核能发电技术 主讲：韩奎华 山东大学能源与动力工程学院.

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1 核能发电技术 主讲：韩奎华 山东大学能源与动力工程学院

2 核电厂的监控与保护系统 1核电厂监控系统概述 2核蒸汽供应系统的控制 3反应堆保护系统的控制 4反应堆核测量系统 5核电厂控制室
2019/4/11 核能发电技术——核电厂的监控与保护系统

3 2019/4/11 核能发电技术——核电厂的监控与保护系统

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5 2019/4/11 核能发电技术——核电厂的监控与保护系统

6 入口管→下降段→下腔室→堆芯支撑板→堆芯下栅格板→堆芯→堆芯上栅格板→上腔室→出口管
旁路流量： 1. 压力容器内壁吊篮喷嘴→压力容器出口管； 2. 堆芯辐板 3. 导向筒支撑板法兰流水孔→顶盖空间 3. 控制棒导向管 2019/4/11 核能发电技术——核电厂的监控与保护系统

7 2019/4/11 核能发电技术——核电厂的监控与保护系统

8 2019/4/11 核能发电技术——核电厂的监控与保护系统

9 压水堆核电站(PWR NPP)的组成 核岛(nuclear island)：一回路系统及其辅助系统、专设安全设施和厂房，核岛利用核能产生蒸汽； 常规岛(conventional island)：二回路系统及其辅助系统和厂房，常规岛利用蒸汽产生电能。 电厂辅助设施（BOP） 2019/4/11 核能发电技术——核电厂的监控与保护系统

10 压水堆(pressurized water reactor)结构
1. 燃料棒(Fuel Rod)：UO2燃料芯块(fuel pellet)（低浓缩235U制成）4Zr合金包壳(Cladding) 2. 燃料组件(fuel assembly): 17×17燃料棒、控制棒导向管(control rod guide tube )、中子测量通道 3. 堆芯(core)：157盒燃料组件 4. 慢化剂(moderator)和冷却剂(coolant)：轻水(light water) 5. 反应堆控制手段：调节53个控制棒组件(Control Rod Assembly)的位置和调节慢化剂中的硼酸浓度(boric acid concentration) 2019/4/11 核能发电技术——核电厂的监控与保护系统

11 压水堆核电站控制系统框图 反应堆冷却剂平均温度（R棒组）控制系反应堆功率； 反应堆功率（ N1、N2、G1、G2棒组）控制系统
硼酸浓度控制系统（属反应堆辅助系统一化学与容积控制系统）; 稳压器压力和水位控制系统； 蒸汽发生器水位控制系统； 大气蒸汽排放控制系统； 汽机调节（负荷控制）系统： 冷凝器蒸汽排放控制系统； 给水流量控制系统； 汽动泵速度控制系统； 电动泵速度控制系统； 发电机电压控制系统等。 闭锁信号“ C ' ，为控制棒组件控制系统提供联锁作用，用于闭锁控制棒组件的自动或手动提升，限制反应堆功率增长，防止出现由于控制棒组件过份提升而引起反应堆保护系统动作。压水堆核电站的核功率是跟随透平功率而变化的。这种运行方式通常称为负荷跟踪运行模式（即模式 G ) ，参与电网调峰这种模式对于电厂是最灵活的运行模式。电网需求的变化可以由汽轮机控制系统直接改变蒸汽流量，而反应堆则通过它的控制系统对负荷的变化做出响应。

12 变送器 transmitter 输出为标准信号的传感器。这个术语有时与传感 器通用。
变送器种类很多,总体来说就是由变送器发出一种 信号来给二次仪表使二次仪表显示测量数据。 将物理测量信号或普通电信号转换为标准电信号 输出或能够以通讯协议方式输出的设备。一般分 为：温度/湿度变送器、压力变送器、差压变送器 、液位变送器、电流变送器、流量变送器等。 一次仪表与二次仪表是仪表安装工程中的习惯用语，确切名称应该为测量仪表和显示仪表。测量仪表是与介质直接接触、在室外或就地安装的，显示仪表大都是安装在控制盘上的。为了区分一套系统中的仪表，就把现场就地安装的仪表称为一次仪表，将盘装的显示仪表称为二次仪表。

13 执行机构 actuator 对于执行机构最广泛的定义是：一种能提供直线或旋转运 动的驱动装置，它利用某种驱动能源并在某种控制信号作 用下工作。 执行机构使用液体、气体、电力或其它能源并通过电机、 气缸或其它装置将其转化成驱动作用。基本的执行机构用 于把阀门驱动至全开或全关的位置。用与控制阀的执行机 构能够精确的使阀门走到任何位置。尽管大部分执行机构 都是用于开关阀门，但是如今的执行机构的设计远远超出 了简单的开关功能，它们包含了位置感应装置，力矩感应 装置，电极保护装置，逻辑控制装置，数字通讯模块及PID 控制模块等，而这些装置全部安装在一个紧凑的外壳内。

14 控制器 controller 　　按预定目的产生控制信息的仪器或成套装置。自动控 制系统实现控制的核心部分。控制器在闭环控制系统中接 受来自受控对象的测量信号，按照一定的控制规律产生控 制信号推动执行器工作，完成闭环控制，称为调节器；用 于开环控制系统的控制器称为顺序控制器，它按照预定的 时间顺序或逻辑条件顺序推动执行器实现开环控制。控制 器按所用信号形式分为模拟调节器和数字控制器。数字控 制器又分为顺序控制器和数字调节器。人们还把手动控制 机构称为控制器 。控制器的应用不仅限于生产过程，在日 常生活中也广泛应用控制器，如霓虹灯的时序开关、洗衣 机和电风扇的定时器等，都属于顺序控制器。

15 压水堆核电站控制系统组成 控制系统(control system)即是用来改变系统和设备的运行状态以执行电厂所要求的功能的手段，既可改变系统和设备的状态（瞬态），也可维持系统和设备的运行参数在某一制定的范围内（稳态）。 闭锁信号“ C ‘ ，为控制棒组件控制系统提供联锁作用，用于闭锁控制棒组件的自动或手动提升，限制反应堆功率增长，防止出现由于控制棒组件过份提升而引起反应堆保护系统动作。压水堆核电站的核功率是跟随透平功率而变化的。这种运行方式通常称为负荷跟踪运行模式（即模式 G ) ，参与电网调峰这种模式对于电厂是最灵活的运行模式。电网需求的变化可以由汽轮机控制系统直接改变蒸汽流量，而反应堆则通过它的控制系统对负荷的变化做出响应。 负荷跟踪模式（G模式）：核功率随汽轮机功率而变化。 反应堆紧急停堆保护系统 专设安全实施触发系统：在必要情况下，启动安全注入系统、安全壳喷淋系统、安全壳隔离系统、辅助给水系统、蒸汽管道隔离系统等。 计算机系统：实时采集核电站的各种工艺过程变量、运行状态参数的数据，并对其进行显示、打印和报警等。

16 反应堆冷却剂平均温度控制系统(R棒组，黑棒组) Coolant Average Temperature Control
压水堆核电站控制系统组成 核岛控制系统 反应堆冷却剂平均温度控制系统(R棒组，黑棒组) Coolant Average Temperature Control 反应堆功率控制系统(N1、N2、G1、G2棒组，灰棒组) 轴向功率分布控制(Axial Power Distribution Control、Axial offset control )、Reactor Power Control System 硼酸浓度控制系统 Boron Concentration Control System (Boron regulation system) 稳压器压力和水位控制系统 Pressurizer Level & Pressure Control System 蒸汽发生器水位控制系统 Steam Generator Level Control System 闭锁信号“ C ‘ ，为控制棒组件控制系统提供联锁作用，用于闭锁控制棒组件的自动或手动提升，限制反应堆功率增长，防止出现由于控制棒组件过份提升而引起反应堆保护系统动作。压水堆核电站的核功率是跟随透平功率而变化的。这种运行方式通常称为负荷跟踪运行模式（即模式 G ) ，参与电网调峰这种模式对于电厂是最灵活的运行模式。电网需求的变化可以由汽轮机控制系统直接改变蒸汽流量，而反应堆则通过它的控制系统对负荷的变化做出响应。 负荷跟踪模式（G模式）：核功率随汽轮机功率而变化。 反应堆紧急停堆保护系统 专设安全实施触发系统：在必要情况下，启动安全注入系统、安全壳喷淋系统、安全壳隔离系统、辅助给水系统、蒸汽管道隔离系统等。 计算机系统：实时采集核电站的各种工艺过程变量、运行状态参数的数据，并对其进行显示、打印和报警等。

17 常规岛控制系统 大气蒸汽排放控制系统 Atmosphere steam dump control system 汽轮机调速系统（负荷控制系统） Steam Turbine Speed Governor System(Turbine Governing) 冷凝器蒸汽排放控制系统 Condenser steam dump control system 给水流量控制系统 Feedwater flow control system 汽动泵速度控制系统 Turbine-driven pumb speed control 电动泵速度控制系统 Motor driven pump speed control 发电机电压控制系统 Generator voltage control system

18 监测系统 monitoring system 核功率测量系统 nuclear power measurement system
闭锁系统（联锁系统） block signal system 监测系统 monitoring system 核功率测量系统 nuclear power measurement system 过程参数测量系统 process parameter measurement system 放射性测量系统 radioactive measurement system 过程参数测量系统 process parameter

19 反应堆控制系统(reactor control system) 用于反应堆控制的设备、部件和材料的总称。包括：
反应堆核测量系统(reactor nuclear measurement system) 反应堆热工测量系统 反应堆功率调节系统(reactor power regulating system) 反应堆保护系统(reactor protection system) 特殊电源、逻辑控制线路和有关仪器仪表等。 用以保证反应堆启动、运行和停堆能安全地进行，并满足各项运行的要求。现代反应堆已广泛采用电子计算机进行数据处理和控制。 过程参数测量系统 process parameter

20 功率分布控制(Power Distribution Control)，保证反应堆的安 全性和经济性；
反应堆控制系统主要功能 功率调节(power regulating/control)：启动、停堆、升功率、 降功率、维持稳态运行(steady state operation)功率水平； 功率分布控制(Power Distribution Control)，保证反应堆的安 全性和经济性； 反应性控制(reactivity control)：抵消过剩反应性，补偿运行 过程中由温度变化、中毒和燃耗(burnup)所引起的反应性 变化； NSSS(Nuclear Steam Supply System，核蒸汽供应系统）能 适应一定的运行暂态(operating transient)； 运行暂态(operating transient )或设备故障后，保持主要电 厂参数在正确的运行范围内，以尽量减少对反应堆保护系 统(reactor protection system)不必要的动作。 压水堆核电站控制系统的主要功能是： ( l ）用于反应堆的启动(startup)、停堆(shutdown)、升功率、降功率以及维持反应堆稳态运行功率水平等功率调节； ( 2 ）实现功率分布的控制，使反应堆处于良好的安全性和经济性状态下运行； ( 3 ）抵消过剩反应性、补偿在运行中由于温度变化、中毒和燃耗所引起的反应性变化； ( 4 ）在保证电网要求的运行灵活性的同时，使 NSSS （核蒸汽供应系统）能适应一定的运行暂态。电网频率控制是电力生产的重要指标之一。电网频率变化的主要原因是由于产生的功率与负荷要求不一致所致。例如减少某一个电厂发电量，频率就会降低。中国电网受到的干扰更大，频率变化在几小时之内便可达到士 250mHZ 。反应堆控制在适应电网要求的同时，其控制系统要求具有良好的调节特性。 ( 5 ）在运行暂态或设备故障之后，保持主要电厂参数在正确的运行范围内，以尽量减少对反应堆保护系统不必要的动作或要求。发电机与反应堆之间的功率不平衡是以反应堆冷却剂温度及蒸汽压力等过程参数变化表现出来的。由于缓发中子的作用及反应堆冷却剂温度效应对反应性的快速反作用，反应堆是一个相对比较慢的调节对象，因此，以反应堆冷却剂平均温度作为主调节量是能够满足调节要求的。

21 控制系统必须在任何时刻都有安全的停闭反应堆的能力 当反应堆处于冷态时，而且堆芯内全部装着新燃料时，其反应性最大。在这种状态下，一个大型压水堆大约具有0.29的剩余(后备)反应性。其中大体有0.05要用于补偿由环境温度提升到运行温度所引起的反应性下降；0.07用于克服氙和钐中毒；剩下的用于补偿燃耗和其它裂变产物毒物以及运行余量，因此控制系统的反应性总价值至少为-0.29。 在反应堆设计中应满足所谓“卡棒”准则要求，即当一定数量的控制棒卡死在全提位置时，也能安全停堆。因此，压水堆控制系统的反应性总价值取为-0.32，其中-0.25是在初期由硼酸浓度控制提供补偿，剩下-0.07由控制棒提供。因此，冷堆情况下的停堆裕度(即控制系统价值超过堆芯反应性的剩余值)为0.03。但是，当反应堆处于运行温度下，这一数值将增大到-0.08。在功率运行的过程中，该值大致保持不变，因此堆芯剩余反应性的下降大体上可以通过调整化学补偿剂中的硼浓度而得到补偿。

22 发电机与反应堆之间的功率不平衡是以反应堆冷却剂平均温度(coolant average temperature)和蒸汽压力等过程参数(Process Parameter)表现出来的。
压水堆是一个比较慢的调节对象(controlled plant)：缓发中子(delayed neutron)效用和冷却剂温度效应(temperature effect)对反应性的快速反作用。 控制通道具有较长的响应时间，典型的为30s或更长。在大多数情况下，这一特征使操纵员有时间切换手动控制来处理突然发生的故障。 选冷却剂平均温度为主调量。

23 负荷最大允许阶跃变化(Step Change)＝±10％FP；变化后 负荷<100%FP；
反应堆控制系统的基本要求 负荷低于15％FP，可手动控制(manual control)；高于15％ FP，投入自动(automation )； (FP full power 满功率) 负荷最大允许阶跃变化(Step Change)＝±10％FP；变化后 负荷<100%FP； 斜坡变化(ramp change)速率=5%FP/min； 甩负荷(load-rejection)50％FP～80％FP不引起大气蒸汽排 放阀打开、停堆或蒸汽发生器二次侧安全阀打开； 反应堆紧急停堆、汽机脱扣(turbine trip)不引起蒸汽发生器 二次侧安全阀打开； 接到紧急停堆信号(emergency trip signal)后，能在约1.5s的 时间内快速落下控制棒； 控制系统整定值(setting value)大部分由核功率由90％FP上 升到100％FP的响应来决定； 控制品质指标(control quality index)：功率超调量 (overshoot)<3%FP，冷却剂平均温度超调量<2.5℃。 对反应堆控制系统的基本要求是： · 当负荷低于 15 % FP 时，可用手动控制，高于15％ FP 时投人自动控制。 允许负荷最大可有士 10 % FP 阶跃变化，但负荷阶跃变化＋ 10 % FP 时，负荷不得超过 100 % FP 。允许负荷以 5 % FP / nim 的速率连续变化；停堆或蒸汽发生器二次侧安全阀打开，甩负荷 50 ％－80％ FP 不引起大气排放阀打开、 反应堆紧急停堆、汽机脱扣不引起蒸汽发生器二次侧安全阀打开；接到紧急停堆信号后，能在约 1.5 秒的时间内决速落下控制棒。压水堆核电站控制系统的整定值大部分是由核功率由 90 % FP 阶跃上升到 100 % FP 的响应来决定的。正常运行时功率调节的超调量应小于 3 % FP 。冷却剂平均温度的超调量也是一个重要指标，通常要求平均温度超调量不应大于 2.5 ℃

24 1.1监控系统的功能 1）在正常运行、预计运行事件和事故工况下，监测核 电厂参数和各系统的运行状态，为操纵员安全有效地操 纵核电厂提供必要信息。 2）通过自动化设备的自动控制或操纵员手动控制，将 工艺系统或设备的运行参数维持在运行工况规定的限值 内。 3）在异常工况和事故工况下，触发保护动作，保护人 员、反应堆和系统设备的安全，避免环境受到放射性污 染。 4）为操纵员提供事故后实施操作的监控手段，从而将 核电厂保持在安全状态。 2019/4/11 核能发电技术——核电厂的监控与保护系统

25 1.2监控特性要求 l）核电厂按基本负荷运行，不考虑跟随负荷运行或调频 调峰运行，但具有一定的按日负荷循环运行的能力，以 满足随着核电在电网中比例的增大，对核电厂运行的机 动性要求。 2）在15％~100％额定功率范围内，反应堆功率控制系 统投入自动，核电厂负荷控制按“堆跟机”方式（即汽 轮机负荷决定反应堆输出功率）工作，维持稳定、持续 运行。控制系统能承受±10％额定功率的阶跃负荷变化 或5%/min额定功率的线性负荷变化，不会引起反应堆紧 急停堆、蒸汽排放或稳压器卸压等情况。在15％额定功 率以下，反应堆功率一般采用手动控制，汽轮机控制按 “机跟堆”方式工作。 2019/4/11 核能发电技术——核电厂的监控与保护系统

26 3）当汽轮发电机部分或全部甩负荷时，通过蒸 汽旁路控制系统动作，不会引起反应堆紧急停 堆、蒸汽排放或稳压器卸压。甩负荷时，控制 系统按“机跟堆”方式工作，允许汽轮发电机 组在一定时间内带厂用电负荷运行。 4）在反应堆功率小于40％额定功率运行时，汽 轮机脱扣不会引起反应堆紧急停堆；在反应堆 功率大于40％额定功率运行时，只要凝汽器可 用，蒸汽旁通排入凝汽器，汽轮机脱扣可不致 引起反应堆紧急停堆。 2019/4/11 核能发电技术——核电厂的监控与保护系统

27 1.3监控方式 核电厂的监制方式分为集中监控、分散监控和就地监控 三种方式。
1）集中监测和控制。为便于运行人员对生产过程进行 监督、控制和事故处理，整个核电厂，包括核岛、常规 岛和部分电厂辅助设施均采用集中监测和控制。 在核电厂设置主控制室，汇集供操纵员监控核电厂所需 的各种控制和监测设备，从主控制室可实现核电厂的启 动、停闭、正常运行和异常工况及事故处理。在主控制 室由于某种原因不可用的情况下，在主控制室外的适当 地点还设有辅助控制室（应急停堆控制点），确保核电 厂安全。 2019/4/11 核能发电技术——核电厂的监控与保护系统

28 1.3监控方式 2）分散监测和控制。对于核电厂中某些与核电机组运 行关系不大，但需运行人员现场监控的重要生产过程， 一般在专用电气房间内设置就地控制室进行就地集中监 控。在必要情况下，这些生产过程的某些信息还需送往 主控制室显示或记录。核电厂中比较重要的就地控制室 有：设在辅助厂房内的废物处理控制室、设在汽轮机厂 房的凝结水精处理控制室，以及BOP部分的除盐水生产 控制室和淡水厂控制室等。 3）就地监测和控制。对于核电厂中某些与核电机组运 行关系不大且不需运行人员经常监控的系统或设备，在 核电机组停闭时使用的系统或设备，以及偶尔使用的系 统和设备一般采用就地监测和控制。监控设备就地设置 在相关机电设备附近，从控制台或机柜直接进行监测和 操作。 2019/4/11 核能发电技术——核电厂的监控与保护系统

29 1.4操纵员对运行的干预程度 1）核电厂启动时。在反应堆由冷态到额定功率的启动 过程中，涉及的操作数量繁多，允许进行操作的时间较 长，这些操作通常采用手动控制。操纵员通常控制的是 一个单独的设备或是对某一工艺系统的多台设备按一定 规律进行成组操作或程序控制。为了避免误操作而损坏 设备，通常设置参数连锁或操作连锁。当功率超过15％ 额定功率时，可投入自动控制。 2）稳态运行时。在反应堆功率大于15％额定功率时， 可由操纵员设置功率定值，由汽轮机的负荷控制器将输 出电功率自动维持在功率定值上。反应堆功率控制系统 自动调节反应堆功率以满足电网对负荷的要求，并维持 反应堆的稳态运行参数。在稳态运行期间，操纵员通过 主控制室内的仪表显示、报警指示和操作控制器来管理 电厂的运行。 2019/4/11 核能发电技术——核电厂的监控与保护系统

30 1.4操纵员对运行的干预程度 3）正常停堆时。停堆过程是指反应堆从某个功率降至 热停堆状态以及由热停堆状态转换到冷停堆状态。正常 停堆通常由操纵员手动操作来完成。 4）事故停堆时。在事故情况下，一般由保护系统动作 ，触发反应堆紧急停堆，使反应堆功率降到热停堆状态 。在某些事故中还将触发专设安全设施动作，以限制事 故的后果。在反应堆所安装的仪表和控制系统内，在发 生事故后10min内所要求的全部动作完全是自动的，操 纵员可不加干预。 5）事故后运行时。事故后操纵员须按照相应事故规程 进行监督和操作，将核电厂导向并保持在安全状态。 2019/4/11 核能发电技术——核电厂的监控与保护系统

31 核电厂的监控与保护系统 1核电厂监控系统概述 2核蒸汽供应系统的控制 3反应堆保护系统的控制 4反应堆核测量系统 5核电厂控制室
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32 2核蒸汽供应系统的控制 2.1系统功能与原理 核蒸汽供应系统的控制主要具备以下功能：
(l）在稳态运行期间，保持主要运行参数与设计 确定的最佳值尽可能的接近。 (2）保证电网要求的运行灵活性，并使核蒸汽供 应控制系统能适应一定的运行瞬态。 (3）在运行瞬态或设备故障之后，保持核电厂主 要参数在正常的运行范围内，以尽量减少反应 堆保护系统不必要的动作。 2019/4/11 核能发电技术——核电厂的监控与保护系统

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34 2.2控制系统应满足的要求 （1）电网频率控制。良好的电网频率和电压对于用电 设备是重要的，特别是对电动机，因为电动机对电压和 频率的波动非常敏感。原则上，电压控制不影响核电厂 功率输出。 (2）厂用负荷运行。厂用负荷运行是指机组从正常供电 电网突然断开（断路器断开）,机组运行切换到厂用负荷 状态，并通过辅助变压器继续给电厂辅助负荷供电。 (3）电网故障消除。如果电网故障在由于反应堆冷却剂 泵低速而切换到厂用负荷之前就已消除（由于反应堆冷 却剂泵的惯性，在泵断电0.9S之后，才能达到泵低速整 定值），则核蒸汽供应系统必须能够迅速回到出现故障 之前的运行工况，即汽轮机进汽阀打开，旁通阀关闭， 辅助设备端的电压和频率达额定值。 2019/4/11 核能发电技术——核电厂的监控与保护系统

35 2.2控制系统应满足的要求（续） (4）核电厂功率控制。核电厂功率控制有以下两种基本 方法：
1）机组功率定值在反应堆侧给出。根据预定的准则， 先设置好反应堆功率水平。将反应堆产生的功率全部或 部分传输给汽轮发电机组，其余部分经过主蒸汽旁路系 统排放。 2）机组功率定值在汽轮机侧给出（这就是通常所称的 “堆跟机”模式）。电网功率需求使汽轮机控制系统直 接改变蒸汽流量，反应堆则通过它的控制系统对功率变 化做出响应，使反应堆功率跟随汽轮机的功率变化。核 电厂基本负荷运行、日负荷循环，以及负荷跟踪运行时 即采用这种控制方法。 2019/4/11 核能发电技术——核电厂的监控与保护系统

36 2.3控制系统的控制变量 根据电网约束条件和运行工况对核蒸汽供应系统的要求 ，选取下列变量作为核蒸汽供应系统的被控变量。
(1）反应堆冷却剂温度。反应堆冷却剂温度必须能够跟 随二回路系统输出功率的变化按程序进行调整。在小的 变化瞬态，它可单靠调节棒升降达到；而在大变化的瞬 态或很低负荷工况时，它同时还依靠向凝汽器排放蒸汽 达到。 (2）反应堆冷却剂压力。在压水堆中，燃料与冷却剂之 间的热传递是发生在液相环境下的，因而冷却剂压力必 须保持在堆内热管道出口产生体积沸腾的压力之上，同 时又不超过反应堆冷却剂系统设计压力（以避免损坏系 统部件的风险）。反应堆冷却剂压力控制在一个定值， 大约在15.5MPa。 2019/4/11 核能发电技术——核电厂的监控与保护系统

37 (3）稳压器水位。在正常运行期间，由于化学和容积控 制系统的注人、排出和压力调节，使得冷却剂总量有微 小波动，包括硼浓度在内的冷却剂的水化学特性也会发 生变化。稳压器水位控制系统应尽可能保持反应堆冷却 剂水的总量一定。 (4）蒸汽发生器水位。蒸汽发生器水位控制系统必须控 制蒸汽发生器水总量和蒸汽发生器水位，以保证从反应 堆冷却剂侧到二次侧系统具有良好的传热性，且使蒸汽 干燥设侧顷利运行。 (5）蒸汽压力。当反应堆在功率水平运行时，不进行蒸 汽压力控制。其理由是：具有自然循环特性的蒸汽发生 器，其核蒸汽供应系统控制的蒸汽压力是其温度下的饱 和压力，所以没有必要（实际上也不可能）同时调整这 两个变量。 2019/4/11 核能发电技术——核电厂的监控与保护系统

38 根据选取的被控变量，压水堆核蒸汽供应系统 的控制系统由以下子系统组成： 反应堆功率调节系统 稳压器压力控制系统 稳压器水位控制系统
蒸汽发生器水位控制系统 蒸汽排放控制系统。 2019/4/11 核能发电技术——核电厂的监控与保护系统

39 反应堆功率调节系统 (1）系统功能。压水堆核电厂反应堆功率调节系统的功 能是充分利用压水堆良好的自稳自调特性，使反应堆功 率自动跟踪汽轮机负荷的变化，并保持机组的主要状态 参数在规定的安全限值内。 (2）对象特性。汽轮机负荷的变化，将导致堆芯反应性 的变化。主要表现在：①慢化剂及燃料的温度效应。在 慢化剂或燃料降温时，反应性增加；在慢化剂或燃料升 温时，反应性减小。这种效应（负温度效应）也叫作功 率缺陷。②氙效应。堆芯内的核反应产生大量的裂变产 物，包括吸收中子能力强的氙气体。反应堆功率水平的 改变将导致氛氙含量的较大变化。其后果将是堆芯反应 性平衡的改变（总体氙效应）和与时间相关的空间氙分 布的扰动（氙振荡）。这两种效应，将改变堆芯功率、 温度及分布的变化。 2019/4/11 核能发电技术——核电厂的监控与保护系统

40 (3）控制模式。可以采用的控制手段有以下两种：
1）利用控制棒组件（RCCAs）吸收中子，可以快速地增 加或减小反应性，同时也会导致中子注量率分布的改变 。 2）利用溶解的硼改变堆芯反应性。这种方法不会影响中 子注量率分布，但作用慢且会产生大量的含硼水，需要 以后对硼水进行处理。 反应堆功率调节系统就是控制棒组件的调节系统。不同 核电厂对硼溶液和控制棒组件的使用是有区别的，主要 有以下三种控制模式： 2019/4/11 核能发电技术——核电厂的监控与保护系统

41 1)Mode A。该控制模式，即控制棒组控制冷却剂平均温 度和功率轴向偏移，硼浓度控制功率缺陷。控制棒内装 有强吸收中子材料，可根据反应堆冷却剂平均温度改变 控制棒组件在堆芯中的位置。在工作中，应按照给定的 顺序插入堆芯，并按照相反的顺序抽出堆芯。在插入和 抽出期间，应保证一定的重叠。该模式已应用于秦山第 二核电厂。 2)Mode G。该控制模式，即R棒组闭环控制冷却剂平均 温度，补偿棒组调节功率，硼浓度用于改变棒位。为使 核电机组能够完全参与电网频率控制和负荷跟踪运行， 在20世纪70年代后期开发了这种新型控制模式。这一控 制模式现已应用于大亚湾核电厂和岭澳核电厂百万千瓦 级核电机组。 2019/4/11 核能发电技术——核电厂的监控与保护系统

42 3)Mode X。该控制模式，即燃耗和氙效应由硼 控制，其余均由控制棒自动调节。在Mode X运 行方式中，功率缺陷和轴向功率偏差都由控制 棒组件自动进行调节，充硼和稀释硼则仅仅用 来补偿燃料的燃耗和氙效应。换句话说，充硼 和稀释硼，仅仅用来控制反应性的缓慢变化。 Mode X主要在法国N4系列核电机组上采用，我 国目前还没有采用。 2019/4/11 核能发电技术——核电厂的监控与保护系统

43 (4）冷却剂平均温度控制通道。控制反应堆冷却 剂平均温度首先要选择稳态运行程序，因为只 要冷却剂平均温度保持非常接近于稳态运行程 序中规定的设定值，就可以通过调节汽轮机进 气阀开度来提供所需的负荷。
反应堆冷却剂平均温度对于反应性改变的响应 是很慢的。在瞬态过程中，如果仅根据Tavg-Tref， （Tavg为反应堆冷却剂平均温度，Tref为反应堆冷 却剂参考温度）差值的作用，而又要得到快速 响应，则只能靠将此通道的增益设置很高才能 做到，但过高的增益会引起控制系统的不稳定 。 2019/4/11 核能发电技术——核电厂的监控与保护系统

44 稳压器压力和水位控制系统 负荷的变化或堆芯反应性扰动，都可能导致反 应堆冷却剂平均温度发生变化，引起反应堆冷 却剂体积发生变化，其系统压力也随之变化。 如果稳压器内压力降至极限值以下，主管道热 端冷却剂温度将接近饱和温度，由此可能引起 冷却剂大量汽化，堆内燃料放热恶化，燃料温 度升高并导致包壳破裂，甚至燃料熔化。所以 ，反应堆冷却剂系统的正常运行压力应维持在 某一整定值。 2019/4/11 核能发电技术——核电厂的监控与保护系统

45 (1）系统功能 稳压器压力控制系统的功能是使反应堆冷却剂 系统在正常运行时压力保持在整定值，且在正 常瞬态中不会引起反应堆紧急停堆，也不会使 安全阀动作。稳压器水位控制系统的功能是使 稳压器水位维持在整定值，使反应堆冷却剂系 统的水容量保持稳定，并使稳压器能完成其保 持反应堆冷却剂系统所需压力的主要功能。稳 压器水位过高有失去压力控制的危险，过低则 有可能暴露电加热器元件而有被烧毁的危险。 2019/4/11 核能发电技术——核电厂的监控与保护系统

46 (2）对象特性 稳压器压力控制系统特性：在机组运行中发生的各种瞬 态过程，将使反应堆产生的功率和蒸汽发生器使用的功 率之间产生不平衡，因此，反应堆冷却剂系统的水温是 变化的，这使得反应堆和环路中的水产生热胀或冷缩， 于是，改变与稳压器顶部蒸汽相连的水的体积，从而导 致其压力的变化。 稳压器水位控制系统特性：稳压器水位整定值的设定， 必须考虑到反应堆冷却剂系统的温度变化，该变化在恒 定的质量下将导致稳压器内水流的进出。因此，水位整 定值应作为反应堆冷却剂温度的函数在其变化范围内进 行计算，并把计算简化成恰当形式，使水位整定值由平 均温度测量值和参考温度表示出来。 2019/4/11 核能发电技术——核电厂的监控与保护系统

47 在此情况下，上充流量整定值直接根据开启或 关闭下泄孔板而引起的下泄流量变化而变化， 从而最大限度地减小在上充管路中的热冲击。
在反应堆功率变化时，实际水位（在恒定的泄 流量下）应保持在整定值，但允许由于计算水 位整定值所用的关系式带来的误差。水位调节 器通过增大或减小上充流量的整定值来对这些 差值作出反应。在开启或关闭下泄孔板相对频 繁的情况下，不需等待水位调节器的反应。 在此情况下，上充流量整定值直接根据开启或 关闭下泄孔板而引起的下泄流量变化而变化， 从而最大限度地减小在上充管路中的热冲击。 2019/4/11 核能发电技术——核电厂的监控与保护系统

48 (3）系统描述 1）稳压器压力控制系统。稳压器压力控制系统 的执行机构包括6组电加热器和两个喷雾阀。其 中第1、2、5和第6组都为恒定式电加热器，按 通／断方式控制。正常运行时，第1组、第2组 投人，喷雾阀自动开到预定位置。当压力控制 系统投入时，如果调节器的输出信号变小，并 足以使其他恒定式电加热器组接通，则此时喷 雾阀关闭；如果调节器的输出信号变大，并足 以使喷雾阀打开到比极化更多时，电加热器第1 组和第2组则断开。第3组和第4组为比例式电加 热器，功率可变，并通过压力调节器进行操作 。 2019/4/11 核能发电技术——核电厂的监控与保护系统

49 在稳态运行时，第3组和第4组用于补偿稳压器 的热损失和连续喷雾造成的制冷作用。此外， 第5组和第6组分别由柴油发电机组应急供电， 以应对厂外电源失电。确定这两组恒定式电加 热器功率大小的准则，是在厂外电源失电后约 1h内能恢复稳压器压力。 2）稳压器水位控制系统。稳压器水位控制系统 的执行机构为上充流量调节阀。稳压器的液位 用探测稳压器汽相与液相之间的压差的方法测 得。稳压器水位控制系统由两个串联在一起的 回路组成。主调节器（水位调节器）处理水位 误差信号，并根据下泄流量计算出上充流量的 整定值。调节化学和容积控制系统的上充流量 。 2019/4/11 核能发电技术——核电厂的监控与保护系统

50 蒸汽发生器水位控制系统 蒸汽发生器（简称SG）水位控制系统的功能是：在稳态 运行时将所有SG二次侧的水位维持在整定值；在瞬态过 程中，维持SG二次侧的水位在电厂安全和连续运行时所 要求的限值内。 由于蒸汽发生器的水位不能太高，否则会导致蒸汽含水 分过多，有可能损坏汽轮机；水位也不能太低，太低会 导致给水环露出水面，并可能在给水管路产生水锤。因 此，对蒸汽发生器水位必须进行严格控制。 每台SG水位的控制都是通过调节主给水流量来实现的。 主给水流量是通过并联安装的两个调节阀进行控制的： 用于高负荷控制的阀叫主给水流量调节阀（简称主阀） ；用于低负荷控制的阀叫旁路给水流量调节阀（简称旁 阀）。 2019/4/11 核能发电技术——核电厂的监控与保护系统

51 蒸汽排放控制系统 蒸汽排放控制系统的功能是将主蒸汽直接排放到凝汽器 或大气，降低由汽轮机负荷大幅度快速下降引起的核蒸 汽供应系统的温度与压力变化幅度，为反应堆提供一个 “人为”负荷。 (1）系统功能 蒸汽排放控制系统包括蒸汽向凝汽器排放和蒸汽向大气 排放两个子系统，要求达到下列目标： 1）允许核电厂承受突然的负荷下降（直至丧失100％的 外部电负荷）而不会导致反应堆紧急停堆，也不会引起 蒸汽发生器释放阀和安全阀的开启。它还能用手动将机 组切换到带厂用负荷运行，防止稳压器释放阀的开启。 2）在某些工况下（汽轮机旁路可供使用），允许汽轮 机脱扣而反应堆不紧急停堆。 2019/4/11 核能发电技术——核电厂的监控与保护系统

52 3）允许反应堆接受超过10％额定功率的负荷阶跃变化 和超过5%/min额定功率的负荷线性变化。
4）当反应堆停堆时，防止蒸汽发生器超压，以及蒸汽 发生器释放阀和安全阀的开启；从反应堆冷却剂系统中 排出储存热和剩余热，将反应堆冷却剂平均温度（ Tavg) 带至零负荷温度。 5）允许手动控制核电厂的冷却过程，使核电厂从热停 堆状态冷却到余热排出系统能够投入工作的工况点。 6）允许在汽轮机启动前使二回路系统升温，以及在控 制棒手动控制的范围（0~15%)内使汽轮机带负荷。 2019/4/11 核能发电技术——核电厂的监控与保护系统

53 (2）对象特性 凝汽器排放阀的开启既可用二回路蒸汽压力来控制，也 可用反应堆冷却剂平均温度来控制，两者是密切相关的 。
在甩负荷或汽轮机脱扣等大的瞬态时，作为反应堆冷却 剂平均温度Tavg的一种控制手段，是用蒸汽向凝汽器排放 ，并补充以控制棒插入，在控制棒插入逐步降低反应堆 功率的同时，暂时排出汽轮机拒绝接受的蒸汽。 在低负荷时，压力控制是更为可取的模式。因为在低功 率下，当蒸汽发生器的动态特性有所改变，而反应堆冷 却剂温度对蒸汽流量的响应很慢时，若采用温度模式的 蒸汽排放控制，其系统稳定性欠佳；在低负荷时，运行 压力和蒸汽向大气排放的压力设定值之间的裕度窄。因 此，在低负荷时应采用压力控制模式。 2019/4/11 核能发电技术——核电厂的监控与保护系统

54 (3）系统描述。控制系统包括参数测量、执行机 构和控制通道三部分。
蒸汽是否需要排放，关键在于对核心参数的监 测。测量的核心参数包括反应堆冷却剂平均温 度、蒸汽母管压力、蒸汽发生器压力及汽轮机 入口压力。 2019/4/11 核能发电技术——核电厂的监控与保护系统

55 棒控和棒位监测系统 反应堆堆芯反应性或中子注量率的控制是由两 部分共同完成的。一部分是改变溶解于反应堆 冷却剂中的可溶性硼浓度，另一部分则是移动 含有中子吸收体的控制棒束（RCCA）在堆芯中 的位置。 2019/4/11 核能发电技术——核电厂的监控与保护系统

56 (l）系统功能 1）棒控系统用于提升、插入和保持控制棒束， 使反应堆稳定运行在某一功率水平，实现反应 堆的启动、运行、正常停堆和紧急停堆。
2）棒位监测系统用于测量并监视每一束控制棒 束的位置，为运行人员提供控制棒在堆芯的真 实位置。因此，运行人员可以根据各棒束相应 的测量位置和给定棒位位置，检查其棒位的正 确性，并识别控制棒束的失步、卡棒或落棒等 情况。 2019/4/11 核能发电技术——核电厂的监控与保护系统

57 4）安全要求。棒束分组的数目，每组棒的棒束 数目，以及控制棒初始插人深度和棒组的运行 ，都必须符合安全准则。
3）反应堆紧急停堆。当反应堆保护系统触发停 堆时，切断控制棒驱动机构的供电。由于失电 ，使所有的停堆棒和控制棒在重力作用下全部 落人堆芯。落棒时间应满足安全准则要求。例 如，大亚湾核电厂安全准则规定落棒时间应小 于2.15s。棒束的插入使反应堆立即引入大量的 中子吸收体抑制核反应，从而使反应堆处于次 临界状态而停堆。 4）安全要求。棒束分组的数目，每组棒的棒束 数目，以及控制棒初始插人深度和棒组的运行 ，都必须符合安全准则。 2019/4/11 核能发电技术——核电厂的监控与保护系统

58 (2）棒束分组 所有棒束按其功能分为停堆棒、温度控制棒和功率控制 棒，它们在堆芯中对称布置。每类棒组包含一个或多个 大组，通常每个大组由两个子组组成，每个子组由4束 控制棒束组成，但个别子组由1束控制棒束组成。在整 个反应堆运行期间，同一子组内的控制棒束通常是一起 运动的。例如，在大亚湾核电厂堆芯中一共有61束停堆 棒和控制棒，它们分组如下： 1）停堆棒组。共有25束棒束，分成4组。 SA：SA1子组由4束棒组成；SA2子组由1束棒组成。 SB：SB1和SB2两个子组都由4束棒组成。 SC：SC一个子组，由4束棒组成。 SD：5D1和SD2两个子组都由4束棒组成。 2019/4/11 核能发电技术——核电厂的监控与保护系统

59 2）温度控制棒组。共有8束控制棒束，组成R组 ，分成两个子组，即R1和R2子组。每组均由4 束棒组成。
3）功率控制棒组。共有28束控制棒束，分为4 组。 N2：N2-1和N2-2两个子组都由4束棒组成。 N1：N1-1和N1-2两个子组都由4束棒组成。 G2：G2-1和G2-2两个子组都由4束棒组成。 G1：G1一个子组由4束棒组成。 2019/4/11 核能发电技术——核电厂的监控与保护系统

60 停堆棒和控制棒在堆芯中的布置见图6-9。每束棒有一 台单独的驱动机构，用于提升、插入或保持控制棒束。 虽然在大多数情况下，棒束是按组或子组方式运行的， 但在某些情况下需要单独运行一束棒。
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61 核电厂的监控与保护系统 1核电厂监控系统概述 2核蒸汽供应系统的控制 3反应堆保护系统的控制 4反应堆核测量系统 5核电厂控制室
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62 反应堆保护系统 1系统范围 反应堆保护系统包括从探测 器（敏感元件）到安全驱动 器输人端的所有设备。从获 取对反应堆安全重要物理参 数（温度、压力、流量、反 应堆冷却剂泵转速和中子注 量率等）的探测器开始，经 逻辑处理，输出电路，最后 将触发安全驱动器动作的指 令信号传输给安全驱动器， 控制执行机构的动作，完成 保护功能。该保护系统的组 成如图6-11所示。它通常包 括以下三个部分。 2019/4/11 核能发电技术——核电厂的监控与保护系统

63 (1）安全监测系统（仪表组）。包括监测各类物理参数 的探测器、信号处理电路、阑值电路等仪表。监测系统 分过程参数监测和核参数监测两部分。由阑值电路将测 量的模拟量转换成开/关信号，当被测物理参数超过安 全分析规定的限值时，给出保护动作的初始启动信号。 (2）安全逻辑系统。该系统包括符合逻辑1/2、2/3、 2/4以及“或”、“与”和记忆元件等逻辑处理部件。 逻辑系统接收初始启动信号并将它们逻辑组合，完成预 定的逻辑运算。当满足规定的逻辑条件时，给出系统级 的保护动作触发信号。 2019/4/11 核能发电技术——核电厂的监控与保护系统

64 (3）输出电路。由两部分组成： 1）紧急停堆部分。通常由它控制停堆断路器。当反应 堆出现不正常的预期工况时，使停堆断路器释放应堆。 ，切断控制棒驱动机构的供电，控制棒在重力作用下快 速插入堆芯，停闭反应堆。 2）专设安全设施驱动部分。当出现异常工况时，触发 安全驱动器，使必要的专设安全设施动作，以避免或缓 解堆芯或反应堆冷却剂系统设备的受损，并保护安全壳 的完整性。 2019/4/11 核能发电技术——核电厂的监控与保护系统

65 图6-12所示为反应堆保护 系统结构实例。图中有4个 探测器从反应堆安全壳内 送出同一被测保护参数的 测量信号，经过位于电气 间的4路仪表通道进行信号 变换和阂值处理，每个仪 表通道各送出两路开／关 量信号，一路送A系列，另 一路送B系列。这4路仪表 通道电气上相互隔离，实 体上相互分隔（放在不同 房间）。 2019/4/11 核能发电技术——核电厂的监控与保护系统

66 仪表通道送出的每个开／关 量信号经隔离组件隔离后送 出两路信号，这两路信号再 分别送到X、Y逻辑通道并在 逻辑系统中进行逻辑处理。 同一系列内X、Y两个逻辑通 道进行符合处理后，输出停 堆信号或专设安全设施驱动 信号。两个逻辑通道的符合 处理是为了提高系统动作的 可靠性；将系统分为A、B两 个系列（它们都能触发保护 动作）则是为了提高系统动 作的安全性。 2019/4/11 核能发电技术——核电厂的监控与保护系统

67 (2)系统功能 (1）紧急停堆系统的功能。当反应堆保护系统监测的保 护参数超过规定的停堆整定值反应堆紧急停堆系统产生 停堆信号，自动停闭反应堆，防止反应堆在不安全运行 工况内运行。在任何工况下，一旦测量的物理变量超过 停堆整定值时，为了避免燃料包壳的损坏，或避免丧失 反应堆冷却剂系统的完整性，防止放射性裂变产物释放 到安全壳中，必须停闭反紧急停堆系统主要执行下列保 护功能： ①使停堆断路器释放，依靠重力控制棒快速插入堆芯。 也有采用将浓硼溶液快速注人堆芯的方法手段。作为快 速停闭反应堆的一种多样性的停堆。 ②汽轮机刹车。 2019/4/11 核能发电技术——核电厂的监控与保护系统

68 专设安全设施驱动系统主要执行下列保护功能： 1）安全注射。2）安全壳喷淋。3）安全壳A阶段隔离。
(2）专设安全设施驱动系统的功能。当出现超出预期瞬 态工况时，如反应堆冷却剂丧失或蒸汽管道破口这样的 事故时，除要求紧急停堆外，还需启动一个或多个专设 安全设施动作，以避免或缓解对于堆芯和反应堆冷却剂 系统设备损害并确保安全壳的完整性。专设安全设施驱 动系统的功能就是自动驱动必需的专设安全设施动作。 专设安全设施驱动系统采用经过选择的保护参数，并判 断实际测量的这些参数是否超过了预先确定的安全限值 。如果超过了限值，则将信号输入表征反应堆冷却剂系 统或二回路系统边界破裂的逻辑矩阵中。一旦符合所要 求的逻辑组合，系统就将驱动信号送往相应的专设安全 设施。 专设安全设施驱动系统主要执行下列保护功能： 1）安全注射。2）安全壳喷淋。3）安全壳A阶段隔离。 4）安全壳B阶段隔离。5）蒸汽管道隔离。6）主给水隔 离。7）启动辅助给水。8）启动应急柴油机。 2019/4/11 核能发电技术——核电厂的监控与保护系统

69 （3）保护参数 (1）控制与保护的关系。应尽量避免保护系统与控制系 统的相互连接，控制系统与保护系统共用探测器时，为 了防止控制系统的故障延伸到保护系统，信号传输必须 经过隔离装置。 共用部件（主要是探测器或传感器）的故障可能影响控 制系统，控制系统的错误动作可能要求保护系统动作。 在这种情况下，相应的保护通道应具有足够的冗余度， 即使一个通道故障，并假定另一个通道正在试验也能完 成保护功能。 核电厂反应堆保护系统触发保护动作所监测的保护参数 由安全分析确定，各核电厂所选取的保护参数不完全相 同。 2019/4/11 核能发电技术——核电厂的监控与保护系统

70 2019/4/11 核能发电技术——核电厂的监控与保护系统

71 （4）启动和正常停堆 (1）从冷停堆到热停堆的启动过程。从冷停堆状态开始 升温和升压，在达到热停堆状态以前，应使某些原来不 起作用的保护功能起作用，它们是： 1）通过取消P11连锁，使稳压器压力低低信号重新起作 用（安全注射）。 2）通过取消P12连锁，使蒸汽流量高与Te低低或蒸汽管 道压力低，符合信号重新起作用（安全注射并蒸汽管道 隔离）。 3）通过取消P12连锁，使蒸汽管道压力低低信号重新起 作用（安全注射并蒸汽管道隔离）。 2019/4/11 核能发电技术——核电厂的监控与保护系统

72 当反应堆达到或大于30％满功率时，产生P16信号，在 凝汽器或凝汽器蒸汽排放不能使用时，由汽轮机刹车信 号引起紧急停堆。
(2）逐级提升功率。逐级提升功率时，由堆外核测量仪 表提供保护信号。堆外核测量仪:2个源量程、2个中间 量程和4个功率量程。在逐级提升功率时，要求操纵员 在高一级量程的核仪表通道得到允许信号后手动闭锁低 一级量程的保护功能，从而防止误停堆。 功率超过P6定值时，必须手动闭锁源量程停堆功能关， 闭锁时每个开关都必须操作。源量程停堆功能闭锁后， 为此每个系列设置一个闭锁开，经过延时切断源量程通 道电源，保证在切断电源时，源量程停堆功能已被闭锁 。允许信号P10作为P6的补充，超过P1。定值自动闭锁 源量程停堆保护。 当反应堆达到或大于30％满功率时，产生P16信号，在 凝汽器或凝汽器蒸汽排放不能使用时，由汽轮机刹车信 号引起紧急停堆。 2019/4/11 核能发电技术——核电厂的监控与保护系统

73 (3）功率下降。允许信号P16消失后，由汽轮机刹车信 号引起停堆功能被闭锁。即使凝汽器或凝汽器蒸汽排放 不可用，也不会引起停堆。
(4）热停堆到冷停堆的停堆过程。在反应堆冷却剂系统 降压和冷却的过程中，需要禁止SI信号（安全注射信号 ），以防止给出虚假的SI信号。当达到冷停堆所要求的 硼浓度时，这些保护功能已经不再有用。 2019/4/11 核能发电技术——核电厂的监控与保护系统

74 (5）其他运行工况。 1）外电源丧失。外电源丧失使反应堆冷却剂泵和主给 水系统停止工作。根据反应堆冷却剂泵转速低与P7的符 合信号，使核电厂转换为厂用负荷运行。甩负荷后发电 机可以回到它的额定转速，并避免停堆。如果这种转换 失败，则根据冷却剂泵转速低低与P7的符台信 号，或根据冷却剂流量低信号实现停堆。 在10%额定功率以下，控制棒供电电源上电压的丧失使 控制棒组件下插时，可能不出现章子注量率变化率高停 堆信号，操作员必须手动确认停堆，并在必要时启动辅 助给水汽动泵。 负荷减小，负荷减小使二次侧系统导出反应堆冷却剂系 统能量的能力降低，为此设计有凝汽器排放系统。如果 凝汽器排放不可用，将导致冷却剂系统的压力和温度迅 速上升，这时由超温或稳压器压力高引起停堆。 2019/4/11 核能发电技术——核电厂的监控与保护系统

75 5 ATWS缓解系统 为了解决预期瞬态不停堆（ATWS）工况的有关问题，现 代核电厂增设了一套与紧急停堆系统不同的多样性的保 护系统，称为ATWS系统。它并不要求完全满足反应堆保 护系统必须满足的所有设计准则。在发生预期瞬态不停 堆工况时，利用该系统可启动辅助给水和汽轮机刹车等 保护功能，并再次给出紧急停堆的信号。对预期瞬态不 停堆工况的研究表明：如果辅助给水系统能启动，汽轮 机能刹车，则ATWS的后果是可以接受的。 ATWS系统监测蒸汽发生器的给水流量，由核仪表的中间 量程产生运行连锁信号。当给水流量小于定值和核功率 高于定值时，课给出保护动作信号。 2019/4/11 核能发电技术——核电厂的监控与保护系统

76 核电厂的监控与保护系统 1核电厂监控系统概述 2核蒸汽供应系统的控制 3反应堆保护系统的控制 4反应堆核测量系统 5核电厂控制室
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77 4.1堆外核测量系统 反应堆核功率测量由堆外核测量系统完成。该系统的作 用是向操纵员提供反应堆装料、停堆、启动和功率运行 各种工况下的反应堆状态信息，即监测反应堆功率、功 率变化率及功率分布，并为保护系统提供信息，实现保 护功能。 反应堆从完全停闭状态到满功率，功率变化达10个数量 级，如果使用一种探测器和测量电路很难完成这样大范 围的监测任务。为此，运行通常把整个测量范围分为源 量程、中间量程和功率量程3个区段来完成，分别采用 不同的探测器和测量电路，3个量程相互重叠，这可以 保证整个测量范围功率水平测量值的连续性、读数互相 校核和信号互相连锁。 国外一些大型核电厂的堆外核测量系统一般都设置了4 个源量程通道、4个中间量程通道、4个功率量程通道， 以实现系统的四重冗余。 2019/4/11 核能发电技术——核电厂的监控与保护系统

78 (1）系统功能。 堆外核测量系统的功能是连续监测反应堆功率（功率水 平）、功率分布及变化。为达到此目的，堆外核测量系 统使用了设置在反应堆压力容器外的一系列测量中子注 量率的探测器。 测量的模拟信号被指示和记录，给操纵员提供在堆芯装 料（附加仪表用于最初堆芯装料期间）、停堆、启动和 功率运行期间反应堆状态的信息，该系统具有记录高达 200％满功率的超功率偏离的能力。核功率信号之一用 于控制控制棒的棒速程序和显示反应堆核功率水平。 2019/4/11 核能发电技术——核电厂的监控与保护系统

79 控制机柜中还有一台功率分布监测计算机，为 操纵员提供与不良中子注量率分布有关的信息 、记录和报警。
堆外核测量系统的安全功能是在中子注量率达 高限值和中子注量率变化过快时触发反应堆停 堆，在中子注量率已达高限值停堆之前，用信 号闭锁自动和手动提棒（反应堆启动时除外） 。 来自堆外核测量系统的功率信号用于计算DNBR （偏离泡核沸腾比）和LPD（线功率密度）及提 棒闭锁整定值。在地震过程中，系统始终保证 为保护系统提供保护信息，实现其保护功能。 2019/4/11 核能发电技术——核电厂的监控与保护系统

80 (2）系统描述。堆外核测量系统 一般包括2个源量程、2个中间量 程和4个功率量程构成的8个独立 保护通道，每个通道包含有探测 器、支架组件、电缆、连接板、 标准仪器机箱。
另外，堆外核测量系统通常含有 一个控制机柜，用于参数的显示 、存储、打印及输出，以及特殊 功能部件，如功率分布监测计算 机、数字反应性仪、中子噪声通 道等；还包括与上述通道有关的 探测器定位装置、扬声器、选择 开关、报警器电路和报警窗口等 。 2019/4/11 核能发电技术——核电厂的监控与保护系统

81 4.2堆芯核测量系统 堆芯核测量系统用于提供反应堆堆芯中子注量 率分布。中子注量率的实测数据可用于验证堆 芯设计参数。
根据对该系统具体的测量要求，可以采用不同 的测量方法实现系统功能，国内外核电厂采用 的测量方法主要有移动式微型裂变室测量法、 固定式自给能中子探测器测量法和气动球活化 测量方法。国内包括秦山第二核电厂、大亚湾 核电厂和岭澳核电厂等在内的大多数核电厂均 采用移动式微型裂变室实现堆芯核测量。 2019/4/11 核能发电技术——核电厂的监控与保护系统

82 (1）系统功能 堆芯核测量系统在反应堆启动期间的主要作用 是：验证堆芯寿命初期时的功率分布是否符合 设计要求；验证用于事故分析的热管因子值是 否保守；校准堆外核仪表系统；探测可能的堆 芯装料错误。 堆芯核测量系统在反应堆正常运行期间的主要 作用是：验证与燃耗相对应的功率分布是否符 合设计要求；监测各燃料组件的燃耗；校准堆 外核仪表的校准系数；探测堆芯发生异常情形 时的反常现象。 2019/4/11 核能发电技术——核电厂的监控与保护系统

83 2019/4/11 核能发电技术——核电厂的监控与保护系统

84 (2）系统描述 移动式微型裂变室是探测中子的主要设备，测量时需要 多次进出堆芯。为此，系统内配备了一定数量的驱动和 控制设备。根据系统内部各设备的功能和布置，堆芯核 测量系统主要由以下几部分设备组成： 1）安装在堆坑和堆芯仪表间，用于保证一回路压力边界 完整性的机械设备，如指套管、导向管、手动隔离阀和 密封组件等。 2）安装在堆芯仪表间，用于驱动和控制移动式微型裂变 室进出堆芯的机电设备，如电动阀、选择器和驱动单元 等。 3）安装在反应堆厂房环廊，用于为堆芯仪表间的机电设 备供电的分配柜。 4）安装在电气厂房，起着整个系统测量和控制中枢作用 的控制柜。 2019/4/11 核能发电技术——核电厂的监控与保护系统

85 4.3事故后监测系统 (1）系统功能 1）在设计基准事故时，能进行特定的手动操作（在设 置自动控制装置和未设置自动控制装置两种情况下）， 将核电厂置于并维持在热停堆工况或在规定限值内继续 进行冷停堆。 2）监测反应性控制、堆芯冷却、冷却剂系统压力边界 的完整性、安全壳的完整性等重要安全功能的执行和维 持情况。 3）查明可能引起裂变产物屏障（燃料包壳、冷却剂系 统压力边界、安全壳）破裂的变量超过设计基准值的程 度，以及屏障是否已经破裂。 2019/4/11 核能发电技术——核电厂的监控与保护系统

86 4）查明每个安全系统和安全重要的其他系统运 行状态，以确定每个系统是否正在运行或是否 能够投人运行，以帮助减轻事故后果。
5）监测核电厂厂址边界内排出物排放通道和周 围环境，以确定是否有大量放射性物质排放（ 计划的或非计划的），并连续评估这些排放。 6）当单个通道发出了不明确的显示时，可以通 过备用或辅助监测用的仪表通道得到要求的信 息。 2019/4/11 核能发电技术——核电厂的监控与保护系统

87 (2）系统组成 为了实现上述目的，事故后监测系统向主控制室操纵员 提供由现场传感器发出的信息。该系统由现场传感器、 测量通道及显示记录装置组成。这些传感器、测量通道 及显示记录装置也用于对核电厂正常运行工况的监测。 对于以常规的模拟技术为基础的主控制室人机操作界面 ，显示记录仪表主要是按功能布置在控制台或控制盘上 的指示仪和记录仪。对于全数字化的主控制室，操纵员 则是通过安装在后备盘上核安全级的屏幕显示器获取相 关信息，同时操纵员也可以通过工作站获取这些信息。 2019/4/11 核能发电技术——核电厂的监控与保护系统

88 核电厂控制室 (1）功能。由主控制室集中控制和监测的，并由操纵员 操作的设备和系统用于执行以下功能： 1）使得机组安全运行。
2）提高机组的可用率。 3）保证设备安全。 4）保障人员安全。 主控制室中与功率运行有关的监控设备的集中化，使得 在这里能执行所有的操作和控制动作，但不包括在启动 前只执行一次的操作（即只做一次性的全面调整）。 不属上述范围的部分，其功能是完全自动的，并与核电 厂机组状态无关的系统和设备，只在主控制室简单地进 行监测，而在就地进行控制。 2019/4/11 核能发电技术——核电厂的监控与保护系统

89 （2）主控制室设备。主控制室设备分成控制台和控制 盘，以提供最佳的显示和操作条件。
1）控制设备。在控制室中使用的集中控制设备有： ① 控制开关，转/按灯光开关（TPL）的按钮； ②选择开关 ，选择按钮和锁定按钮； ③自动、手动控制站； ④远 程/手动控制站； ⑤设定值站。 2）信号设备。在报警窗上识别各种故障，每个窗有两 个灯，在这些报警窗的周围有良好的通风。 3）监测仪表。监测仪表指示或者记录随时间变化的测 量信号。 4）屏幕显示设备。主要是指由核电厂计算机数据处理 系统完成下述功能：协助运行功能；核电厂运行数据或 事故数据处理功能；反应堆监督功能。 2019/4/11 核能发电技术——核电厂的监控与保护系统

90 (3）主控制室布置。主控制室位于电气厂房。整个主控 制室可以分成以下区域：①经常操作区，操纵员可在此 进行所有负荷变化的控制（包括厂用负荷运行）；②一 回路冷却剂系统和有关的辅助设备的操作区；③二回路 冷却剂系统和有关的辅助设备的操作区；④与安全设施 系统有关的区；⑤试验区。 用于反应堆启动、停运和机组负荷改变的控制器，以及 需要频繁操作或对异常状态要立即响应的控制器放置在 控制台上置在控制盘上。秦山第二核电厂。用于长期操 作的控制器（可以延迟几分钟或更长时间）放置在控制 盘上。 为了减少和防止由于操纵员操作失误所导致的事故功能 分区的方法。控制台和显示器件的布置上采用了功能分 区板，由层压的塑料板组成。功能分区板上包括标识、 铭牌和局部流程图。 2019/4/11 核能发电技术——核电厂的监控与保护系统

91 本章结束 2019/4/11 核能发电技术——核电厂的监控与保护系统