核电厂仪表和控制系统.ppt

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1、2023/10/2,1,第一章 核电厂仪表和控制系统（I&C）概述,2023/10/2,2,核电厂把核能转变为电能进行发电。它包括核岛和常规岛及BOP（电站辅助设施）。蒸汽发生汽器把核岛和常规岛组合成一个整体，再加上一些必要的辅助系统，构成一个完整的核电厂。现在国际上的核电厂主要有压水堆核电厂、沸水堆核电厂、重水堆核电厂、气冷堆核电厂、快中子堆核电厂等几种主要类型。,2023/10/2,3,1.1 压水堆核电厂基本结构及流程,压水堆核电厂主要是由反应堆、一回路系统、二回路系统及其它辅助系统和设备组成。,2023/10/2,4,反应堆冷却剂系统将堆芯核裂变放出的热能带出反应堆并传递给二回路工质以

2、产生蒸汽。通常把反应堆、反应堆冷却剂系统及其辅助系统合称为核供汽系统。现代商用压水堆核电厂反应堆冷却剂系统一般有二至四条并联在反应堆压力容器上的封闭环路。每一条环路由一台蒸汽发生器、一台或两台反应堆冷却剂泵及相应的管道组成，在其中一个环路的热管段上，通过波动管与一台稳压器相连。一回路内的高温高压含硼水，由反应堆冷却剂泵输送，流经反应堆堆芯，吸收了堆芯核裂变放出的热能，再进入蒸汽发生器，通过蒸汽发生器传热管壁，将热量传给蒸汽发生器二次侧给水，然后再由反应堆冷却剂泵唧送回反应堆。如此循环往复，构成封闭回路。整个一回路系统设有一台稳压器。一回路系统的压力靠稳压器调节，且保持稳定。,2023/10/2

3、,5,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。,2023/10/2,6,二回路系统由汽轮机、发电机、凝汽器、凝结水泵、给水加热器、除氧器、给水泵、蒸汽发生器、汽水分离再热器等设备组成。蒸汽发生器的

4、给水在蒸汽发生器吸收热量变成蒸汽，然后驱动汽轮发电机组发电。做功后的乏汽在凝汽器内冷凝成水。凝结水由凝结水泵输送，经低压加热器加热后进入除氧器，除氧水由给水泵送入高压加热器加热后重新返回蒸汽发生器，如此形成热力循环。为了保证二回路系统的正常运行，二回路系统也设有一系列辅助系统。,2023/10/2,7,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

5、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。,2023/10/2,8,发电机和输配电系统的主要设备由发电机、励磁机、主变压器、厂用变压器、启动变压器、高压开关站和柴油发电机组等组成。其主要作用是将核电厂发出的电能向电网输送，同时保证核电厂内部设备的可靠供电。发电机的出线电压一般为22kV27kV，经变压器升至外网电压。为保证核电厂安全运

6、行，核电厂至少与两条不同的独立电源相连接，以避免因雷击、地震、飓风或洪水等自然灾害可能造成的全厂断电。,2023/10/2,9,2023/10/2,10,12 核电厂仪表和控制系统的主要功能,核电厂的控制和仪表系统是为核电厂各部分各系统包括核岛、常规岛和BOP提供各类控制、保护的手段及监视信息，以保证核电厂能安全、可靠和经济地运行。整个核电厂约由几百个系统组成，系统又由各类设备组成，每个设备需完成一个或几个功能。要求设备执行何种功能决定于核电厂的运行工况，例如启动工况、满功率运行工况、热停堆工况等。反过来我们也可以这么说，电厂运行工况的实施有赖于相关系统及设备实施的是何种功能。仪表系统就如人体

7、感觉器官，它存在于核电厂所有系统的各个角落，用来把系统或设备的物理参数(如温度、压力、流量、电压、电流等模拟量)或状态参数(开、关等)告知运行人员。仪表系统通常包括传感器、放大器、指示器、记录仪、限位开关、指示灯、继电设备、计算机、打印机及其屏幕等。,2023/10/2,11,控制系统即是用来改变系统和设备运行状态以执行电厂所要求的功能的手段，它既可以改变系统和设备的状态，也可以维持系统和设备的运行参数在某一指定范围之内。它通常由控制按钮、选择开关、继电设备、接触器或断路器、定值器、放大器、驱动器、控制台(屏)等设备组成。控制系统的设计还应做到减少误操作的可能性，及减轻由于系统的故障所造成的后

8、果。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。,2023/10/2,12,2023/10/2,13,121 信息功能,核电厂的I&C系统监测核电厂的有关参数，并实时地提供给操纵员，以便操纵员全面了解核电厂的运行状态，以利于最佳控制核电厂的运行，同时对数据进行处理和存贮，支持核电厂的最佳运行。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(核岛和常规岛的各工艺回路的温度、压力、流量、液位)；5)监测设备的状态、位置、运动速度(例如控制棒驱动机构、主

9、泵、汽机等的状态、位置、转速等)；6)监测燃料元件包壳的破损；7)监测冷却剂的纯度；,2023/10/2,14,8)监测反应堆及设备的事故状态(如冷却剂的泄漏)；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贮：15)环境监测。,2023/10/2,15,122 控制功能,核电厂的I&C系统控制核电厂在规定的工况下运行，它主要包括：1)现场控制 2)远距离控制(遥控把操纵员的指令传递到被控设备，控制该设备响应操纵员的指令)3)自动控制(使被控的输出量自动稳定在一个整定值范围内，或者

10、受控设备纽按规定条件或时序动作)。,2023/10/2,16,为了完成控制功能，核电厂设置了很多必要的控制系统，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等。,2023/10/2,17,核电厂控制可分为两个部分：反应堆功率控制和过程控制。反应堆控制是通过控制冷却剂中硼的浓度和控制棒的抽出或插入堆芯从而控制反应堆的启动、功率调节、停堆和紧急安全停堆。过程控制主要是指对热传输的压力、装量等控制以及二次冷却剂和汽轮机及旁排等的控制。电力输出的频率和电压是通过汽轮

11、机负荷控制器控制汽轮机的蒸汽流量实现的。,2023/10/2,18,2023/10/2,19,123 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

12、们的安全功能不受影响。,2023/10/2,20,1.3 压水堆反应性控制,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；反应堆功率变化也会引起反应性变化。为使反应堆在运行过程中能补偿上述效应引起的反应性损失，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。为补偿反应堆的剩余反应性，在堆芯内必须引入适量的可随意调节的负反应性。此种受控的反应性既可用于补偿堆芯长期运行所需的剩余反应性，也可用于调节反应堆的功率水平，还可作为停堆手段。,2023/10/2,21,131 压水堆反应性效应,在压水堆引起反应性变化的主

13、要是燃料、慢化剂和毒物。1)燃料温度系数 温度效应是反应堆温度变化而引起反应性变化的效应，用温度系数度量。燃料反应性温度效应主要是由U238的共振吸收随温度变化引起的。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，所以，U238的燃料温度系数总是负的。并且响应时间仅零点几秒。2)慢化剂温度系数 慢化剂水的温度升高时，水膨胀，密度减小，慢化能力减弱，使反应性变小，故温度系数是负的。由于压水堆是载硼运行，温度升高时，硼毒作用将随硼密度减小而下降，使反应性增大，故硼酸的反应性温度系数是正的，如果硼酸浓度足够大，慢化剂温度系数将变为正的。而压水堆在功率运行时，要求慢化剂温度系数是负的，该温度效

14、应响应时间较长(约几秒)。因此，在反应堆温度效应反馈中起决定作用。,2023/10/2,22,3)慢化剂压力系数 在寿期开始时，慢化剂压力系数在慢化剂温度部分范围内是负的，约-6X10-7pcmPa，但在功率运行下常是正的，约+4.5X10-5pcmPa。由于压水堆允许压力波动范围小，且压力变化3.32X10-5Pa所引起的反应性变化仅相当于慢化剂温度变化0.5所引起的变化，故可忽略其影响。4)慢化剂汽泡系数 慢化剂汽泡系数反响了慢化剂汽泡量变化引起的反应性变化。该系数在局部沸腾时，从低功率时的50pcm%到功率运行时的250pcm%，并且随燃耗变得更负。由于压水堆不允许沸腾，因此，这个系数实

15、际上不起作用。,2023/10/2,23,5)中毒效应 在核裂变过程中，生成了能吸收大量热中子的裂变碎片氙和钐等。氙和钐吸收大量热中子而引起反应性的变化，称为中毒效应。中毒过程较复杂，在一定频率范围内又可能引起氙振荡。由于振荡频率低，约为0.22周天，可手动控制消除。中毒的影响需要在功率变化几小时后才能明显表现出来，对功率调节系统的特性影响不大。,2023/10/2,24,132 压水堆固有的自稳自调特性,影响反应堆动态特性的主要因素是燃料温度系数和慢化剂温度系数。压水堆温度系数总是设计成负的。这个内部负反馈作用使反应堆具有自稳自调特性。所谓自稳性是指反应堆出现内、外扰动时，反应堆能维持原功率

16、水平的特性。例如，当反应堆引入一个正的反应性扰动pex时，反应堆中子通量将突然增加n，燃料温度增加Tf，慢化剂平均温度跟着增加Tavg，由于温度效应产生一个负反应性，抵消了正反应性扰动的作用，最后，中子通量基本上能恢复到初始值。,2023/10/2,25,所谓自调性是指负荷变化时，反应堆自身能迅速达到热平衡。汽轮机负荷功率P2一汽机转速N一汽机调节阀开度K一蒸汽流量Fs一蒸汽压力Ps和蒸汽温度Ts均都Tavg一反应性一中子通量n一燃料温度Ts 一Tavg 一反应性一反应堆功率与负荷要求一致。从而反应堆功率稳定在一个与负荷功率P2相一致的新的功率水平。,2023/10/2,26,133 反应性控

17、制的功能要求及措施,通常把反应堆活性区中某一代中子数与前一代中子数之比称为反应堆的有效增殖系数，用Keff=1表示。显然，当Keff=1时，反应堆处于临界状态，功率水平不变；当Keff1时，为超临界状态，功率水平增大：当Keff1时，为次临界状态，功率水平减小。在讨论反应堆控制问题时，常用反应性p这个术语。反应堆偏离临界程度的参数。从这个意义上说反应堆控制是通过调节其有效增殖系数，即调节反应性来实现的。当反应性为正时，反应堆功率增大：反应性为负时，堆功率减小；反应性为零时，堆功率不变。,2023/10/2,27,1)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

18、制反应堆的剩余反应性。所谓剩余反应性，就是当反应堆堆芯中没有控制毒物时的反应性。用控制毒物补偿剩余反应性，这样，就可通过调节反应堆堆芯中毒物的多少达到控制剩余反应性的目的，以满足反应堆长期运行的需要。另外，通过控制组件适当的空间布置和最佳的提棒程序，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。在外界负荷变化时，可通过控制棒调节反应堆功率，以适应外界负荷的变化。在反应堆出现事故时，能通过保护系统迅速落棒停堆，并保持一定的停堆浓度。,2023/10/2,28,2)反应性控制方法对动力堆，通常新堆芯的剩余反应性很大。如果只用控制棒组件来补偿剩余反应性，就需要很多控制棒，这在

19、工程上很难实现，也不经济。所以，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。a)控制棒控制棒是由中子吸收材料(80Ag，15%In，5Cd)制成的棒状控制元件。用于控制反应堆快速的反应性变化。b)慢化剂中可溶性毒物控制慢化剂中可溶性毒物控制也称化学与容积控制。其方法是在慢化剂中加入一定浓度的可溶性中子吸收剂10B。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。控制方式根据如下原则选择：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

20、偿氙的衰变引起的反应性增加，需要加浓调节。,2023/10/2,29,c)可燃毒物棒控制慢化剂中硼的浓度是有限制的。因此压水堆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。这种物质称为可燃性毒物，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。可燃毒物棒在堆芯内是尽可能均匀地布置在没有控制棒的导向管内。压水堆还进行燃料浓缩度控制。即238U燃料具有三种不同的浓缩度。例如：反应堆外围区燃料的浓缩度最大为3.1，中心区组件成棋盘形，浓缩度有2.1和2.6两种。这样安排

21、能调节并展平径向中子通量密度。,2023/10/2,30,14 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。141 基本负荷(模式A)运行方式 为减少给燃料寿命带来不利影响的因素，希望尽可能抑制反应堆功率的波动，这意味着核电厂最好按带基本负荷运行，而不随系统周波变动，汽轮机的功率跟随反应堆的功率运行，即“机跟堆”运行方式。这种基本负荷运行方式由于从电力系统向反应堆没有反馈回路，控制系统较简单。“机跟堆”模式是在低功率或事故工况下的一般控制模式。反应堆功率被控制到由操纵员设定的功率点，电厂负荷被调节以保持汽包压力不变。,2023

22、/10/2,31,2023/10/2,32,142 负荷跟踪(模式G)运行方式根据设计的需要，负荷是变动的。要求反应堆适应负荷变化的要求。这是一种“堆跟机”的运行方式。这种自动跟踪负荷的控制方式，具有从电力系统向反应堆自动反馈回路，控制系统较为复杂。,2023/10/2,33,2023/10/2,34,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

23、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。模式A和模式G两种运行模式在给定功率范围内具有不同的功率变化速率。运行中，两种运行模式可以根据工况要求相互转换。,2023/10/2,35,2023/10/2,36,15 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：式中，(UA)S蒸汽发生器一次侧到二次侧

24、的等效传热系数W；Tavg、Tc和Th分别为一回路冷却剂平均温度、堆进口温度和堆出口温度，；Ts蒸汽发生器二次侧蒸汽温度，。,2023/10/2,37,反应堆输出功率Pn可表示为式中，F一回路冷却剂流量，Kgs：Cp冷却剂水的比热，JKg。核电厂运行的目标是使Pn=Ph。为进行这种调节，应选择能反映堆功率与负荷二者之差的量作为主调节量。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恒定运行模式和Tavg随功率变化运行模式。,2023/10/2,38,151 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Tavg 在整个功

25、率范围内保持恒定不变的运行方式。用P1表示一回路的输出功率，P2表示二回路的输出功率。当一次冷却剂流量保持不变时，则有：式中K是与蒸发器热交换系数和热交换面积有关的常数，Tavg是一回路冷却剂平均温度，Ts是蒸汽发生器出口的蒸汽温度。,2023/10/2,39,图表示出Tavg恒定的运行模式。这种运行方式的优点是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。,2023/10/2,40,152 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。,2023/10/2,41,153 一次冷却剂平均温度随功

26、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：式中，Tav0为零功率时的平均温度：K为Tavg与功率成函数关系的斜率。此种运行方式之所以为一折衷方案，是因为它把在上述方案中二回路的全部负担，由一回路、二回路共同承担。其最大的优点是不致于造成对二回路系统、设备的限制太厉害。,2023/10/2,42,2023/10/2,43,16 核电厂I&C系统设计准则,161 核电厂I&C系统设计应满足的法规及要求1)HAF102 核电厂设计安全规定；2)HAF10210 核电厂

27、保护系统及有关设施；3)HAF10214 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。162 传感器1)传感器的分类2)传感器的环境条件3)传感器仪表管线的设计原则,2023/10/2,44,163 反应堆保护系统设计原理：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10min)，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；,2023/10/2,45,5)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。,2023/10/2,46,本章内容结束!,