 （NRC）的最终设计批准（FDA），1999年12 月则获得NRC的设计许可证，该设计许可证的有 效期为15年。
3
先进非能动压水堆AP600概述
设计
1984年EPRI开始发展一项中等规格的600 MW的新型核电站，其目的在于将核电站进行 简化并减少成本和提高安全性。这些非能动设 计提高了核电站的性能，操纵性，稳定性等
开发
1996年两个小型电站设计的版本发展出来， 分别是西屋公司的AP600和通用公司的简型 沸水堆。
浅析AP1000棒控电源系统运行风险
浅析AP1000棒控电源系统运行风险发布时间：2023-02-21T08:29:19.646Z 来源：《福光技术》2023年2期作者：舒童[导读] AP1000 棒控电源系统（RDPSS）为控制棒驱动机构提供260V三相交流电源，它的可靠程度直接关系到反应堆能否正常运行。
该系统的可靠性要求很高，一旦其发生人因事故或设备问题，都有可能导致系统可靠性降低、停堆甚至触发S信号。
三门核电有限公司浙江三门 3171001.引言AP1000 棒控电源系统（RDPSS）为控制棒驱动机构提供260V三相交流电源，它的可靠程度直接关系到反应堆能否正常运行。
该系统的可靠性要求很高，一旦其发生人因事故或设备问题，都有可能导致系统可靠性降低、停堆甚至触发S信号。
根据我厂以及国内同行电厂运行经验，棒控电源系统实际运行过程中，由于人因事故或设备问题，已经产生过多起异常状态或跳闸事故，影响了棒控电源系统可靠性。
因此棒控电源系统运行风险控制对于保证核电厂安全运行具有其重要意义。
本文分析了 AP1000 机组满功率运行时，预防棒控电源机组跳闸的风险控制措施，以及跳闸后对电厂的影响及应对策略，同时针对两列棒控电源机组跳闸后，运行人员的不同响应时间和动作顺序带来的后果进行了理论和模拟分析，并提出相关的改进意见。
2.棒控电源系统介绍2.1棒控电源系统布置和功能AP1000反应堆棒控电源系统采用传统的电动机/发电机组配置，为控制棒驱动机构提供可靠的三相260V，50Hz 电源，且能保证在多种故障工况下为控制棒驱动系统供电。
本系统与核电站电源的任何暂态扰动无关，因此具有一定的独立性。
棒控电源系统为非安全相关系统，由4个主要部件组成，即2套电动机/发电机组，2台 RDPS控制柜。
每一套电动机/发电机组由一台RDPS控制柜控制。
一台380V异步电动机、一台同步发电机与一台RDPS控制柜共同组成一个冗余序列，正常运行时两列同时向控制棒驱动机构供电，每列各承担 50%的负荷。
技术类《AP1000仪表与控制系统》第4部分-核电厂功率控制系统
定义相邻两代中子的平均代时间为 ，则具有六组缓发中子核反应堆动态方程
为： dn(t)
dt
n(t)
6 i 1
iCi (t)
dCi (t) dt
i
n(t) iCi (t)
n(t ) -为中子密度；
i -为第i组缓发中子先驱核衰变常数（1/s）；
Ci (t) -为第i组缓发中子先驱核密度；
-为第i组缓发中子份额。 i
小阶跃扰动下单组缓发中子动态方程响应曲线（续）
反应堆功率与活性区的中子注量率 成正比，因而反应堆功率的 变化与中子注量率的变化规律是一致的。对反应堆中子注量率的控 制也就实现了反应堆功率的控制。中子注量率的控制可通过两条途 径实现：一是向堆芯插入控制棒，用它来吸收一部分中子，改变裂 变反应速度；
另一途径是化学控制，即在冷却剂中加入吸收中子能力较强的 硼酸溶液，通过调节硼酸浓度来达到改变中子密度的目的。用控制 棒补偿较快的反应性变化；用改变硼酸浓度补偿由于氙毒或燃耗等 引起的较慢的反应性变化。在反应堆运行过程中，由于核燃料的不 断消耗和裂变产物的不断积累，反应堆内的反应性就会不断减少， 故反应堆的初始燃料装载量必须比维持临界所需的量多得多，使堆 芯寿命初期具有足够的剩余反应性。
1）基本负荷(模式A)运行方式 核电厂最好按带基本负荷运行，汽轮机的功率跟随反应堆的功率运行
，这种基本负荷运行方式控制系统较简单。反应堆功率被控制到由操纵员 设定的功率点，调节电厂负荷以保持汽包压力不变。当电网容量较大时， 通过调节其它电站的负荷，维持核电机组基本负荷不变，充分发挥核电的 潜力，这是从国家全局的角度最佳的调度方案，这种运行方式又称“机跟 堆”模式。
某一代中子总数 Keff 前一代中子总数
浅析AP1000核电站快速降功率和落棒恢复
Ｓ ｃ 科 ｉ ｅ ｎ ｃ ｅ ＆ 技 Ｔ ｅ ｃ ｈ 视 ｎ ｏ ｌ ｏ ｇ ｙ 界 Ｖ ｉ ｓ ｉ ｏ ｎ
浅析 Ａ Ｐ Ｉ Ｏ ０ ０ 核电站快速降功率和落棒恢复
毛 文礼 （ 中核 辽宁 核 电有 限公 司 ， 辽 宁 葫芦 岛 １ ２ ５ １ ０ ０ ）
偏差信号小于设定值减去一个 回环值后 ． 汽轮机 Ｒ ｕ ｎ ｂ ａ ｃ ｋ 信 号消失
功率降低到汽轮机旁排系统和反应 堆功率 控制系统能够控制 的水平 ． 汽轮机旁排系统为一回路提供一个人 为的负荷 ． 将主蒸汽旁路 到 凝汽器 ，排放 能力为 ４ ０ ％额定蒸汽流量 。反应堆控制 系统能够调节 １ ０ ％的阶跃降负荷或负荷每分钟线性变化 ５ ％ 汽轮机旁排系统 和反 应堆功率控制系统总共能够满足 ５ ０ ％的机 组 甩 负 荷 。 大于 ５ ０ ％的 阶跃 甩负荷或汽轮机在 ５ ０％负荷 以上的跳闸工况 ．超过 了上述两个 系统 的调节能力 ， 会导致一 回路过热。 这些工况下 ， 快速降功率系统需要 动 作． 快速降低核功率 ， 防止一 回路过热。
助 。 ’
【 关键词 】 快速降功率 ； Ａ Ｐ １ ０ ０ ０ ； 落棒恢 复
０ 引 言
则需要将反应堆停堆 ； 若二回路 可用（ 主给水泵在运行 ， 蒸汽 发生器液 位维持正常稳定 ， 汽轮机旁排 系统可用 ， 凝 汽器可用等 ） ． 则在各 系统 Ａ Ｐ １ ０ ０ ０快速 降功率 系统 与二代核 电站有很大的不 同．在满功率 的协作下 ， 导出一回路多余 的热量 ． 维持一 回路温度 。 当反应堆功 率下 情况下 出现汽 轮机故障跳 闸时 ， 通过快 速降功率系统动作 ． 将反应堆 降到低于 １ ５ ％． 反应堆功率控 制系统将进入 低功率模式 ． 操纵员设 定
AP1000反应堆控制系统特点分析
在低功率下，当汽轮机停机而蒸汽排放系统 启动来控制一回路平均温度时，通过操纵员手动 输入目标功率值及功率变化速率直接对反应堆的 功率进行控制。 3.2 功率分布控制系统
AP1000 采用单独的功率分布控制系统，通 过设置轴向功率偏移控制棒（AO棒）来进行功率 分布控制。轴向功率偏差控制系统的主要功能是： 在负荷跟踪及电网频率改变的瞬态下，将轴向功 率偏移控制在规定范围内。当轴向功率偏移测量 值超出预定范围时，系统发出控制信号使 AO 棒 移动，从而达到功率分布的控制目标。AO 棒分 为 2 组，一组包含 4 束控制棒，一组包含 5 束控 制棒，这 2 组 AO 棒在上提和下插的过程中遵循 交替移动的原则。
数量
灰棒组件 A (MA)
4
轴向偏移控制组(AO 件)
9
灰棒组件 B (MB)
4
停堆组件 1 (SD1)
8
灰棒组件 C (MC)
4
停堆组件 2 (SD2)
8
灰棒组件 D (MD)
4
停堆组件 3 (SD3)
8Leabharlann 黑棒组件 1 (M1)4
停堆组件 4 (SD4)
8
黑棒组件 2 (M2)
8
—
—
AP1000 的控制模式具有以下优缺点： 优点：①采用灰棒进行功率反应性补偿，机 组具备快速负荷跟踪能力；②功率水平的调节与
AP1000棒控系统迭步逻辑分析及改进方案
AP1000棒控系统迭步逻辑分析及改进方案发布时间：2021-05-27T02:07:07.206Z 来源：《中国电业》（发电）》2021年第3期作者：米正宇张向伟[导读] 由于采用机械模式补偿燃耗，迭步操作成为AP1000核电厂棒控系统日常操作的主要方式之一。
三门核电有限公司浙江省台州市 317112摘要：由于采用机械模式补偿燃耗，迭步操作成为AP1000核电厂棒控系统日常操作的主要方式之一。
本文在介绍棒控系统的迭步控制的实现方式的基础上，分析了AP1000棒控系统逻辑测试中出现的迭步异常情况及原因，并提出改进方案。
关键字：棒控系统；迭步；机械模式；1.1.AP1000迭步及背景介绍在核电厂中，棒控系统的主要功能是响应电厂各种状态，提升或下插控制棒在堆芯中的位置，达到控制反应堆反应性的目的。
由于控制棒对堆芯燃料的功率分布影响很大，单独的控制棒动作会引起堆芯轴向功率变化，引起功率分布不均匀，可能造成局部功率过大。
引入迭步动作后，堆芯下半部分反应性变化与堆芯上半部分的反应性变化差别较小，能够避免轴向功率偏差的变化过大。
M310与AP1000的棒控系统中均有迭步动作设计。
AP1000中只有M棒有迭步动作，主要功能是通过控制棒的迭步提升补偿燃耗。
下图为AP1000棒控系统的迭步动作示意图：图1 AP1000迭步动作示意图由于AP1000的M棒中既有黑棒也有灰棒，而黑棒价值比灰棒价值高，动作后对堆芯的扰动更大，因此两种棒的迭步步数不一样。
M2和M1棒为黑棒，迭步步数为12步。
其他M棒为灰棒，迭步步数为83步。
2.MSHIM(Mechanical Shim)模式介绍AP1000采用MSHIM（Mechanical Shim）模式，即机械模式，取代日常调硼操作。
MSHIM模式通过每天提升控制棒来补偿燃耗。
当控制棒提升到限值后，再通过化容系统调整一回路中的硼浓度，将控制棒再降到堆芯中。
这样避免了每天调硼，减少了大量废水的产生。
AP1000反应堆补水控制系统控制逻辑分析
中 图 分 类 号 院 TL351 . 6
文献标识码院 A
文 章 编 号 院 2095 - 2457 渊2018冤06-0117-002
Control logic analysis of AP1000 reactor replenishment control system YAN Chao
Science & Technology Vision
科技视界
AP1000 反应堆补水控制系统控制逻辑分析
闫超 渊 三 门 核 电 有 限 公 司 袁 浙 江 台 州 312117 冤
揖 摘 要 铱 本 文 对 A P1000 中 反 应 堆 补 水 控 制 系 统 渊 RMCS 冤 的 几 种 运 行 模 式 进 行 了 描 述 袁 分 析 了 正 常 和 事 故 瞬 态 下 的 差 异 遥 在 此 基 础 上 袁 对 正 常 运 行 模 式 下 RMCS 控 制 器 进 行 了 描 述 曰 最 后 分 析 了 RMCS 控 制 逻 辑 和 重 要 设备的控制逻辑信号袁帮助运行人员关注人因失误的风险点遥
故可采用实测值
渊 CVS - FT115 + CVS - FT116 冤 CVS - FT115
=
补水硼浓度渊设定值冤 BAST 的 硼 浓 度
和偏差补偿计算后控制
CVS -
V115 开 度 遥 如 果 两 者 的 偏 差 超 过 2 % 袁 延 迟 60 秒 渊 s 冤 触
发 硼 流 量 偏 差 报 警 袁 再 延 迟 60s 复 位 RMCS 启 动 信 号 遥
后袁 按比例吸入浓硼酸和除盐水经混合后达到设定的
AP1000核电站反应堆保护系统试验总体分析
AP1000核电站反应堆保护系统试验总体分析发表时间：2019-05-09T11:59:14.267Z 来源：《当代电力文化》2019年第01期作者：罗慧[导读] 本文对AP1000反应堆保护系统PMS从最初设计到最终运行维护各阶段的试验进行了全面介绍，主要包括厂家测试、现场测试、定期监督试验，并对各阶段的主要试验进行了特点分析和比对。
山东核电有限公司，山东烟台 265116摘要：本文对AP1000反应堆保护系统PMS从最初设计到最终运行维护各阶段的试验进行了全面介绍，主要包括厂家测试、现场测试、定期监督试验，并对各阶段的主要试验进行了特点分析和比对。
关键词：1E级；厂家测试；现场测试；定期监督试验The Overall Analysis of Reactor Protection and Monitoring System TestAbstracts: The overall tests of nuclear Reactor Protection and Monitoring System from initial design to final running stage ,including manufacturers test, field test, periodic surveillance test are described in this paper ,and the characteristics of tests are analyzed and compared.Key Words:1E; manufacturers test; field test; periodic surveillance test1.引言核电厂纵深防御的基本原则要求设置安全仪控系统，用于保证核电厂安全运行、防止出现不安全工况或缓解不安全工况的后果。
因此，有必要通过实施一系列试验和验证来确保安全仪控系统设备功能正常可靠，为核电厂的安全提供重要保障。
AP1000反应堆补水控制系统控制逻辑分析
AP1000反应堆补水控制系统控制逻辑分析闫超【摘要】本文对A P1000中反应堆补水控制系统(RMCS)的几种运行模式进行了描述,分析了正常和事故瞬态下的差异.在此基础上,对正常运行模式下RMCS控制器进行了描述;最后分析了RMCS控制逻辑和重要设备的控制逻辑信号,帮助运行人员关注人因失误的风险点.【期刊名称】《科技视界》【年(卷),期】2018(000)006【总页数】2页(P117-118)【关键词】AP1000;反应堆补水控制系统;稳压器液位【作者】闫超【作者单位】三门核电有限公司,浙江台州 312117【正文语种】中文【中图分类】TL351.60 引言作为反应性设计基准事件之一——硼稀释事件一直受到核工业界的广泛关注。
所谓硼稀释事件是由于错误地向一回路引入低硼浓度液体或者清水使反应性失控增加。
AP1000反应堆补水控制系统（Reactor Makeup Control System,RMCS）作为向一回路补水的控制逻辑单元，对预防和有效降低人因失误导致的误稀释反应性事件尤为重要。
为实现RMCS的合理控制，运行人员有必要学习和掌握RMCS的控制逻辑和特点。
1 反应堆补给控制系统概述AP1000反应堆补给控制系统的功能为之一调整RCS的硼浓度和化学条件；功能之二为通过监测稳压器的液位来增加RCS的容积。
在功率运行时，只需根据一回路泄漏率间断投运补水控制系统。
1.1 正常运行在功率运行时，不需要提供连续的补水流量，只需根据稳压器液位间断投运补水和下泄。
RMCS正常运行时包含 4种模式：自动补水（AUTO）、硼化（BORATE）、稀释（DILUTE）、混合补水（BLEND）。
在这些模式中，硼化模式和稀释模式用来调整RCS的硼浓度；混合模式和自动补给模式是在不改变硼浓度的前提下增加RCS水装量，根据设定的硼浓度调节上充泵吸入口母管控制三通阀（CVS-V115）的开度。
自动补水模式依据稳压器的液位控制信号控制补水系统的运行，混合模式依据操纵员设定的参数手动启动。
CPR1000_AP1000和EPR控制棒驱动机构及材料差异分析_兰银辉
驱动轴
连轴器
CPR1000 控制棒驱动机构结构示意图
Structure schematic of CPR1000 control rod drive mechanism
AP1000 除了在每台机组布置 相比于 CPR1000 ， 的控制棒驱动机构数量、 总步数、 等效静载荷和步距 方面有微小差异外， 其余部分基本相同； EPR 则变化 较大， 在每台机组布置数量、 设计压力、 设计温度、 总 步数等方面均有所提高， 在等效静载荷、 步距、 最大 提升速度和线圈运行温度方面均有所降低 。 2 机械结构
固定磁极 固定衔铁 连接柱 限位螺母
可拆接头 可拆接头
（挠 性 臂 ）
保护套 锁紧钮 定位螺母
图2 Fig． 2
CPR1000 驱动杆部件结构示意图
Structure schematic of CPR1000 drive rod assembly
钩爪部件 相比于 CPR1000 （ 钩 爪 部 件 结 构 示 意 图 见 图 3） ， EPR 由于驱动杆的重量没有明显变化 ， 钩爪需提 2． 2
－1
线圈通电产生电磁力通过钩爪控制驱动杆运动， 部， 棒位指示器位于行程套管外部， 用于探测驱动杆在 行程套管中的位置。
拆卸螺栓 封头 排气孔
电缆导管
棒行程罩
压力罩
提升磁极 提升线圈 传递磁极 传递线圈 提升磁极 提升线圈 传递磁极 传递线圈 传递销爪 衔铁 压力罩 夹持磁极 夹持线圈
Table 1
提升、 下落和保持等功能。 耐压壳部件安装于反应 堆压力容器顶盖管座上， 组成一回路边界， 其腔室用 于容纳钩爪部件和提供驱动杆运动空间， 并将线圈 部件与一回路冷却剂隔开， 线圈部件套在密封壳外
AP1000核反应堆控制棒价值特性的MC模拟
收稿 日期 ：２０１５—０９—１１；修 回日期 ：２０１５—０９—２８ 作者 简介 ：谢 明亮 （１９９０一 ），男 ，硕 士研 究生 ，主要从事核反应堆安全分析研究 。
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兵 器 装备 工 程 学报
ｈｔｔｐ：／／ｓｃｂｇ．ｑｋｓ．ｃｑｕｔ．ｅｄｕ．ｃｎ／
表 ４ 棒组价值随棒组 类型 变化 情况
（Ｄｅｐａｒｔｍｅｎｔ ｏｆ Ｎｕｃｌｅａｒ Ｅｎｅｒｇｙ Ｓｃｉｅｎｃｅ ａｎｄ Ｅｎｇｉｎｅｅｒｉｎｇ， Ｎａｖａｌ Ｕｎｉｖｅｒｓｉｔｙ ｏｆ Ｅｎｇｉｎｅｅｒｉｎｇ，Ｗｕｈａｎ ４３００３３，Ｃｈｉｎａ）
Ａ ｂｓｔｒａｃｔ：Ｉｎ ｖｉｅｗ ｏｆ ｃｕｒｒｅｎｔ ｕｓｅ ｏｆ ｔｗｏ ｋｉｎｄｓ ｏｆ ｃｏｎｔｒｏｌ ｒｏｄｓ ｉｎ ＡＰＩＯ００ ｒｅａｃｔｏｒ．ｔｈｅ ｓｉｍｕｌａｔｉｏｎ ｃａｌｃｕｌａｔｉｏｎ ｍｏｄｅｌ ｗａｓ ｓｅｔ ｕｐ ｂａｓｅｄ ｏｎ Ｍ ＣＮＰ５ ｃｏｄｅ，ｋ Ⅱａｎｄ ｄｉｆｆｅｒｅｎｔｉａｌ ｖａｌｕｅ ｏｆ ｂｏｒｏｎ ｗｉｔｈ ｓｅｖｅｒａｌ ｄｉｆｆｅｒｅｎｔ ｂｏｒｏｎ ｃｏｎｃｅｎｔｒａｔｉｏｎ ｗｅｒｅ ａｎａｌｙｚｅｄ ｉｎ ｔｈｅ ｒｅａｃｔｏｒ，ａｎｄ ｓｉｍｕｌａｔｉｏｎ ｏｆ ｇｒｏｕｐ ｖａｌｕｅ ｒｏｄｓ ｏｆ ＡＰ１０００ ｗｅｒｅ ｃａｌｃｕｌａｔｅｄ ａｔ ｔｈｅ ｓａｍｅ ｔｉｍｅ，ａｎｄ ｔｈｅ ｃｏｎｔｒａｓｔ ａｎａｌｙｓｉｓ ｏｆ ｋ Ｈ ｅｆｆｅｃｔｓ ｗａｓ ａｃｃｏｍｐｌｉｓｈｅｄ ｗｈｅｎ ｂｌａｃｋ ａｎｄ ｇｒｅｙ ｒｏｄ ｉｎｓｅｒｔ－ ｅｄ ｉｎｔｏ ｔｈｅ ｃｏｒｅ．Ｒｅｓｕｌｔｓ ｓｈｏｗ ｔｈａｔ：ｔｈｅ ｍｏｄｅｌ ｂａｓｅｄ Ｏｉｌ ＭＣＮＰ５ ｃｏｄｅ ｉｓ ｃｏｒｒｅｃｔ，ａｎｄ ｔｈｅ ｄｉｆｆｅｒｅｎｔｉａｌ ｖａｌｕｅ
AP1000堆型核电站反应堆装堆技术分析
AP1000堆型核电站反应堆装堆技术分析摘要：本文对AP1000堆型反应堆装堆工作进行描述，结合笔者在核电装堆工作的实际经验，着重分析相关的技术关键点以及在工作过程中可能存在的风险，通过分析并提出相应的预防措施以达到精益施工的要求，为后续大修期间装拆堆工作提供借鉴。
关键词：AP1000；装堆；堆内构件；风险前言：在目前我国核电行业大力发展的背景下，核电的安全性受到更高程度的关注，AP1000堆型核电站作为三代核电技术代表将引领着中国核电的发展，但目前在国际上对于AP1000堆型无成熟的运行、维修经验。
反应堆装堆工作属于核电站的核心工作，主要涉及到的设备有上部堆内构件、下部堆内构件等，均属于核电站中最核心的设备，也是核燃料的反应活性区，在大修期间也拥有着最高的剂量率。
本文通过论述装堆工作内容，抓住关键风险质量控制点，优化工作步骤，合理安排人员，提高工作效率，保证安全质量。
1.反应堆装设备描述反应堆装堆工作主要涉及到设备有：下部堆内构件、上部堆内构件、下部堆内构件主要为核燃料组件提供支撑的作用，并起到合理分配进入堆芯冷却剂流量作用，上部堆内构件主要为控制棒提供导向以及为堆芯仪表提供支撑。
2.反应堆装堆关键点2.1控制区建立反应堆的装堆过程中，对防异物要求非常高，需作为防异物高风险区进行管理，堆内构件、一体化顶盖吊装作业风险高，要严格控制该区域的人员，以此为背景建立作业控制区，通过人员控制以达到异物及安全作业控制。
2.2下部堆内构件吊装关键点1：下部堆内构件从存放区域吊移至压力容器上方。
下部堆内构件通过堆内构件吊具吊装就位至反应堆压力容器内，将下部堆内构件从下部堆内构件存放区域吊出，其吊出高度应高于在通往压力容器吊装通道的最高点，即压力容器密封凸台的高度，经过高度计算得出，在堆内构件吊具导向套下表面高出堆内构件存放架池壁导向柱约1305mm时（此高度可使用激光测距仪进行测量），此时下部堆内构件最底部高出压力容器上表面200mm，记录此时环吊的高度示数H，缓慢将下部堆内构件移至压力容器上方，在此过程中，严格监控吊装路径是否通畅，是否存在干涉情况。
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本文 不做 分 析 。接 口２ ）即为 实现Ｍ 棒 组 动作 优先 于Ａ Ｏ 棒 组 动作 的棒 联锁 设 计 ，Ｍ 棒 动作 指 令将 直 接 作 为 闭锁Ａ ０
棒 移动 的条 件之 一 ，本 文重 点对 此联锁 设计 进行分 析 。
２ 控制 要 求及 棒联 锁逻 辑分 析
２ ． １ 反 应堆 控 制要 求
对独 立 ，但 在 实 际控制 执 行 中 ，两 者 存在 逻辑 接 口。西 屋原 设计 中两个 子系 统 的逻辑 接 口包括 ：
如 前 所 述 ， 反应 堆 正 常 运 行 过 程 中 ，棒 控 系 统 将 独 立 接 收 来 自Ｔ ａ ｖ ｇ 控 制 和Ａ Ｏ 控 制 输 出 的Ｍ 棒 和Ａ ０ 棒 动 作 指 令 ，Ｍ 棒 移动 （ 提 棒 或插 棒 ）将 闭锁 Ａ Ｏ 棒移动 （ 提 棒 或 插 棒 ） ，直 至 Ｍ 棒 动 作 指令 结 束 。此 控 制 策 略体 现 了 Ｔ ａ ｖ ｇ 控制 要优 先Ａ ０ 控 制 ，在某 一 瞬态 均有 Ｔ ａ ｖ ｇ 和Ａ ０ 调 节
控系 统 不 同类 型 的控制 棒 组 。在 系统 功 能设计 上 两者 相
Ａ Ｐ Ｉ Ｏ ０ ０ 反应 堆使 用 分布 于 堆腔 四个 方 向上 的堆 外 功 率 量程 核探 测 器来 进行 反 应堆 功率 测 量 ，每组 堆 外功 率 量 程探 测器 包 括上 、下两 个探 测器 ，分别 通过 测量 堆 芯 泄 露 中子率 来 探测 以堆 芯 中断 面 为分 界 的堆芯 上 、下 部 功率。
所测的反应堆上下部功率之差 （ 反应堆功率轴向偏差 ） 与系统设定偏差带之间的偏移量来计算并输出控制，调 节反应堆轴 向功率偏移控制棒组 （ Ａ Ｏ 棒组 ）按固定速率
（ ８ 步／ 分 ）在 堆芯 移 动 ，从而 维 持轴 向功 率偏 差 在要 求
的偏 差 控制 带 内 。
都可 以用垂直余 弦函数 近似表 示轴 向中子通量密度 分
２ ０ １ ４ 年第８ 期
（ 总 第 ２ ８ ７ 期 ）
中阖高 新竣 才 、 业
Ｉ ｃ Ｈ… Ｈｌ ｔ， ＇ Ｔ Ｅ ｃ” ｃ Ｔ Ｅ Ｐ Ｒ● ｓ￡‘
ＮＯ ． ８ ． ２ ０１ ４
（ Ｃ ｕ ｍｕ ｌ ａ ｔ ｉ ｖ ｅ ｔ ｙ Ｎ Ｏ ． ２ ８ ７）
布 。反应 堆带 功率 运 行 时的轴 向中子 通量 密度 受控 制 棒 棒 位 、功 率水 平 、堆 芯燃 耗 、氙 的再 分布 等 态 过程 中，Ｔ ａ ｖ ｇ 控制 子 系统 和 Ａ ０ 控 制 子系 统 同 时独立 采 集不 同的堆 芯参 数 ， 响应不 同 的控 制 要求 ，逻辑 上独 立 运算 ，最 终 输 出控制 指 令至 棒
ＡＰ １ ０ ０ ０ 反 应堆 功率控制系统棒联锁逻辑分析
魏 永斌
（ 中核 集 团三 门核 电有 限公 司，浙江 三 门 ３ １ ７ １ １ ２）
摘 要 ：文章在 介 绍Ａ Ｐ １ ０ Ｏ ０ 核反 应 堆功 率控 制 系统的基 础上 ，分 析说 明 了核 反应 堆 功率控 制要 求及 Ａ Ｐ １ Ｏ ０ Ｏ 反 应
ｌ 概述
反应 堆 功率 控制 系 统用 于 维持 和 调节 反 应堆 堆 芯参 数 在 设计 要 求范 围 内 ，以确 保 反应 堆按 照 电厂 功率 要求 输 出热 功 率 。作 为主 要 过程 控制 系 统之 一 ，反 应堆 功率 控 制系 统 的控 制逻 辑设 计对 电厂 稳 定运 行至 关重 要 。 Ａ Ｐ Ｉ Ｏ ０ ０ 反应 堆 功率 控 制系 统包 括 两个 子 系 统 ：反应 堆冷却剂平均温度 （ Ｔ ａ ｖ ｇ ）控 制 子 系 统 和 反 应 堆 轴 向 功 率偏 移 （ Ａ ０ ）控 制 子 系统 （ 以下 简称Ｔ ａ ｖ ｇ 控 制和Ａ ０ 控 制 ）。Ｔ ａ ｖ ｇ 控 制 响应 二 回路 负荷 要 求 ，根据 一 回路 工艺 过 程实 测温 度 值 与二 回路 要求 值 之 间 的偏 差 计算 并输 出 控 制 ， 调节 反 应 堆 功 率控 制 棒 组 （ Ｍ 棒 组 ）按 一 定速 率 （ ８ 步／ 分 至７ ２ 步／ 分 ）在 堆 芯移 动 ，从 而实 现 维 持或 调 节 反应 堆冷 却 剂平 均温 度 在程 序 设定 值 的 目的 ，Ｔ ａ ｖ ｇ 控 制 即反 应堆 输 出热 功 率控 制 。Ａ ０ 控制 根据 堆 外核 测仪 表
需求 时 ，只有 先完 成Ｔ ａ ｖ ｇ 调 节后 才 能进行Ａ ０ 调节。
我 们 知道 ：理想 均 匀裸 堆 模型 的轴 向热 中子 通量 密 度 分布 呈 对 称 于 反 应 堆 半 高 度 断 面 的 余 弦 函 数 ，径 向
中子通量密度分布近似为对称于反应堆中心的贝塞尔函
数 。实 际的反 应 堆堆 芯虽 然 是非 均匀 的 ，但 由于 燃料 轴 向装载 一 般是 均匀 的 ，燃 料 组件 的结 构也 是 均匀 的 ，所 以在热 态 零功 率 下 （ 近似 认 为热 段冷 段无 温 差 ），理 论 上 与 实 际上 的反应 堆 轴 向 中子 通 量密 度分 布形 状 相似 ，
堆功率控制系统设计要求，对Ａ Ｐ １ Ｏ ０ ０ 反应堆功率控制系统的控制棒联锁逻辑原始设计进行详细分析 ，同时结 合原始逻辑对改进后的逻辑进行了分析说明。通过分析表明改进后的控制棒联锁逻辑可以在满足总体设计要
求 的前提 下 ，进 一步改善反 应堆控 制 系统的 系统性 能 ，并提 高堆 芯的稳定 性。 关键 词 ：反应 堆 ；功率控 制；棒联 锁逻 辑 中 图分 类号 ：Ｔ Ｌ ３ ６ ２ 文 献标 识码 ：Ａ 文章编号 ：１ ０ ０ ９ － ２ ３ ７ ４（ ２ ０ １ ４ ） ０ ８ － ０ １ ３ ３ － ０ ３