核反應(yīng)堆堆型及原料制備

核能發(fā)電技術(shù)主講：韓奎華山東大學(xué)能源與動力工程學(xué)院核電廠的監(jiān)控與保護系統(tǒng)1核電廠監(jiān)控系統(tǒng)概述2核蒸汽供應(yīng)系統(tǒng)的控制3反應(yīng)堆保護系統(tǒng)的控制4反應(yīng)堆核測量系統(tǒng)5核電廠控制室2023/10/10核能發(fā)電技術(shù)——核電廠的監(jiān)控與保護系統(tǒng)22023/10/10核能發(fā)電技術(shù)——核電廠的監(jiān)控與保護系統(tǒng)32023/10/10核能發(fā)電技術(shù)——核電廠的監(jiān)控與保護系統(tǒng)52023/10/10核能發(fā)電技術(shù)——核電廠的監(jiān)控與保護系統(tǒng)6入口管→下降段→下腔室→堆芯支撐板→堆芯下柵格板→堆芯→堆芯上柵格板→上腔室→出口管旁路流量：1.壓力容器內(nèi)壁吊籃噴嘴→壓力容器出口管；2.堆芯輻板3.導(dǎo)向筒支撐板法蘭流水孔→頂蓋空間3.控制棒導(dǎo)向管2023/10/10核能發(fā)電技術(shù)——核電廠的監(jiān)控與保護系統(tǒng)72023/10/10核能發(fā)電技術(shù)——核電廠的監(jiān)控與保護系統(tǒng)8壓水堆核電站(PWRNPP)的組成核島(nuclearisland)：一回路系統(tǒng)及其輔助系統(tǒng)、專設(shè)安全設(shè)施和廠房，核島利用核能產(chǎn)生蒸汽；常規(guī)島(conventionalisland)：二回路系統(tǒng)及其輔助系統(tǒng)和廠房，常規(guī)島利用蒸汽產(chǎn)生電能。電廠輔助設(shè)施（BOP）2023/10/10核能發(fā)電技術(shù)——核電廠的監(jiān)控與保護系統(tǒng)9壓水堆(pressurizedwaterreactor)結(jié)構(gòu)1.燃料棒(FuelRod)：UO2燃料芯塊(fuelpellet)（低濃縮235U制成）4Zr合金包殼(Cladding)2.燃料組件(fuelassembly):17×17燃料棒、控制棒導(dǎo)向管(controlrodguidetube)、中子測量通道3.堆芯(core)：157盒燃料組件4.慢化劑(moderator)和冷卻劑(coolant)：輕水(lightwater)5.反應(yīng)堆控制手段：調(diào)節(jié)53個控制棒組件(ControlRodAssembly)的位置和調(diào)節(jié)慢化劑中的硼酸濃度(boricacidconcentration)2023/10/10核能發(fā)電技術(shù)——核電廠的監(jiān)控與保護系統(tǒng)10壓水堆核電站控制系統(tǒng)框圖變送器transmitter輸出為標準信號的傳感器。這個術(shù)語有時與傳感器通用。變送器種類很多,總體來說就是由變送器發(fā)出一種信號來給二次儀表使二次儀表顯示測量數(shù)據(jù)。將物理測量信號或普通電信號轉(zhuǎn)換為標準電信號輸出或能夠以通訊協(xié)議方式輸出的設(shè)備。一般分為：溫度/濕度變送器、壓力變送器、差壓變送器、液位變送器、電流變送器、流量變送器等。執(zhí)行機構(gòu)actuator對于執(zhí)行機構(gòu)最廣泛的定義是：一種能提供直線或旋轉(zhuǎn)運動的驅(qū)動裝置，它利用某種驅(qū)動能源并在某種控制信號作用下工作。執(zhí)行機構(gòu)使用液體、氣體、電力或其它能源并通過電機、氣缸或其它裝置將其轉(zhuǎn)化成驅(qū)動作用。基本的執(zhí)行機構(gòu)用于把閥門驅(qū)動至全開或全關(guān)的位置。用與控制閥的執(zhí)行機構(gòu)能夠精確的使閥門走到任何位置。盡管大部分執(zhí)行機構(gòu)都是用于開關(guān)閥門，但是如今的執(zhí)行機構(gòu)的設(shè)計遠遠超出了簡單的開關(guān)功能，它們包含了位置感應(yīng)裝置，力矩感應(yīng)裝置，電極保護裝置，邏輯控制裝置，數(shù)字通訊模塊及PID控制模塊等，而這些裝置全部安裝在一個緊湊的外殼內(nèi)?？刂破鱟ontroller按預(yù)定目的產(chǎn)生控制信息的儀器或成套裝置。自動控制系統(tǒng)實現(xiàn)控制的核心部分?？刂破髟陂]環(huán)控制系統(tǒng)中接受來自受控對象的測量信號，按照一定的控制規(guī)律產(chǎn)生控制信號推動執(zhí)行器工作，完成閉環(huán)控制，稱為調(diào)節(jié)器；用于開環(huán)控制系統(tǒng)的控制器稱為順序控制器，它按照預(yù)定的時間順序或邏輯條件順序推動執(zhí)行器實現(xiàn)開環(huán)控制?？刂破靼此眯盘栃问椒譃槟M調(diào)節(jié)器和數(shù)字控制器。數(shù)字控制器又分為順序控制器和數(shù)字調(diào)節(jié)器。人們還把手動控制機構(gòu)稱為控制器。控制器的應(yīng)用不僅限于生產(chǎn)過程，在日常生活中也廣泛應(yīng)用控制器，如霓虹燈的時序開關(guān)、洗衣機和電風(fēng)扇的定時器等，都屬于順序控制器?？刂葡到y(tǒng)(controlsystem)即是用來改變系統(tǒng)和設(shè)備的運行狀態(tài)以執(zhí)行電廠所要求的功能的手段，既可改變系統(tǒng)和設(shè)備的狀態(tài)（瞬態(tài)），也可維持系統(tǒng)和設(shè)備的運行參數(shù)在某一制定的范圍內(nèi)（穩(wěn)態(tài)）。壓水堆核電站控制系統(tǒng)組成核島控制系統(tǒng)反應(yīng)堆冷卻劑平均溫度控制系統(tǒng)(R棒組，黑棒組)

CoolantAverageTemperatureControl反應(yīng)堆功率控制系統(tǒng)(N1、N2、G1、G2棒組，灰棒組)

軸向功率分布控制(AxialPowerDistributionControl、Axialoffsetcontrol)、ReactorPowerControlSystem硼酸濃度控制系統(tǒng)

BoronConcentrationControlSystem(Boronregulationsystem)穩(wěn)壓器壓力和水位控制系統(tǒng)

PressurizerLevel&PressureControlSystem蒸汽發(fā)生器水位控制系統(tǒng)

SteamGeneratorLevelControlSystem壓水堆核電站控制系統(tǒng)組成常規(guī)島控制系統(tǒng)大氣蒸汽排放控制系統(tǒng)

Atmospheresteamdumpcontrolsystem汽輪機調(diào)速系統(tǒng)（負荷控制系統(tǒng)）

SteamTurbineSpeedGovernorSystem(TurbineGoverning)冷凝器蒸汽排放控制系統(tǒng)

Condensersteamdumpcontrolsystem給水流量控制系統(tǒng)

Feedwaterflowcontrolsystem汽動泵速度控制系統(tǒng)

Turbine-drivenpumbspeedcontrol電動泵速度控制系統(tǒng)

Motordrivenpumpspeedcontrol發(fā)電機電壓控制系統(tǒng)

Generatorvoltagecontrolsystem閉鎖系統(tǒng)（聯(lián)鎖系統(tǒng)）blocksignalsystem監(jiān)測系統(tǒng)monitoringsystem

核功率測量系統(tǒng)

nuclearpowermeasurementsystem

過程參數(shù)測量系統(tǒng)

processparametermeasurementsystem

放射性測量系統(tǒng)

radioactivemeasurementsystem

反應(yīng)堆控制系統(tǒng)(reactorcontrolsystem)

用于反應(yīng)堆控制的設(shè)備、部件和材料的總稱。包括：反應(yīng)堆核測量系統(tǒng)(reactornuclearmeasurementsystem)反應(yīng)堆熱工測量系統(tǒng)反應(yīng)堆功率調(diào)節(jié)系統(tǒng)(reactorpowerregulatingsystem)反應(yīng)堆保護系統(tǒng)(reactorprotectionsystem)特殊電源、邏輯控制線路和有關(guān)儀器儀表等。用以保證反應(yīng)堆啟動、運行和停堆能安全地進行，并滿足各項運行的要求?，F(xiàn)代反應(yīng)堆已廣泛采用電子計算機進行數(shù)據(jù)處理和控制。

反應(yīng)堆控制系統(tǒng)主要功能功率調(diào)節(jié)(powerregulating/control)：啟動、停堆、升功率、降功率、維持穩(wěn)態(tài)運行(steadystateoperation)功率水平；功率分布控制(PowerDistributionControl)，保證反應(yīng)堆的安全性和經(jīng)濟性；反應(yīng)性控制(reactivitycontrol)：抵消過剩反應(yīng)性，補償運行過程中由溫度變化、中毒和燃耗(burnup)所引起的反應(yīng)性變化；NSSS(NuclearSteamSupplySystem，核蒸汽供應(yīng)系統(tǒng)）能適應(yīng)一定的運行暫態(tài)(operatingtransient)；運行暫態(tài)(operatingtransient)或設(shè)備故障后，保持主要電廠參數(shù)在正確的運行范圍內(nèi)，以盡量減少對反應(yīng)堆保護系統(tǒng)(reactorprotectionsystem)不必要的動作。控制系統(tǒng)必須在任何時刻都有安全的停閉反應(yīng)堆的能力當反應(yīng)堆處于冷態(tài)時，而且堆芯內(nèi)全部裝著新燃料時，其反應(yīng)性最大。在這種狀態(tài)下，一個大型壓水堆大約具有0.29的剩余(后備)反應(yīng)性。其中大體有0.05要用于補償由環(huán)境溫度提升到運行溫度所引起的反應(yīng)性下降；0.07用于克服氙和釤中毒；剩下的用于補償燃耗和其它裂變產(chǎn)物毒物以及運行余量，因此控制系統(tǒng)的反應(yīng)性總價值至少為-0.29。在反應(yīng)堆設(shè)計中應(yīng)滿足所謂“卡棒”準則要求，即當一定數(shù)量的控制棒卡死在全提位置時，也能安全停堆。因此，壓水堆控制系統(tǒng)的反應(yīng)性總價值取為-0.32，其中-0.25是在初期由硼酸濃度控制提供補償，剩下-0.07由控制棒提供。因此，冷堆情況下的停堆裕度(即控制系統(tǒng)價值超過堆芯反應(yīng)性的剩余值)為0.03。但是，當反應(yīng)堆處于運行溫度下，這一數(shù)值將增大到-0.08。在功率運行的過程中，該值大致保持不變，因此堆芯剩余反應(yīng)性的下降大體上可以通過調(diào)整化學(xué)補償劑中的硼濃度而得到補償。發(fā)電機與反應(yīng)堆之間的功率不平衡是以反應(yīng)堆冷卻劑平均溫度(coolantaveragetemperature)和蒸汽壓力等過程參數(shù)(ProcessParameter)表現(xiàn)出來的。壓水堆是一個比較慢的調(diào)節(jié)對象(controlledplant)：緩發(fā)中子(delayedneutron)效用和冷卻劑溫度效應(yīng)(temperatureeffect)對反應(yīng)性的快速反作用。

控制通道具有較長的響應(yīng)時間，典型的為30s或更長。在大多數(shù)情況下，這一特征使操縱員有時間切換手動控制來處理突然發(fā)生的故障。選冷卻劑平均溫度為主調(diào)量。負荷低于15％FP，可手動控制(manualcontrol)；高于15％FP，投入自動(automation)；(FPfullpower滿功率)負荷最大允許階躍變化(StepChange)＝±10％FP；變化后負荷<100%FP；斜坡變化(rampchange)速率=5%FP/min；甩負荷(load-rejection)50％FP～80％FP不引起大氣蒸汽排放閥打開、停堆或蒸汽發(fā)生器二次側(cè)安全閥打開；反應(yīng)堆緊急停堆、汽機脫扣(turbinetrip)不引起蒸汽發(fā)生器二次側(cè)安全閥打開；接到緊急停堆信號(emergencytripsignal)后，能在約1.5s的時間內(nèi)快速落下控制棒；控制系統(tǒng)整定值(settingvalue)大部分由核功率由90％FP上升到100％FP的響應(yīng)來決定；控制品質(zhì)指標(controlqualityindex)：功率超調(diào)量(overshoot)<3%FP，冷卻劑平均溫度超調(diào)量<2.5℃。反應(yīng)堆控制系統(tǒng)的基本要求1.1監(jiān)控系統(tǒng)的功能1）在正常運行、預(yù)計運行事件和事故工況下，監(jiān)測核電廠參數(shù)和各系統(tǒng)的運行狀態(tài)，為操縱員安全有效地操縱核電廠提供必要信息。2）通過自動化設(shè)備的自動控制或操縱員手動控制，將工藝系統(tǒng)或設(shè)備的運行參數(shù)維持在運行工況規(guī)定的限值內(nèi)。3）在異常工況和事故工況下，觸發(fā)保護動作，保護人員、反應(yīng)堆和系統(tǒng)設(shè)備的安全，避免環(huán)境受到放射性污染。4）為操縱員提供事故后實施操作的監(jiān)控手段，從而將核電廠保持在安全狀態(tài)。2023/10/10核能發(fā)電技術(shù)——核電廠的監(jiān)控與保護系統(tǒng)241.2監(jiān)控特性要求l）核電廠按基本負荷運行，不考慮跟隨負荷運行或調(diào)頻調(diào)峰運行，但具有一定的按日負荷循環(huán)運行的能力，以滿足隨著核電在電網(wǎng)中比例的增大，對核電廠運行的機動性要求。2）在15％~100％額定功率范圍內(nèi)，反應(yīng)堆功率控制系統(tǒng)投入自動，核電廠負荷控制按“堆跟機”方式（即汽輪機負荷決定反應(yīng)堆輸出功率）工作，維持穩(wěn)定、持續(xù)運行?？刂葡到y(tǒng)能承受±10％額定功率的階躍負荷變化或5%/min額定功率的線性負荷變化，不會引起反應(yīng)堆緊急停堆、蒸汽排放或穩(wěn)壓器卸壓等情況。在15％額定功率以下，反應(yīng)堆功率一般采用手動控制，汽輪機控制按“機跟堆”方式工作。2023/10/10核能發(fā)電技術(shù)——核電廠的監(jiān)控與保護系統(tǒng)253）當汽輪發(fā)電機部分或全部甩負荷時，通過蒸汽旁路控制系統(tǒng)動作，不會引起反應(yīng)堆緊急停堆、蒸汽排放或穩(wěn)壓器卸壓。甩負荷時，控制系統(tǒng)按“機跟堆”方式工作，允許汽輪發(fā)電機組在一定時間內(nèi)帶廠用電負荷運行。4）在反應(yīng)堆功率小于40％額定功率運行時，汽輪機脫扣不會引起反應(yīng)堆緊急停堆；在反應(yīng)堆功率大于40％額定功率運行時，只要凝汽器可用，蒸汽旁通排入凝汽器，汽輪機脫扣可不致引起反應(yīng)堆緊急停堆。2023/10/10核能發(fā)電技術(shù)——核電廠的監(jiān)控與保護系統(tǒng)261.3監(jiān)控方式核電廠的監(jiān)制方式分為集中監(jiān)控、分散監(jiān)控和就地監(jiān)控三種方式。1）集中監(jiān)測和控制。為便于運行人員對生產(chǎn)過程進行監(jiān)督、控制和事故處理，整個核電廠，包括核島、常規(guī)島和部分電廠輔助設(shè)施均采用集中監(jiān)測和控制。在核電廠設(shè)置主控制室，匯集供操縱員監(jiān)控核電廠所需的各種控制和監(jiān)測設(shè)備，從主控制室可實現(xiàn)核電廠的啟動、停閉、正常運行和異常工況及事故處理。在主控制室由于某種原因不可用的情況下，在主控制室外的適當?shù)攸c還設(shè)有輔助控制室（應(yīng)急停堆控制點），確保核電廠安全。2023/10/10核能發(fā)電技術(shù)——核電廠的監(jiān)控與保護系統(tǒng)271.3監(jiān)控方式2）分散監(jiān)測和控制。對于核電廠中某些與核電機組運行關(guān)系不大，但需運行人員現(xiàn)場監(jiān)控的重要生產(chǎn)過程，一般在專用電氣房間內(nèi)設(shè)置就地控制室進行就地集中監(jiān)控。在必要情況下，這些生產(chǎn)過程的某些信息還需送往主控制室顯示或記錄。核電廠中比較重要的就地控制室有：設(shè)在輔助廠房內(nèi)的廢物處理控制室、設(shè)在汽輪機廠房的凝結(jié)水精處理控制室，以及BOP部分的除鹽水生產(chǎn)控制室和淡水廠控制室等。3）就地監(jiān)測和控制。對于核電廠中某些與核電機組運行關(guān)系不大且不需運行人員經(jīng)常監(jiān)控的系統(tǒng)或設(shè)備，在核電機組停閉時使用的系統(tǒng)或設(shè)備，以及偶爾使用的系統(tǒng)和設(shè)備一般采用就地監(jiān)測和控制。監(jiān)控設(shè)備就地設(shè)置在相關(guān)機電設(shè)備附近，從控制臺或機柜直接進行監(jiān)測和操作。2023/10/10核能發(fā)電技術(shù)——核電廠的監(jiān)控與保護系統(tǒng)281.4操縱員對運行的干預(yù)程度1）核電廠啟動時。在反應(yīng)堆由冷態(tài)到額定功率的啟動過程中，涉及的操作數(shù)量繁多，允許進行操作的時間較長，這些操作通常采用手動控制。操縱員通?？刂频氖且粋€單獨的設(shè)備或是對某一工藝系統(tǒng)的多臺設(shè)備按一定規(guī)律進行成組操作或程序控制。為了避免誤操作而損壞設(shè)備，通常設(shè)置參數(shù)連鎖或操作連鎖。當功率超過15％額定功率時，可投入自動控制。2）穩(wěn)態(tài)運行時。在反應(yīng)堆功率大于15％額定功率時，可由操縱員設(shè)置功率定值，由汽輪機的負荷控制器將輸出電功率自動維持在功率定值上。反應(yīng)堆功率控制系統(tǒng)自動調(diào)節(jié)反應(yīng)堆功率以滿足電網(wǎng)對負荷的要求，并維持反應(yīng)堆的穩(wěn)態(tài)運行參數(shù)。在穩(wěn)態(tài)運行期間，操縱員通過主控制室內(nèi)的儀表顯示、報警指示和操作控制器來管理電廠的運行。2023/10/10核能發(fā)電技術(shù)——核電廠的監(jiān)控與保護系統(tǒng)291.4操縱員對運行的干預(yù)程度3）正常停堆時。停堆過程是指反應(yīng)堆從某個功率降至熱停堆狀態(tài)以及由熱停堆狀態(tài)轉(zhuǎn)換到冷停堆狀態(tài)。正常停堆通常由操縱員手動操作來完成。4）事故停堆時。在事故情況下，一般由保護系統(tǒng)動作，觸發(fā)反應(yīng)堆緊急停堆，使反應(yīng)堆功率降到熱停堆狀態(tài)。在某些事故中還將觸發(fā)專設(shè)安全設(shè)施動作，以限制事故的后果。在反應(yīng)堆所安裝的儀表和控制系統(tǒng)內(nèi)，在發(fā)生事故后10min內(nèi)所要求的全部動作完全是自動的，操縱員可不加干預(yù)。5）事故后運行時。事故后操縱員須按照相應(yīng)事故規(guī)程進行監(jiān)督和操作，將核電廠導(dǎo)向并保持在安全狀態(tài)。2023/10/10核能發(fā)電技術(shù)——核電廠的監(jiān)控與保護系統(tǒng)30核電廠的監(jiān)控與保護系統(tǒng)1核電廠監(jiān)控系統(tǒng)概述2核蒸汽供應(yīng)系統(tǒng)的控制3反應(yīng)堆保護系統(tǒng)的控制4反應(yīng)堆核測量系統(tǒng)5核電廠控制室2023/10/10核能發(fā)電技術(shù)——核電廠的監(jiān)控與保護系統(tǒng)312核蒸汽供應(yīng)系統(tǒng)的控制2.1系統(tǒng)功能與原理核蒸汽供應(yīng)系統(tǒng)的控制主要具備以下功能：(l）在穩(wěn)態(tài)運行期間，保持主要運行參數(shù)與設(shè)計確定的最佳值盡可能的接近。(2）保證電網(wǎng)要求的運行靈活性，并使核蒸汽供應(yīng)控制系統(tǒng)能適應(yīng)一定的運行瞬態(tài)。(3）在運行瞬態(tài)或設(shè)備故障之后，保持核電廠主要參數(shù)在正常的運行范圍內(nèi)，以盡量減少反應(yīng)堆保護系統(tǒng)不必要的動作。2023/10/10核能發(fā)電技術(shù)——核電廠的監(jiān)控與保護系統(tǒng)322023/10/10核能發(fā)電技術(shù)——核電廠的監(jiān)控與保護系統(tǒng)332.2控制系統(tǒng)應(yīng)滿足的要求（1）電網(wǎng)頻率控制。良好的電網(wǎng)頻率和電壓對于用電設(shè)備是重要的，特別是對電動機，因為電動機對電壓和頻率的波動非常敏感。原則上，電壓控制不影響核電廠功率輸出。(2）廠用負荷運行。廠用負荷運行是指機組從正常供電電網(wǎng)突然斷開（斷路器斷開）,機組運行切換到廠用負荷狀態(tài)，并通過輔助變壓器繼續(xù)給電廠輔助負荷供電。(3）電網(wǎng)故障消除。如果電網(wǎng)故障在由于反應(yīng)堆冷卻劑泵低速而切換到廠用負荷之前就已消除（由于反應(yīng)堆冷卻劑泵的慣性，在泵斷電0.9S之后，才能達到泵低速整定值），則核蒸汽供應(yīng)系統(tǒng)必須能夠迅速回到出現(xiàn)故障之前的運行工況，即汽輪機進汽閥打開，旁通閥關(guān)閉，輔助設(shè)備端的電壓和頻率達額定值。2023/10/10核能發(fā)電技術(shù)——核電廠的監(jiān)控與保護系統(tǒng)342.2控制系統(tǒng)應(yīng)滿足的要求（續(xù)）(4）核電廠功率控制。核電廠功率控制有以下兩種基本方法：1）機組功率定值在反應(yīng)堆側(cè)給出。根據(jù)預(yù)定的準則，先設(shè)置好反應(yīng)堆功率水平。將反應(yīng)堆產(chǎn)生的功率全部或部分傳輸給汽輪發(fā)電機組，其余部分經(jīng)過主蒸汽旁路系統(tǒng)排放。2）機組功率定值在汽輪機側(cè)給出（這就是通常所稱的“堆跟機”模式）。電網(wǎng)功率需求使汽輪機控制系統(tǒng)直接改變蒸汽流量，反應(yīng)堆則通過它的控制系統(tǒng)對功率變化做出響應(yīng)，使反應(yīng)堆功率跟隨汽輪機的功率變化。核電廠基本負荷運行、日負荷循環(huán)，以及負荷跟蹤運行時即采用這種控制方法。2023/10/10核能發(fā)電技術(shù)——核電廠的監(jiān)控與保護系統(tǒng)352.3控制系統(tǒng)的控制變量根據(jù)電網(wǎng)約束條件和運行工況對核蒸汽供應(yīng)系統(tǒng)的要求，選取下列變量作為核蒸汽供應(yīng)系統(tǒng)的被控變量。(1）反應(yīng)堆冷卻劑溫度。反應(yīng)堆冷卻劑溫度必須能夠跟隨二回路系統(tǒng)輸出功率的變化按程序進行調(diào)整。在小的變化瞬態(tài)，它可單靠調(diào)節(jié)棒升降達到；而在大變化的瞬態(tài)或很低負荷工況時，它同時還依靠向凝汽器排放蒸汽達到。(2）反應(yīng)堆冷卻劑壓力。在壓水堆中，燃料與冷卻劑之間的熱傳遞是發(fā)生在液相環(huán)境下的，因而冷卻劑壓力必須保持在堆內(nèi)熱管道出口產(chǎn)生體積沸騰的壓力之上，同時又不超過反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)設(shè)計壓力（以避免損壞系統(tǒng)部件的風(fēng)險）。反應(yīng)堆冷卻劑壓力控制在一個定值，大約在15.5MPa。2023/10/10核能發(fā)電技術(shù)——核電廠的監(jiān)控與保護系統(tǒng)36(3）穩(wěn)壓器水位。在正常運行期間，由于化學(xué)和容積控制系統(tǒng)的注人、排出和壓力調(diào)節(jié)，使得冷卻劑總量有微小波動，包括硼濃度在內(nèi)的冷卻劑的水化學(xué)特性也會發(fā)生變化。穩(wěn)壓器水位控制系統(tǒng)應(yīng)盡可能保持反應(yīng)堆冷卻劑水的總量一定。(4）蒸汽發(fā)生器水位。蒸汽發(fā)生器水位控制系統(tǒng)必須控制蒸汽發(fā)生器水總量和蒸汽發(fā)生器水位，以保證從反應(yīng)堆冷卻劑側(cè)到二次側(cè)系統(tǒng)具有良好的傳熱性，且使蒸汽干燥設(shè)側(cè)頃利運行。(5）蒸汽壓力。當反應(yīng)堆在功率水平運行時，不進行蒸汽壓力控制。其理由是：具有自然循環(huán)特性的蒸汽發(fā)生器，其核蒸汽供應(yīng)系統(tǒng)控制的蒸汽壓力是其溫度下的飽和壓力，所以沒有必要（實際上也不可能）同時調(diào)整這兩個變量。2023/10/10核能發(fā)電技術(shù)——核電廠的監(jiān)控與保護系統(tǒng)37根據(jù)選取的被控變量，壓水堆核蒸汽供應(yīng)系統(tǒng)的控制系統(tǒng)由以下子系統(tǒng)組成：反應(yīng)堆功率調(diào)節(jié)系統(tǒng)穩(wěn)壓器壓力控制系統(tǒng)穩(wěn)壓器水位控制系統(tǒng)蒸汽發(fā)生器水位控制系統(tǒng)蒸汽排放控制系統(tǒng)。2023/10/10核能發(fā)電技術(shù)——核電廠的監(jiān)控與保護系統(tǒng)38反應(yīng)堆功率調(diào)節(jié)系統(tǒng)(1）系統(tǒng)功能。壓水堆核電廠反應(yīng)堆功率調(diào)節(jié)系統(tǒng)的功能是充分利用壓水堆良好的自穩(wěn)自調(diào)特性，使反應(yīng)堆功率自動跟蹤汽輪機負荷的變化，并保持機組的主要狀態(tài)參數(shù)在規(guī)定的安全限值內(nèi)。(2）對象特性。汽輪機負荷的變化，將導(dǎo)致堆芯反應(yīng)性的變化。主要表現(xiàn)在：①慢化劑及燃料的溫度效應(yīng)。在慢化劑或燃料降溫時，反應(yīng)性增加；在慢化劑或燃料升溫時，反應(yīng)性減小。這種效應(yīng)（負溫度效應(yīng)）也叫作功率缺陷。②氙效應(yīng)。堆芯內(nèi)的核反應(yīng)產(chǎn)生大量的裂變產(chǎn)物，包括吸收中子能力強的氙氣體。反應(yīng)堆功率水平的改變將導(dǎo)致氛氙含量的較大變化。其后果將是堆芯反應(yīng)性平衡的改變（總體氙效應(yīng)）和與時間相關(guān)的空間氙分布的擾動（氙振蕩）。這兩種效應(yīng)，將改變堆芯功率、溫度及分布的變化。2023/10/10核能發(fā)電技術(shù)——核電廠的監(jiān)控與保護系統(tǒng)39(3）控制模式?？梢圆捎玫目刂剖侄斡幸韵聝煞N：1）利用控制棒組件（RCCAs）吸收中子，可以快速地增加或減小反應(yīng)性，同時也會導(dǎo)致中子注量率分布的改變。2）利用溶解的硼改變堆芯反應(yīng)性。這種方法不會影響中子注量率分布，但作用慢且會產(chǎn)生大量的含硼水，需要以后對硼水進行處理。反應(yīng)堆功率調(diào)節(jié)系統(tǒng)就是控制棒組件的調(diào)節(jié)系統(tǒng)。不同核電廠對硼溶液和控制棒組件的使用是有區(qū)別的，主要有以下三種控制模式：2023/10/10核能發(fā)電技術(shù)——核電廠的監(jiān)控與保護系統(tǒng)401)ModeA。該控制模式，即控制棒組控制冷卻劑平均溫度和功率軸向偏移，硼濃度控制功率缺陷?？刂瓢魞?nèi)裝有強吸收中子材料，可根據(jù)反應(yīng)堆冷卻劑平均溫度改變控制棒組件在堆芯中的位置。在工作中，應(yīng)按照給定的順序插入堆芯，并按照相反的順序抽出堆芯。在插入和抽出期間，應(yīng)保證一定的重疊。該模式已應(yīng)用于秦山第二核電廠。2)ModeG。該控制模式，即R棒組閉環(huán)控制冷卻劑平均溫度，補償棒組調(diào)節(jié)功率，硼濃度用于改變棒位。為使核電機組能夠完全參與電網(wǎng)頻率控制和負荷跟蹤運行，在20世紀70年代后期開發(fā)了這種新型控制模式。這一控制模式現(xiàn)已應(yīng)用于大亞灣核電廠和嶺澳核電廠百萬千瓦級核電機組。2023/10/10核能發(fā)電技術(shù)——核電廠的監(jiān)控與保護系統(tǒng)413)ModeX。該控制模式，即燃耗和氙效應(yīng)由硼控制，其余均由控制棒自動調(diào)節(jié)。在ModeX運行方式中，功率缺陷和軸向功率偏差都由控制棒組件自動進行調(diào)節(jié)，充硼和稀釋硼則僅僅用來補償燃料的燃耗和氙效應(yīng)。換句話說，充硼和稀釋硼，僅僅用來控制反應(yīng)性的緩慢變化。ModeX主要在法國N4系列核電機組上采用，我國目前還沒有采用。2023/10/10核能發(fā)電技術(shù)——核電廠的監(jiān)控與保護系統(tǒng)42(4）冷卻劑平均溫度控制通道。控制反應(yīng)堆冷卻劑平均溫度首先要選擇穩(wěn)態(tài)運行程序，因為只要冷卻劑平均溫度保持非常接近于穩(wěn)態(tài)運行程序中規(guī)定的設(shè)定值，就可以通過調(diào)節(jié)汽輪機進氣閥開度來提供所需的負荷。反應(yīng)堆冷卻劑平均溫度對于反應(yīng)性改變的響應(yīng)是很慢的。在瞬態(tài)過程中，如果僅根據(jù)Tavg-Tref，（Tavg為反應(yīng)堆冷卻劑平均溫度，Tref為反應(yīng)堆冷卻劑參考溫度）差值的作用，而又要得到快速響應(yīng)，則只能靠將此通道的增益設(shè)置很高才能做到，但過高的增益會引起控制系統(tǒng)的不穩(wěn)定。2023/10/10核能發(fā)電技術(shù)——核電廠的監(jiān)控與保護系統(tǒng)43穩(wěn)壓器壓力和水位控制系統(tǒng)負荷的變化或堆芯反應(yīng)性擾動，都可能導(dǎo)致反應(yīng)堆冷卻劑平均溫度發(fā)生變化，引起反應(yīng)堆冷卻劑體積發(fā)生變化，其系統(tǒng)壓力也隨之變化。如果穩(wěn)壓器內(nèi)壓力降至極限值以下，主管道熱端冷卻劑溫度將接近飽和溫度，由此可能引起冷卻劑大量汽化，堆內(nèi)燃料放熱惡化，燃料溫度升高并導(dǎo)致包殼破裂，甚至燃料熔化。所以，反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)的正常運行壓力應(yīng)維持在某一整定值。2023/10/10核能發(fā)電技術(shù)——核電廠的監(jiān)控與保護系統(tǒng)44(1）系統(tǒng)功能穩(wěn)壓器壓力控制系統(tǒng)的功能是使反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)在正常運行時壓力保持在整定值，且在正常瞬態(tài)中不會引起反應(yīng)堆緊急停堆，也不會使安全閥動作。穩(wěn)壓器水位控制系統(tǒng)的功能是使穩(wěn)壓器水位維持在整定值，使反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)的水容量保持穩(wěn)定，并使穩(wěn)壓器能完成其保持反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)所需壓力的主要功能。穩(wěn)壓器水位過高有失去壓力控制的危險，過低則有可能暴露電加熱器元件而有被燒毀的危險。2023/10/10核能發(fā)電技術(shù)——核電廠的監(jiān)控與保護系統(tǒng)45(2）對象特性穩(wěn)壓器壓力控制系統(tǒng)特性：在機組運行中發(fā)生的各種瞬態(tài)過程，將使反應(yīng)堆產(chǎn)生的功率和蒸汽發(fā)生器使用的功率之間產(chǎn)生不平衡，因此，反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)的水溫是變化的，這使得反應(yīng)堆和環(huán)路中的水產(chǎn)生熱脹或冷縮，于是，改變與穩(wěn)壓器頂部蒸汽相連的水的體積，從而導(dǎo)致其壓力的變化。穩(wěn)壓器水位控制系統(tǒng)特性：穩(wěn)壓器水位整定值的設(shè)定，必須考慮到反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)的溫度變化，該變化在恒定的質(zhì)量下將導(dǎo)致穩(wěn)壓器內(nèi)水流的進出。因此，水位整定值應(yīng)作為反應(yīng)堆冷卻劑溫度的函數(shù)在其變化范圍內(nèi)進行計算，并把計算簡化成恰當形式，使水位整定值由平均溫度測量值和參考溫度表示出來。2023/10/10核能發(fā)電技術(shù)——核電廠的監(jiān)控與保護系統(tǒng)46在反應(yīng)堆功率變化時，實際水位（在恒定的泄流量下）應(yīng)保持在整定值，但允許由于計算水位整定值所用的關(guān)系式帶來的誤差。水位調(diào)節(jié)器通過增大或減小上充流量的整定值來對這些差值作出反應(yīng)。在開啟或關(guān)閉下泄孔板相對頻繁的情況下，不需等待水位調(diào)節(jié)器的反應(yīng)。在此情況下，上充流量整定值直接根據(jù)開啟或關(guān)閉下泄孔板而引起的下泄流量變化而變化，從而最大限度地減小在上充管路中的熱沖擊。2023/10/10核能發(fā)電技術(shù)——核電廠的監(jiān)控與保護系統(tǒng)47(3）系統(tǒng)描述1）穩(wěn)壓器壓力控制系統(tǒng)。穩(wěn)壓器壓力控制系統(tǒng)的執(zhí)行機構(gòu)包括6組電加熱器和兩個噴霧閥。其中第1、2、5和第6組都為恒定式電加熱器，按通／斷方式控制。正常運行時，第1組、第2組投人，噴霧閥自動開到預(yù)定位置。當壓力控制系統(tǒng)投入時，如果調(diào)節(jié)器的輸出信號變小，并足以使其他恒定式電加熱器組接通，則此時噴霧閥關(guān)閉；如果調(diào)節(jié)器的輸出信號變大，并足以使噴霧閥打開到比極化更多時，電加熱器第1組和第2組則斷開。第3組和第4組為比例式電加熱器，功率可變，并通過壓力調(diào)節(jié)器進行操作。2023/10/10核能發(fā)電技術(shù)——核電廠的監(jiān)控與保護系統(tǒng)48在穩(wěn)態(tài)運行時，第3組和第4組用于補償穩(wěn)壓器的熱損失和連續(xù)噴霧造成的制冷作用。此外，第5組和第6組分別由柴油發(fā)電機組應(yīng)急供電，以應(yīng)對廠外電源失電。確定這兩組恒定式電加熱器功率大小的準則，是在廠外電源失電后約1h內(nèi)能恢復(fù)穩(wěn)壓器壓力。2）穩(wěn)壓器水位控制系統(tǒng)。穩(wěn)壓器水位控制系統(tǒng)的執(zhí)行機構(gòu)為上充流量調(diào)節(jié)閥。穩(wěn)壓器的液位用探測穩(wěn)壓器汽相與液相之間的壓差的方法測得。穩(wěn)壓器水位控制系統(tǒng)由兩個串聯(lián)在一起的回路組成。主調(diào)節(jié)器（水位調(diào)節(jié)器）處理水位誤差信號，并根據(jù)下泄流量計算出上充流量的整定值。調(diào)節(jié)化學(xué)和容積控制系統(tǒng)的上充流量。2023/10/10核能發(fā)電技術(shù)——核電廠的監(jiān)控與保護系統(tǒng)49蒸汽發(fā)生器水位控制系統(tǒng)蒸汽發(fā)生器（簡稱SG）水位控制系統(tǒng)的功能是：在穩(wěn)態(tài)運行時將所有SG二次側(cè)的水位維持在整定值；在瞬態(tài)過程中，維持SG二次側(cè)的水位在電廠安全和連續(xù)運行時所要求的限值內(nèi)。由于蒸汽發(fā)生器的水位不能太高，否則會導(dǎo)致蒸汽含水分過多，有可能損壞汽輪機；水位也不能太低，太低會導(dǎo)致給水環(huán)露出水面，并可能在給水管路產(chǎn)生水錘。因此，對蒸汽發(fā)生器水位必須進行嚴格控制。每臺SG水位的控制都是通過調(diào)節(jié)主給水流量來實現(xiàn)的。主給水流量是通過并聯(lián)安裝的兩個調(diào)節(jié)閥進行控制的：用于高負荷控制的閥叫主給水流量調(diào)節(jié)閥（簡稱主閥）；用于低負荷控制的閥叫旁路給水流量調(diào)節(jié)閥（簡稱旁閥）。2023/10/10核能發(fā)電技術(shù)——核電廠的監(jiān)控與保護系統(tǒng)50蒸汽排放控制系統(tǒng)蒸汽排放控制系統(tǒng)的功能是將主蒸汽直接排放到凝汽器或大氣，降低由汽輪機負荷大幅度快速下降引起的核蒸汽供應(yīng)系統(tǒng)的溫度與壓力變化幅度，為反應(yīng)堆提供一個“人為”負荷。(1）系統(tǒng)功能蒸汽排放控制系統(tǒng)包括蒸汽向凝汽器排放和蒸汽向大氣排放兩個子系統(tǒng)，要求達到下列目標：1）允許核電廠承受突然的負荷下降（直至喪失100％的外部電負荷）而不會導(dǎo)致反應(yīng)堆緊急停堆，也不會引起蒸汽發(fā)生器釋放閥和安全閥的開啟。它還能用手動將機組切換到帶廠用負荷運行，防止穩(wěn)壓器釋放閥的開啟。2）在某些工況下（汽輪機旁路可供使用），允許汽輪機脫扣而反應(yīng)堆不緊急停堆。2023/10/10核能發(fā)電技術(shù)——核電廠的監(jiān)控與保護系統(tǒng)513）允許反應(yīng)堆接受超過10％額定功率的負荷階躍變化和超過5%/min額定功率的負荷線性變化。4）當反應(yīng)堆停堆時，防止蒸汽發(fā)生器超壓，以及蒸汽發(fā)生器釋放閥和安全閥的開啟；從反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)中排出儲存熱和剩余熱，將反應(yīng)堆冷卻劑平均溫度（Tavg)帶至零負荷溫度。5）允許手動控制核電廠的冷卻過程，使核電廠從熱停堆狀態(tài)冷卻到余熱排出系統(tǒng)能夠投入工作的工況點。6）允許在汽輪機啟動前使二回路系統(tǒng)升溫，以及在控制棒手動控制的范圍（0~15%)內(nèi)使汽輪機帶負荷。2023/10/10核能發(fā)電技術(shù)——核電廠的監(jiān)控與保護系統(tǒng)52(2）對象特性凝汽器排放閥的開啟既可用二回路蒸汽壓力來控制，也可用反應(yīng)堆冷卻劑平均溫度來控制，兩者是密切相關(guān)的。在甩負荷或汽輪機脫扣等大的瞬態(tài)時，作為反應(yīng)堆冷卻劑平均溫度Tavg的一種控制手段，是用蒸汽向凝汽器排放，并補充以控制棒插入，在控制棒插入逐步降低反應(yīng)堆功率的同時，暫時排出汽輪機拒絕接受的蒸汽。在低負荷時，壓力控制是更為可取的模式。因為在低功率下，當蒸汽發(fā)生器的動態(tài)特性有所改變，而反應(yīng)堆冷卻劑溫度對蒸汽流量的響應(yīng)很慢時，若采用溫度模式的蒸汽排放控制，其系統(tǒng)穩(wěn)定性欠佳；在低負荷時，運行壓力和蒸汽向大氣排放的壓力設(shè)定值之間的裕度窄。因此，在低負荷時應(yīng)采用壓力控制模式。2023/10/10核能發(fā)電技術(shù)——核電廠的監(jiān)控與保護系統(tǒng)53(3）系統(tǒng)描述?？刂葡到y(tǒng)包括參數(shù)測量、執(zhí)行機構(gòu)和控制通道三部分。蒸汽是否需要排放，關(guān)鍵在于對核心參數(shù)的監(jiān)測。測量的核心參數(shù)包括反應(yīng)堆冷卻劑平均溫度、蒸汽母管壓力、蒸汽發(fā)生器壓力及汽輪機入口壓力。2023/10/10核能發(fā)電技術(shù)——核電廠的監(jiān)控與保護系統(tǒng)54棒控和棒位監(jiān)測系統(tǒng)反應(yīng)堆堆芯反應(yīng)性或中子注量率的控制是由兩部分共同完成的。一部分是改變?nèi)芙庥诜磻?yīng)堆冷卻劑中的可溶性硼濃度，另一部分則是移動含有中子吸收體的控制棒束（RCCA）在堆芯中的位置。2023/10/10核能發(fā)電技術(shù)——核電廠的監(jiān)控與保護系統(tǒng)55(l）系統(tǒng)功能1）棒控系統(tǒng)用于提升、插入和保持控制棒束，使反應(yīng)堆穩(wěn)定運行在某一功率水平，實現(xiàn)反應(yīng)堆的啟動、運行、正常停堆和緊急停堆。2）棒位監(jiān)測系統(tǒng)用于測量并監(jiān)視每一束控制棒束的位置，為運行人員提供控制棒在堆芯的真實位置。因此，運行人員可以根據(jù)各棒束相應(yīng)的測量位置和給定棒位位置，檢查其棒位的正確性，并識別控制棒束的失步、卡棒或落棒等情況。2023/10/10核能發(fā)電技術(shù)——核電廠的監(jiān)控與保護系統(tǒng)563）反應(yīng)堆緊急停堆。當反應(yīng)堆保護系統(tǒng)觸發(fā)停堆時，切斷控制棒驅(qū)動機構(gòu)的供電。由于失電，使所有的停堆棒和控制棒在重力作用下全部落人堆芯。落棒時間應(yīng)滿足安全準則要求。例如，大亞灣核電廠安全準則規(guī)定落棒時間應(yīng)小于2.15s。棒束的插入使反應(yīng)堆立即引入大量的中子吸收體抑制核反應(yīng)，從而使反應(yīng)堆處于次臨界狀態(tài)而停堆。4）安全要求。棒束分組的數(shù)目，每組棒的棒束數(shù)目，以及控制棒初始插人深度和棒組的運行，都必須符合安全準則。2023/10/10核能發(fā)電技術(shù)——核電廠的監(jiān)控與保護系統(tǒng)57(2）棒束分組所有棒束按其功能分為停堆棒、溫度控制棒和功率控制棒，它們在堆芯中對稱布置。每類棒組包含一個或多個大組，通常每個大組由兩個子組組成，每個子組由4束控制棒束組成，但個別子組由1束控制棒束組成。在整個反應(yīng)堆運行期間，同一子組內(nèi)的控制棒束通常是一起運動的。例如，在大亞灣核電廠堆芯中一共有61束停堆棒和控制棒，它們分組如下：1）停堆棒組。共有25束棒束，分成4組。SA：SA1子組由4束棒組成；SA2子組由1束棒組成。SB：SB1和SB2兩個子組都由4束棒組成。SC：SC一個子組，由4束棒組成。SD：5D1和SD2兩個子組都由4束棒組成。2023/10/10核能發(fā)電技術(shù)——核電廠的監(jiān)控與保護系統(tǒng)582）溫度控制棒組。共有8束控制棒束，組成R組，分成兩個子組，即R1和R2子組。每組均由4束棒組成。3）功率控制棒組。共有28束控制棒束，分為4組。N2：N2-1和N2-2兩個子組都由4束棒組成。N1：N1-1和N1-2兩個子組都由4束棒組成。G2：G2-1和G2-2兩個子組都由4束棒組成。G1：G1一個子組由4束棒組成。2023/10/10核能發(fā)電技術(shù)——核電廠的監(jiān)控與保護系統(tǒng)59停堆棒和控制棒在堆芯中的布置見圖6-9。每束棒有一臺單獨的驅(qū)動機構(gòu)，用于提升、插入或保持控制棒束。雖然在大多數(shù)情況下，棒束是按組或子組方式運行的，但在某些情況下需要單獨運行一束棒。2023/10/10核能發(fā)電技術(shù)——核電廠的監(jiān)控與保護系統(tǒng)60核電廠的監(jiān)控與保護系統(tǒng)1核電廠監(jiān)控系統(tǒng)概述2核蒸汽供應(yīng)系統(tǒng)的控制3反應(yīng)堆保護系統(tǒng)的控制4反應(yīng)堆核測量系統(tǒng)5核電廠控制室2023/10/10核能發(fā)電技術(shù)——核電廠的監(jiān)控與保護系統(tǒng)61反應(yīng)堆保護系統(tǒng)1系統(tǒng)范圍反應(yīng)堆保護系統(tǒng)包括從探測器（敏感元件）到安全驅(qū)動器輸人端的所有設(shè)備。從獲取對反應(yīng)堆安全重要物理參數(shù)（溫度、壓力、流量、反應(yīng)堆冷卻劑泵轉(zhuǎn)速和中子注量率等）的探測器開始，經(jīng)邏輯處理，輸出電路，最后將觸發(fā)安全驅(qū)動器動作的指令信號傳輸給安全驅(qū)動器，控制執(zhí)行機構(gòu)的動作，完成保護功能。該保護系統(tǒng)的組成如圖6-11所示。它通常包括以下三個部分。2023/10/10核能發(fā)電技術(shù)——核電廠的監(jiān)控與保護系統(tǒng)62(1）安全監(jiān)測系統(tǒng)（儀表組）。包括監(jiān)測各類物理參數(shù)的探測器、信號處理電路、闌值電路等儀表。監(jiān)測系統(tǒng)分過程參數(shù)監(jiān)測和核參數(shù)監(jiān)測兩部分。由闌值電路將測量的模擬量轉(zhuǎn)換成開/關(guān)信號，當被測物理參數(shù)超過安全分析規(guī)定的限值時，給出保護動作的初始啟動信號。(2）安全邏輯系統(tǒng)。該系統(tǒng)包括符合邏輯1/2、2/3、2/4以及“或”、“與”和記憶元件等邏輯處理部件。邏輯系統(tǒng)接收初始啟動信號并將它們邏輯組合，完成預(yù)定的邏輯運算。當滿足規(guī)定的邏輯條件時，給出系統(tǒng)級的保護動作觸發(fā)信號。2023/10/10核能發(fā)電技術(shù)——核電廠的監(jiān)控與保護系統(tǒng)63(3）輸出電路。由兩部分組成：1）緊急停堆部分。通常由它控制停堆斷路器。當反應(yīng)堆出現(xiàn)不正常的預(yù)期工況時，使停堆斷路器釋放應(yīng)堆。，切斷控制棒驅(qū)動機構(gòu)的供電，控制棒在重力作用下快速插入堆芯，停閉反應(yīng)堆。2）專設(shè)安全設(shè)施驅(qū)動部分。當出現(xiàn)異常工況時，觸發(fā)安全驅(qū)動器，使必要的專設(shè)安全設(shè)施動作，以避免或緩解堆芯或反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)設(shè)備的受損，并保護安全殼的完整性。2023/10/10核能發(fā)電技術(shù)——核電廠的監(jiān)控與保護系統(tǒng)64圖6-12所示為反應(yīng)堆保護系統(tǒng)結(jié)構(gòu)實例。圖中有4個探測器從反應(yīng)堆安全殼內(nèi)送出同一被測保護參數(shù)的測量信號，經(jīng)過位于電氣間的4路儀表通道進行信號變換和閡值處理，每個儀表通道各送出兩路開／關(guān)量信號，一路送A系列，另一路送B系列。這4路儀表通道電氣上相互隔離，實體上相互分隔（放在不同房間）。2023/10/10核能發(fā)電技術(shù)——核電廠的監(jiān)控與保護系統(tǒng)65儀表通道送出的每個開／關(guān)量信號經(jīng)隔離組件隔離后送出兩路信號，這兩路信號再分別送到X、Y邏輯通道并在邏輯系統(tǒng)中進行邏輯處理。同一系列內(nèi)X、Y兩個邏輯通道進行符合處理后，輸出停堆信號或?qū)ＴO(shè)安全設(shè)施驅(qū)動信號。兩個邏輯通道的符合處理是為了提高系統(tǒng)動作的可靠性；將系統(tǒng)分為A、B兩個系列（它們都能觸發(fā)保護動作）則是為了提高系統(tǒng)動作的安全性。2023/10/10核能發(fā)電技術(shù)——核電廠的監(jiān)控與保護系統(tǒng)66(2)系統(tǒng)功能

(1）緊急停堆系統(tǒng)的功能。當反應(yīng)堆保護系統(tǒng)監(jiān)測的保護參數(shù)超過規(guī)定的停堆整定值反應(yīng)堆緊急停堆系統(tǒng)產(chǎn)生停堆信號，自動停閉反應(yīng)堆，防止反應(yīng)堆在不安全運行工況內(nèi)運行。在任何工況下，一旦測量的物理變量超過停堆整定值時，為了避免燃料包殼的損壞，或避免喪失反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)的完整性，防止放射性裂變產(chǎn)物釋放到安全殼中，必須停閉反緊急停堆系統(tǒng)主要執(zhí)行下列保護功能：①使停堆斷路器釋放，依靠重力控制棒快速插入堆芯。也有采用將濃硼溶液快速注人堆芯的方法手段。作為快速停閉反應(yīng)堆的一種多樣性的停堆。②汽輪機剎車。2023/10/10核能發(fā)電技術(shù)——核電廠的監(jiān)控與保護系統(tǒng)67(2）專設(shè)安全設(shè)施驅(qū)動系統(tǒng)的功能。當出現(xiàn)超出預(yù)期瞬態(tài)工況時，如反應(yīng)堆冷卻劑喪失或蒸汽管道破口這樣的事故時，除要求緊急停堆外，還需啟動一個或多個專設(shè)安全設(shè)施動作，以避免或緩解對于堆芯和反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)設(shè)備損害并確保安全殼的完整性。專設(shè)安全設(shè)施驅(qū)動系統(tǒng)的功能就是自動驅(qū)動必需的專設(shè)安全設(shè)施動作。專設(shè)安全設(shè)施驅(qū)動系統(tǒng)采用經(jīng)過選擇的保護參數(shù)，并判斷實際測量的這些參數(shù)是否超過了預(yù)先確定的安全限值。如果超過了限值，則將信號輸入表征反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)或二回路系統(tǒng)邊界破裂的邏輯矩陣中。一旦符合所要求的邏輯組合，系統(tǒng)就將驅(qū)動信號送往相應(yīng)的專設(shè)安全設(shè)施。專設(shè)安全設(shè)施驅(qū)動系統(tǒng)主要執(zhí)行下列保護功能：1）安全注射。2）安全殼噴淋。3）安全殼A階段隔離。4）安全殼B階段隔離。5）蒸汽管道隔離。6）主給水隔離。7）啟動輔助給水。8）啟動應(yīng)急柴油機。2023/10/10核能發(fā)電技術(shù)——核電廠的監(jiān)控與保護系統(tǒng)68（3）保護參數(shù)(1）控制與保護的關(guān)系。應(yīng)盡量避免保護系統(tǒng)與控制系統(tǒng)的相互連接，控制系統(tǒng)與保護系統(tǒng)共用探測器時，為了防止控制系統(tǒng)的故障延伸到保護系統(tǒng)，信號傳輸必須經(jīng)過隔離裝置。共用部件（主要是探測器或傳感器）的故障可能影響控制系統(tǒng)，控制系統(tǒng)的錯誤動作可能要求保護系統(tǒng)動作。在這種情況下，相應(yīng)的保護通道應(yīng)具有足夠的冗余度，即使一個通道故障，并假定另一個通道正在試驗也能完成保護功能。核電廠反應(yīng)堆保護系統(tǒng)觸發(fā)保護動作所監(jiān)測的保護參數(shù)由安全分析確定，各核電廠所選取的保護參數(shù)不完全相同。2023/10/10核能發(fā)電技術(shù)——核電廠的監(jiān)控與保護系統(tǒng)692023/10/10核能發(fā)電技術(shù)——核電廠的監(jiān)控與保護系統(tǒng)70（4）啟動和正常停堆(1）從冷停堆到熱停堆的啟動過程。從冷停堆狀態(tài)開始升溫和升壓，在達到熱停堆狀態(tài)以前，應(yīng)使某些原來不起作用的保護功能起作用，它們是：1）通過取消P11連鎖，使穩(wěn)壓器壓力低低信號重新起作用（安全注射）。2）通過取消P12連鎖，使蒸汽流量高與Te低低或蒸汽管道壓力低，符合信號重新起作用（安全注射并蒸汽管道隔離）。3）通過取消P12連鎖，使蒸汽管道壓力低低信號重新起作用（安全注射并蒸汽管道隔離）。2023/10/10核能發(fā)電技術(shù)——核電廠的監(jiān)控與保護系統(tǒng)71(2）逐級提升功率。逐級提升功率時，由堆外核測量儀表提供保護信號。堆外核測量儀:2個源量程、2個中間量程和4個功率量程。在逐級提升功率時，要求操縱員在高一級量程的核儀表通道得到允許信號后手動閉鎖低一級量程的保護功能，從而防止誤停堆。功率超過P6定值時，必須手動閉鎖源量程停堆功能關(guān)，閉鎖時每個開關(guān)都必須操作。源量程停堆功能閉鎖后，為此每個系列設(shè)置一個閉鎖開，經(jīng)過延時切斷源量程通道電源，保證在切斷電源時，源量程停堆功能已被閉鎖。允許信號P10作為P6的補充，超過P1。定值自動閉鎖源量程停堆保護。當反應(yīng)堆達到或大于30％滿功率時，產(chǎn)生P16信號，在凝汽器或凝汽器蒸汽排放不能使用時，由汽輪機剎車信號引起緊急停堆。2023/10/10核能發(fā)電技術(shù)——核電廠的監(jiān)控與保護系統(tǒng)72(3）功率下降。允許信號P16消失后，由汽輪機剎車信號引起停堆功能被閉鎖。即使凝汽器或凝汽器蒸汽排放不可用，也不會引起停堆。允許信號P10消失后，相應(yīng)的停堆功能恢復(fù)（中間量程中子注量率和功率量程低定值中子注量率停堆信號）。允許信號P6消失后，源量程通道通電，經(jīng)過短時間延時后，相應(yīng)的停堆功能恢復(fù)。(4）熱停堆到冷停堆的停堆過程。在反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)降壓和冷卻的過程中，需要禁止SI信號（安全注射信號），以防止給出虛假的SI信號。當達到冷停堆所要求的硼濃度時，這些保護功能已經(jīng)不再有用。2023/10/10核能發(fā)電技術(shù)——核電廠的監(jiān)控與保護系統(tǒng)73(5）其他運行工況。1）外電源喪失。外電源喪失使反應(yīng)堆冷卻劑泵和主給水系統(tǒng)停止工作。根據(jù)反應(yīng)堆冷卻劑泵轉(zhuǎn)速低與P7的符合信號，使核電廠轉(zhuǎn)換為廠用負荷運行。甩負荷后發(fā)電機可以回到它的額定轉(zhuǎn)速，并避免停堆。如果這種轉(zhuǎn)換失敗，則根據(jù)冷卻劑泵轉(zhuǎn)速低低與P7的符臺信號，或根據(jù)冷卻劑流量低信號實現(xiàn)停堆。在10%額定功率以下，控制棒供電電源上電壓的喪失使控制棒組件下插時，可能不出現(xiàn)章子注量率變化率高停堆信號，操作員必須手動確認停堆，并在必要時啟動輔助給水汽動泵。負荷減小，負荷減小使二次側(cè)系統(tǒng)導(dǎo)出反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)能量的能力降低，為此設(shè)計有凝汽器排放系統(tǒng)。如果凝汽器排放不可用，將導(dǎo)致冷卻劑系統(tǒng)的壓力和溫度迅速上升，這時由超溫或穩(wěn)壓器壓力高引起停堆。2023/10/10核能發(fā)電技術(shù)——核電廠的監(jiān)控與保護系統(tǒng)745ATWS緩解系統(tǒng)為了解決預(yù)期瞬態(tài)不停堆（ATWS）工況的有關(guān)問題，現(xiàn)代核電廠增設(shè)了一套與緊急停堆系統(tǒng)不同的多樣性的保護系統(tǒng)，稱為ATWS系統(tǒng)。它并不要求完全滿足反應(yīng)堆保護系統(tǒng)必須滿足的所有設(shè)計準則。在發(fā)生預(yù)期瞬態(tài)不停堆工況時，利用該系統(tǒng)可啟動輔助給水和汽輪機剎車等保護功能，并再次給出緊急停堆的信號。對預(yù)期瞬態(tài)不停堆工況的研究表明：如果輔助給水系統(tǒng)能啟動，汽輪機能剎車，則ATWS的后果是可以接受的。ATWS系統(tǒng)監(jiān)測蒸汽發(fā)生器的給水流量，由核儀表的中間量程產(chǎn)生運行連鎖信號。當給水流量小于定值和核功率高于定值時，課給出保護動作信號。2023/10/10核能發(fā)電技術(shù)——核電廠的監(jiān)控與保護系統(tǒng)75核電廠的監(jiān)控與保護系統(tǒng)1核電廠監(jiān)控系統(tǒng)概述2核蒸汽供應(yīng)系統(tǒng)的控制3反應(yīng)堆保護系統(tǒng)的控制4反應(yīng)堆核測量系統(tǒng)5核電廠控制室2023/10/10核能發(fā)電技術(shù)——核電廠的監(jiān)控與保護系統(tǒng)764.1堆外核測量系統(tǒng)反應(yīng)堆核功率測量由堆外核測量系統(tǒng)完成。該系統(tǒng)的作用是向操縱員提供反應(yīng)堆裝料、停堆、啟動和功率運行各種工況下的反應(yīng)堆狀態(tài)信息，即監(jiān)測反應(yīng)堆功率、功率變化率及功率分布，并為保護系統(tǒng)提供信息，實現(xiàn)保護功能。反應(yīng)堆從完全停閉狀態(tài)到滿功率，功率變化達10個數(shù)量級，如果使用一種探測器和測量電路很難完成這樣大范圍的監(jiān)測任務(wù)。為此，運行通常把整個測量范圍分為源量程、中間量程和功率量程3個區(qū)段來完成，分別采用不同的探測器和測量電路，3個量程相互重疊，這可以保證整個測量范圍功率水平測量值的連續(xù)性、讀數(shù)互相校核和信號互相連鎖。國外一些大型核電廠的堆外核測量系統(tǒng)一般都設(shè)置了4個源量程通道、4個中間量程通道、4個功率量程通道，以實現(xiàn)系統(tǒng)的四重冗余。2023/10/10核能發(fā)電技術(shù)——核電廠的監(jiān)控與保護系統(tǒng)77(1）系統(tǒng)功能。堆外核測量系統(tǒng)的功能是連續(xù)監(jiān)測反應(yīng)堆功率（功率水平）、功率分布及變化。為達到此目的，堆外核測量系統(tǒng)使用了設(shè)置在反應(yīng)堆壓力容器外的一系列測量中子注量率的探測器。測量的模擬信號被指示和記錄，給操縱員提供在堆芯裝料（附加儀表用于最初堆芯裝料期間）、停堆、啟動和功率運行期間反應(yīng)堆狀態(tài)的信息，該系統(tǒng)具有記錄高達200％滿功率的超功率偏離的能力。核功率信號之一用于控制控制棒的棒速程序和顯示反應(yīng)堆核功率水平。2023/10/10核能發(fā)電技術(shù)——核電廠的監(jiān)控與保護系統(tǒng)78控制機柜中還有一臺功率分布監(jiān)測計算機，為操縱員提供與不良中子注量率分布有關(guān)的信息、記錄和報警。堆外核測量系統(tǒng)的安全功能是在中子注量率達高限值和中子注量率變化過快時觸發(fā)反應(yīng)堆停堆，在中子注量率已達高限值停堆之前，用信號閉鎖自動和手動提棒（反應(yīng)堆啟動時除外）。來自堆外核測量系統(tǒng)的功率信號用于計算DNBR（偏離泡核沸騰比）和LPD（線功率密度）及提棒閉鎖整定值。在地震過程中，系統(tǒng)始終保證為保護系統(tǒng)提供保護信息，實現(xiàn)其保護功能。2023/10/10核能發(fā)電技術(shù)——核電廠的監(jiān)控與保護系統(tǒng)79(2）系統(tǒng)描述。堆外核測量系統(tǒng)一般包括2個源量程、2個中間量程和4個功率量程構(gòu)成的8個獨立保護通道，每個通道包含有探測器、支架組件、電纜、連接板、標準儀器機箱。另外，堆外核測量系統(tǒng)通常含有一個控制機柜，用于參數(shù)的顯示、存儲、打印及輸出，以及特殊功能部件，如功率分布監(jiān)測計算機、數(shù)字反應(yīng)性儀、中子噪聲通道等；還包括與上述通道有關(guān)的探測器定位裝置、揚聲器、選擇開關(guān)、報警器電路和報警窗口等。2023/10/10核能發(fā)電技術(shù)——核電廠的監(jiān)控與保護系統(tǒng)804.2堆芯核測量系統(tǒng)

堆芯核測量系統(tǒng)用于提供反應(yīng)堆堆芯中子注量率分布。中子注量率的實測數(shù)據(jù)可用于驗證堆芯設(shè)計參數(shù)。根據(jù)對該系統(tǒng)具體的測量要求，可以采用不同的測量方法實現(xiàn)系統(tǒng)功能，國內(nèi)外核電廠采用的測量方法主要有移動式微型裂變室測量法、固定式自給能中子探測器測量法和氣動球活化測量方法。國內(nèi)包括秦山第二核電廠、大亞灣核電廠和嶺澳核電廠等在內(nèi)的大多數(shù)核電廠均采用移動式微型裂變室實現(xiàn)堆芯核測量。2023/10/10核能發(fā)電技術(shù)——核電廠的監(jiān)控與保護系統(tǒng)81(1）系統(tǒng)功能堆芯核測量系統(tǒng)在反應(yīng)堆啟動期間的主要作用是：驗證堆芯壽命初期時的功率分布是否符合設(shè)計要求；驗證用于事故分析的熱管因子值是否保守；校準堆外核儀表系統(tǒng)；探測可能