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核电站测量仪表授课教师苏杰第一章核电站仪表和控制系统概述1.1压水堆核电厂基本结构及流程1.2核电厂仪表和控制系统的主要功能核电厂仪表和控制系统主要有三种功能：信息功能、控制功能和保护功能信息功能：监测核电厂的有关参数，及时提供给操作员；对数据进行处理和存储。信息功能主要包括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；5）检测设备的状态、位置、运动速度；6）监测燃料元件包壳的破损；7）监测冷却剂的纯度；8)监测反应堆及设备事故的状态；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储；15）环境监测。控制功能：控制核电厂在规定的工况下运行。主要包括：（1）现场控制；（2）远距离控制；（3）自动控制。●核电厂控制可分为两个部分：反应堆功率控制和过程控制主要的控制系统有：——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。保护功能:用于保护核电厂、环境及人员的安全。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。主要包括：1）当核电厂出现异常瞬态事件时，立即触发安全停堆，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，来终止或缓解事故的动作；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。1.3压水堆反应性控制反应性定义为上一代与下一代中子数的相对变化，即增殖因数k上一代中子数新生一代中子数k212NNNkk11.3.1压水堆反应性效应压水堆中引起反应性变化的主要是燃料、慢化剂和毒物。1）燃料温度系数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。238U的燃料温度系数总是负的。2）慢化剂温度系数慢化剂水的温度升高，水膨胀，密度减小，慢化能力减弱，反应性变小；而硼毒作用将随硼密度减小而下降，使反应性增大。压水堆在功率运行时，要求慢化剂温度系数是负的。3）慢化剂压力系数4）慢化剂汽泡系数5）中毒效应氙和钐吸收大量热中子而引起放映性的变化。1.3.2压水堆固有的自稳自调特性自稳性：反应堆出现内、外扰动时，反应堆能维持原功率水平的特性。例如反应堆引入一个正的反应性扰动，由于温度效应产生一个负反应性，抵消了正反应性扰动。自调性：负荷变化时，反应堆自身能迅速达到热平衡。例如汽轮机负荷突然变化的过程，体现出压水堆的自调特性。1.3.3反应性控制的功能要求及措施1.反应性控制的目的反应性控制，就是采取各种有效的控制方式，在确保安全的前提下，控制反应堆的剩余反应性。(1)满足反应堆长期运行的需要;(2)使反应堆在整个堆芯寿期内，保持平坦的功率分布，使功率峰因子尽可能的小;(3)适应外界负荷的变化;(4)反应堆出现事故,能通过保护系统迅速落棒停堆，并保持一定的停堆浓度。2反应性控制方法常用控制棒组件、加装可燃毒物棒和在冷却剂中加入硼酸等联合的控制方法。（1）控制棒：用于控制反应堆快速的反应性变化。—停堆；—在功率运行范围内，由慢化剂温度变化引起的反应性变化；—由负荷变化引起的反应性变化：—与功率系数有关的反应性变化等。（2）慢化剂中可溶性毒物控制在慢化剂中加入一定浓度的可溶性中子吸收剂B。通过调节溶液中硼酸浓度或溶液总体积来补偿反应性。硼酸浓度控制有自动补偿、稀释、快速稀释和加浓等方式。—伴随着反应堆的启动运行，由于从冷态到热态运行中的温度变化以及燃耗、中毒等引起的比较缓慢的反应性下降，采用稀释的方法调节；—停堆、换料及补偿氙的衰变引起的反应性增加，需要加浓调节。（3）可燃毒物棒控制压水堆采用在堆内装入中子吸收截面较大的物质，把它作为固定不动的控制棒装入堆芯，用以补偿堆芯寿命初期的剩余反应性。一般为含硼玻璃棒。在首次燃料循环开始时，它具有降低对慢化剂中硼酸浓度的要求的作用。在第一寿期终了换料时，可燃毒物棒就去掉。1.4压水堆核电厂负荷运行方式核电厂负荷运行方式主要有两种：基本负荷（模式A)运行方式和负荷跟踪（模式G)运行方式1.基本负荷（模式A)运行方式2.负荷跟踪（模式G)运行方式两种模式的比较在机组采取比较缓慢的负荷跟踪运行时，可以采用模式A。这种情况下调硼操作所排出的慢化剂数量比采用模式G要少得多。而在快速的负荷跟踪运行时，情况正好相反。在燃料循环末期，用模式A不可能进行快速的负荷跟踪运行。模式A适合于带基本负荷运行的机组，功率调节性能较差，但在运行过程中设备受到的热应力较小，这将无疑地有利于安全和机组的寿命。采用模式G功率调节系统操作方式，可以使机组具有灵活的功率调节性能。在任何情况下机组可以参与负荷跟踪和电网调频运行。1.5压水堆核电厂稳态运行方案所谓核电厂稳态运行方案是指反应堆及动力装置在稳态运行条件下，以负荷功率或反应堆功率为核心，各运行参数，如，温度、压力和流量等应遵循的一种相互关系的特性。核电厂的输出功率PH与蒸汽发生器一次侧和二次侧的温度差有如下联系：反应堆输出功率Pn可表示为核电厂运行的目标是使PH＝Pn)()(savgsHTTUAP2/)(chavgTTT)(chpnTTFCP核电厂稳态运行控制方案一般有三种：Tavg恒定运行模式，蒸汽发生器蒸汽压力Ps恒定运行模式Tavg随功率变化运行模式。1.一次冷却剂平均温度恒定的运行方式Tavg恒定运行模式是指压水堆核电厂一次冷却剂平均温度在整个功率范围内保持恒定不变的运行方式。当一次冷却剂流量保持不变时，二回路的输出功率P2)(2savgTTKP这种运行方式的优点适应反应堆的自调特性，稳定性好。另外，由于Tavg恒定，冷却剂容积变化小，稳压器的尺寸相对可以小。缺点要保持Tavg恒定不变，随着P2增加，Ts就要下降，因此Ps（蒸汽发生器压力）也要下降。蒸汽发生器出口温度Ts下降会使汽输机效率降低，Ps不能低于设计要求的最低值。2.蒸汽压力恒定的运行方式蒸汽压力恒定是指在整个运行过程中，蒸汽发生器的蒸汽压力Ps保持不变，运行方式如图1-9所示。优点有利于汽轮机的运行缺点一次冷却剂的平均温度Tavg变化较大，它将产生如下后果：——必须采用一个比较大的稳压器；——一回路排出待处理的液体容量比较大；——调节棒组件移动的范围较大。3.一次冷却剂平均温度随功率线性变化的运行方式平均温度随功率成线性变化的程序运行方式是一种热和机械制约之间的折衷方式。现在，大多数压水堆核电厂均采用此种稳态运行方案。Tavg随功率的变化可由下式描述：Tavg=Tav0+KP21.6核电厂I&C系统设计准则由于核电厂的特殊性，决定了它的传感器及保护系统有特别的设计要求，而其它系统则与常规电厂无大的区别。1.核电厂I&C系统设计应满足的法规及要求下列文件的规定对I&C系统的设计起指导作用：1)HAF102核电厂设计安全规定；2）HAF102/10核电厂保护系统及有关设施;3）HAF102/14核电厂安全有仪表和控制系统。I&C系统设计中应考虑满足单一故障准则、故障安全准则以及多样性和独立性等要求，实现系统的可维修性，保证系统安全可靠实行。2.传感器1）传感器的分类传感器按下列三个准则分类：a）是否属于保护系统；b）是否属于安全级即1E级；c）有无抗地震要求。2)传感器的环境条件传感器必须能经受安装位置的环境影响，特别是事故和事故后的环境对传感器的影响。3）传感器仪表管线的设计原则3.反应堆保护系统它的设计原理:1）反应堆保护系统的目的是为了保护核电厂三道安全屏障的完整性；2）除非从产生危险条件到需要保护动作的间隔时间很长（如大于l0min),操纵员来得及进行干预，否则保护系统从触发到动作完成均为自动，而且保护动作一经触发就必须完成；3）必须遵循单一故障准则，即单一故障不会造成保护功能的丧失，这在设计上必须考虑保护系统具有充分的冗余度。4）为探测系统内部故障及证实系统性能能满足设计要求，保护系统应设计成能在在役情况下进行定期试验；5）保护系统有时与控制系统共用一些敏感元件（如堆外测量），此时为了防止控制系统故障扩展到保护系统，信号必须经过隔离的设备如隔离放大器分别传送：6）共模故障对多重冗余的通道威胁很大，克服的办法是采用电气隔离（如通道电源独立）及实体分隔（如A列、B列）；7）此外在保护系统中尚需考虑保护功能的手动触发、通道的旁通等。第二章核电厂仪表和控制系统及其供电设备的安全分级为保证安全，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。假设始发事件：在设计过程中确定能导致预计运行事件或事故工况的事件或它们的组合。1.核电厂仪表和控制系统及其供电设备的安全分级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(1E)设备;安全有关的(SR)设备;非安全重要(NS)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．2.核电厂仪表和控制系统分级原则通常采用确定论法，即按其执行的功能对电厂核安全的重要性分级，不考虑失效的概率或缓解效应。但是在可能的情况下，也应考虑概率论法，即仪表及其供电设备执行的功能失效的后果、要求执行该功能的频度和该功能在需要时不能被执行的概率，这三个因子的乘积必须低于可接受的水平。1)安全级（1E级）设备执行下述功能，或对核安全有下述影响的仪表及其供电设备属核安全级：—预防PIE或缓解PIE后果，例如，反应堆紧急停堆并维持在次临界状态，堆芯余热和安全壳热量排出，应急堆芯冷却，安全壳隔离；—若在需要它们动作响应PIE时失效（拒动），可能产生严重后果；—它们的故障或误动作直接导致严重后果;—为允许操纵员干预以预防事故或缓解事故后果而提供的信息或控制能力；—控制放射性释放。2）安全有关的(SR)设备执行下述功能的仪表和控制系统设备属于核安全有关的：—控制电厂运行，使得过程变量保持在运行限值以内：—其故障或失效可能要求安全级系统或设备动作；—在电厂设计基准范围之内，预防或减轻较小的放射性排放或较小的燃料性能劣化：—记录或监测电厂安全级系统和设备的状态，向控制室操纵员发出故障警告：—减少对安全级系统或设备的性能要求或提高其性能；—为安全级设备和运行人员提供一个可接受的环境，例如在电厂有放射性释放时；—PIE的监测和报警（属1E级的除外），以降低其频度;—监测可控放射性排出物，保持放射性物质排放率和排放总量在允许限值之内，警告核电厂人员现场有大量放射性物质释放或有辐照危险。3）非安全重要（NS）设备非安全重要仪表及其供电设备对核安全没有明显影响。3.对1E级设备的基本要求(1)功能保证要求;(2)可靠性保证要求;(3)性能保证要求;(4)耐环境能力保证要求;(5)质量保证（QA）和质量控制（QC)要求3.1参数测量的基本概念1.测量的定义：测量是利用某种工具并以实验或计算的方法获取被测参数数值的过程。具体说，是指被测参数与预先确定的被测参数的“单位”进行比较，并获取比值的过程。2.测量的基本公式：x=αUx实际的关系式应该是x≈αUx第三章核电厂过程参数的测量表征被测对象物质属性客观存在的量值称为真值。从显示元件上得到的被测量的数值被称为测定值。测定值不可能等于真值，测量误差必然存在。绝对误差相对误差3.1.1测量误差与精度1）测量误差根据