第一章核電廠儀表和控制系統（I&C）概述7/25/20231核電廠把核能轉變為電能進行發電。它包括核島和常規島及BOP（電站輔助設施）。蒸汽發生汽器把核島和常規島組合成一個整體，再加上一些必要的輔助系統，構成一個完整的核電廠?，F在國際上的核電廠主要有壓水堆核電廠、沸水堆核電廠、重水堆核電廠、氣冷堆核電廠、快中子堆核電廠等幾種主要類型。7/25/20232

1.1壓水堆核電廠基本結構及流程壓水堆核電廠主要是由反應堆、一回路系統、二回路系統及其它輔助系統和設備組成。7/25/20233反應堆冷卻劑系統將堆芯核裂變放出的熱能帶出反應堆并傳遞給二回路工質以產生蒸汽。通常把反應堆、反應堆冷卻劑系統及其輔助系統合稱為核供汽系統?，F代商用壓水堆核電廠反應堆冷卻劑系統一般有二至四條并聯在反應堆壓力容器上的封閉環路。每一條環路由一臺蒸汽發生器、一臺或兩臺反應堆冷卻劑泵及相應的管道組成，在其中一個環路的熱管段上，通過波動管與一臺穩壓器相連。一回路內的高溫高壓含硼水，由反應堆冷卻劑泵輸送，流經反應堆堆芯，吸收了堆芯核裂變放出的熱能，再進入蒸汽發生器，通過蒸汽發生器傳熱管壁，將熱量傳給蒸汽發生器二次側給水，然后再由反應堆冷卻劑泵唧送回反應堆。如此循環往復，構成封閉回路。整個一回路系統設有一臺穩壓器。一回路系統的壓力靠穩壓器調節，且保持穩定。7/25/20234核輔助系統主要用來保證反應堆和一回路系統的正常運行。壓水堆核電廠核輔助系統按其功能劃分，有保證核電廠正常啟動、功率運行和停堆后冷卻的一回路輔助系統，其中部分系統同時作為專設安全設施系統的支持系統：有回收和處理放射性廢物，保護和監測向環境排放廢物的廢物處理系統；還有核島通風空調及冷卻水系統。用來確保人身安全、控制污染空氣、保護環境衛生、滿足核電廠運行的工藝要求。專設安全設施系統為核電廠重大的事故提供必要的應急冷卻措施，并防止放射性物質的擴散。7/25/20235二回路系統由汽輪機、發電機、凝汽器、凝結水泵、給水加熱器、除氧器、給水泵、蒸汽發生器、汽水分離再熱器等設備組成。蒸汽發生器的給水在蒸汽發生器吸收熱量變成蒸汽，然后驅動汽輪發電機組發電。做功后的乏汽在凝汽器內冷凝成水。凝結水由凝結水泵輸送，經低壓加熱器加熱后進入除氧器，除氧水由給水泵送入高壓加熱器加熱后重新返回蒸汽發生器，如此形成熱力循環。為了保證二回路系統的正常運行，二回路系統也設有一系列輔助系統。7/25/20236循環水系統主要用來為凝汽器提供凝結汽輪機乏汽的冷卻水。循環水系統分為：開式供水和閉式供水兩類。開式供水，是指以江河湖海為天然水源，冷卻水一次通過，不重復使用。若廠區地勢較水源水位高，而水源水位的漲落幅度又較大時，往往將循環水泵裝設在水泵房內。為避免由電廠排出的熱水重新進入吸水口，排水口應設在水流下游，且離吸水口有足夠距離。閉式供水方式是把由凝汽器排出的水，經過冷卻降溫之后，再用循環水泵送回凝汽器入口重復使用。對于天然水源的水量不充足，或水源的季節性水流量差距很大的情況，閉式供水往往是必要的。有時，電廠同時設置開式供水和閉式供水兩套系統，互為補充。閉式供水的一種基本方式是采用冷卻水塔循環供水系統。7/25/20237發電機和輸配電系統的主要設備由發電機、勵磁機、主變壓器、廠用變壓器、啟動變壓器、高壓開關站和柴油發電機組等組成。其主要作用是將核電廠發出的電能向電網輸送，同時保證核電廠內部設備的可靠供電。發電機的出線電壓一般為22kV～27kV，經變壓器升至外網電壓。為保證核電廠安全運行，核電廠至少與兩條不同的獨立電源相連接，以避免因雷擊、地震、颶風或洪水等自然災害可能造成的全廠斷電。7/25/202387/25/20239

1．2核電廠儀表和控制系統的主要功能核電廠的控制和儀表系統是為核電廠各部分各系統包括核島、常規島和BOP提供各類控制、保護的手段及監視信息，以保證核電廠能安全、可靠和經濟地運行。整個核電廠約由幾百個系統組成，系統又由各類設備組成，每個設備需完成一個或幾個功能。要求設備執行何種功能決定于核電廠的運行工況，例如啟動工況、滿功率運行工況、熱停堆工況等。反過來我們也可以這么說，電廠運行工況的實施有賴于相關系統及設備實施的是何種功能。儀表系統就如人體感覺器官，它存在于核電廠所有系統的各個角落，用來把系統或設備的物理參數(如溫度、壓力、流量、電壓、電流等模擬量)或狀態參數(開、關等)告知運行人員。儀表系統通常包括傳感器、放大器、指示器、記錄儀、限位開關、指示燈、繼電設備、計算機、打印機及其屏幕等。7/25/202310控制系統即是用來改變系統和設備運行狀態以執行電廠所要求的功能的手段，它既可以改變系統和設備的狀態，也可以維持系統和設備的運行參數在某一指定范圍之內。它通常由控制按鈕、選擇開關、繼電設備、接觸器或斷路器、定值器、放大器、驅動器、控制臺(屏)等設備組成?？刂葡到y的設計還應做到減少誤操作的可能性，及減輕由于系統的故障所造成的后果。核電廠儀表和控制系統主要有三種功能：信息功能、控制功能和保護功能。7/25/2023117/25/2023121．2．1信息功能核電廠的I&C系統監測核電廠的有關參數，并實時地提供給操縱員，以便操縱員全面了解核電廠的運行狀態，以利于最佳控制核電廠的運行，同時對數據進行處理和存貯，支持核電廠的最佳運行。信息功能主要包括：1)監測反應堆的中子通量水平及其變化率：2)監測堆內中子通量分布及溫度場分布；3)監測核電廠的區域輻射劑量和工藝過程輻射劑量；4)監測核電廠的工藝過程參數(核島和常規島的各工藝回路的溫度、壓力、流量、液位)；5)監測設備的狀態、位置、運動速度(例如控制棒驅動機構、主泵、汽機等的狀態、位置、轉速等)；6)監測燃料元件包殼的破損；7)監測冷卻劑的純度；7/25/2023138)監測反應堆及設備的事故狀態(如冷卻劑的泄漏)；9)設備潛在故障的診斷及報警：10)供電的監測與報警：11)火災的監測與報警12)異常、故障或事故的聲光報警：13)系統間的信息傳輸；14)計算機的信息處理及存貯：15)環境監測。7/25/2023141．2．2控制功能核電廠的I&C系統控制核電廠在規定的工況下運行，它主要包括：

1)現場控制2)遠距離控制(遙控—把操縱員的指令傳遞到被控設備，控制該設備響應操縱員的指令)

3)自動控制(使被控的輸出量自動穩定在一個整定值范圍內，或者受控設備紐按規定條件或時序動作)。

7/25/202315為了完成控制功能，核電廠設置了很多必要的控制系統，主要的控制系統有：

——反應堆功率控制系統：——一次冷卻劑過程參數監測及控制系統；——二次冷卻劑過程參數監測及控制系統：——汽輪機控制及保護系統；——發電機控制及保護系統；——換料控制系統：——核電廠信息處理系統等。7/25/202316核電廠控制可分為兩個部分：反應堆功率控制和過程控制。反應堆控制是通過控制冷卻劑中硼的濃度和控制棒的抽出或插入堆芯從而控制反應堆的啟動、功率調節、停堆和緊急安全停堆。過程控制主要是指對熱傳輸的壓力、裝量等控制以及二次冷卻劑和汽輪機及旁排等的控制。電力輸出的頻率和電壓是通過汽輪機負荷控制器控制汽輪機的蒸汽流量實現的。7/25/2023177/25/2023181．2．3保護功能I&C系統的保護功能主要用于保護核電廠、環境及人員的安全。并且當核電廠出現事故時，保護核電廠的主要設備、人員的安全，控制放射性對環境的影響。它主要包括：1)當核電廠出現異常瞬態事件時，依靠保護系統立即觸發安全停堆，停止反應堆的鏈式反應，并迅速把反應堆引入深的次臨界狀態，防止瞬態事件的進一步發展；2)當核電廠出現事故時，除立即觸發停堆外，還觸發有關的專用安全設施動作，來中止或緩解事故的后果；3)設置安全連鎖，防止因操縱員誤操作而造成事故工況；4)對執行安全功能的設備進行故障診斷，保證它們的安全功能不受影響。7/25/2023191.3壓水堆反應性控制在反應堆運行過程中，由于核燃料的不斷消耗和裂變產物的不斷積累，反應堆內的反應性就會不斷減少；反應堆功率變化也會引起反應性變化。為使反應堆在運行過程中能補償上述效應引起的反應性損失，反應堆的初始燃料裝載量必須比維持臨界所需的量多得多，使堆芯壽命初期具有足夠的剩余反應性。為補償反應堆的剩余反應性，在堆芯內必須引入適量的可隨意調節的負反應性。此種受控的反應性既可用于補償堆芯長期運行所需的剩余反應性，也可用于調節反應堆的功率水平，還可作為停堆手段。7/25/2023201．3．1壓水堆反應性效應在壓水堆引起反應性變化的主要是燃料、慢化劑和毒物。

1)燃料溫度系數溫度效應是反應堆溫度變化而引起反應性變化的效應，用溫度系數度量。燃料反應性溫度效應主要是由U238的共振吸收隨溫度變化引起的。燃料溫度的上升導致燃料有效吸收截面增大，中子吸收增大，所以，U238的燃料溫度系數總是負的。并且響應時間僅零點幾秒。2)慢化劑溫度系數慢化劑水的溫度升高時，水膨脹，密度減小，慢化能力減弱，使反應性變小，故溫度系數是負的。由于壓水堆是載硼運行，溫度升高時，硼毒作用將隨硼密度減小而下降，使反應性增大，故硼酸的反應性溫度系數是正的，如果硼酸濃度足夠大，慢化劑溫度系數將變為正的。而壓水堆在功率運行時，要求慢化劑溫度系數是負的，該溫度效應響應時間較長(約幾秒)。因此，在反應堆溫度效應反饋中起決定作用。7/25/202321

3)慢化劑壓力系數在壽期開始時，慢化劑壓力系數在慢化劑溫度部分范圍內是負的，約-6X10-7pcm／Pa，但在功率運行下常是正的，約+4.5X10-5pcm／Pa。由于壓水堆允許壓力波動范圍小，且壓力變化3.32X10-5Pa所引起的反應性變化僅相當于慢化劑溫度變化0.5℃所引起的變化，故可忽略其影響。4)慢化劑汽泡系數慢化劑汽泡系數反響了慢化劑汽泡量變化引起的反應性變化。該系數在局部沸騰時，從低功率時的50pcm%到功率運行時的250pcm%，并且隨燃耗變得更負。由于壓水堆不允許沸騰，因此，這個系數實際上不起作用。7/25/2023225)中毒效應

在核裂變過程中，生成了能吸收大量熱中子的裂變碎片氙和釤等。氙和釤吸收大量熱中子而引起反應性的變化，稱為中毒效應。中毒過程較復雜，在一定頻率范圍內又可能引起氙振蕩。由于振蕩頻率低，約為0.2～2周／天，可手動控制消除。中毒的影響需要在功率變化幾小時后才能明顯表現出來，對功率調節系統的特性影響不大。7/25/2023231．3．2壓水堆固有的自穩自調特性影響反應堆動態特性的主要因素是燃料溫度系數和慢化劑溫度系數。壓水堆溫度系數總是設計成負的。這個內部負反饋作用使反應堆具有自穩自調特性。所謂自穩性是指反應堆出現內、外擾動時，反應堆能維持原功率水平的特性。例如，當反應堆引入一個正的反應性擾動pex時，反應堆中子通量將突然增加△n，燃料溫度增加△Tf，慢化劑平均溫度跟著增加△Tavg，由于溫度效應產生一個負反應性，抵消了正反應性擾動的作用，最后，中子通量基本上能恢復到初始值。7/25/202324所謂自調性是指負荷變化時，反應堆自身能迅速達到熱平衡。汽輪機負荷功率P2↑一汽機轉速N↓一汽機調節閥開度K↑一蒸汽流量Fs↑一蒸汽壓力Ps和蒸汽溫度Ts均都↓—Tavg↓一反應性↑一中子通量n↑一燃料溫度Ts↑一Tavg↑一反應性↓

一反應堆功率與負荷要求一致。從而反應堆功率穩定在一個與負荷功率P2相一致的新的功率水平。7/25/2023251．3．3反應性控制的功能要求及措施通常把反應堆活性區中某一代中子數與前一代中子數之比稱為反應堆的有效增殖系數，用Keff=1表示。顯然，當Keff=1時，反應堆處于臨界狀態，功率水平不變；當Keff>1時，為超臨界狀態，功率水平增大：當Keff<1時，為次臨界狀態，功率水平減小。在討論反應堆控制問題時，常用反應性p這個術語。反應堆偏離臨界程度的參數。從這個意義上說反應堆控制是通過調節其有效增殖系數，即調節反應性來實現的。當反應性為正時，反應堆功率增大：反應性為負時，堆功率減小；反應性為零時，堆功率不變。7/25/202326

1)反應性控制的目的反應性控制，就是采取各種有效的控制方式，在確保安全的前提下，控制反應堆的剩余反應性。所謂剩余反應性，就是當反應堆堆芯中沒有控制毒物時的反應性。用控制毒物補償剩余反應性，這樣，就可通過調節反應堆堆芯中毒物的多少達到控制剩余反應性的目的，以滿足反應堆長期運行的需要。另外，通過控制組件適當的空間布置和最佳的提棒程序，使反應堆在整個堆芯壽期內，保持平坦的功率分布，使功率峰因子盡可能的小。在外界負荷變化時，可通過控制棒調節反應堆功率，以適應外界負荷的變化。在反應堆出現事故時，能通過保護系統迅速落棒停堆，并保持一定的停堆濃度。7/25/2023272)反應性控制方法對動力堆，通常新堆芯的剩余反應性很大。如果只用控制棒組件來補償剩余反應性，就需要很多控制棒，這在工程上很難實現，也不經濟。所以，常用控制棒組件、加裝可燃毒物棒和在冷卻劑中加入硼酸等聯合的控制方法。a)控制棒控制棒是由中子吸收材料(80％Ag，15%In，5％Cd)制成的棒狀控制元件。用于控制反應堆快速的反應性變化。

b)慢化劑中可溶性毒物控制慢化劑中可溶性毒物控制也稱化學與容積控制。其方法是在慢化劑中加入一定濃度的可溶性中子吸收劑10B。通過調節溶液中硼酸濃度或溶液總體積來補償反應性。硼酸濃度控制有自動補償、稀釋、快速稀釋和加濃等方式?？刂品绞礁鶕缦略瓌t選擇：——伴隨著反應堆的啟動運行，由于從冷態到熱態運行中的溫度變化以及燃耗、中毒等引起的比較緩慢的反應性下降，采用稀釋的方法調節；——停堆、換料及補償氙的衰變引起的反應性增加，需要加濃調節。7/25/202328c)可燃毒物棒控制慢化劑中硼的濃度是有限制的。因此壓水堆用在堆內裝入中子吸收截面較大的物質，把它作為固定不動的控制棒裝入堆芯，用以補償堆芯壽命初期的剩余反應性。這種物質稱為可燃性毒物，一般為含硼玻璃棒。在首次燃料循環開始時，它具有降低對慢化劑中硼酸濃度的要求的作用。在第一壽期終了換料時，可燃毒物棒就去掉?？扇级疚锇粼诙研緝仁潜M可能均勻地布置在沒有控制棒的導向管內。壓水堆還進行燃料濃縮度控制。即238U燃料具有三種不同的濃縮度。例如：反應堆外圍區燃料的濃縮度最大為3.1％，中心區組件成棋盤形，濃縮度有2.1％和2.6％兩種。這樣安排能調節并展平徑向中子通量密度。7/25/2023291．4壓水堆核電廠負荷運行方式核電廠負荷運行方式主要有兩種：基本負荷(模式A)運行方式和負荷跟蹤(模式G)運行方式。1．4．1基本負荷(模式A)運行方式為減少給燃料壽命帶來不利影響的因素，希望盡可能抑制反應堆功率的波動，這意味著核電廠最好按帶基本負荷運行，而不隨系統周波變動，汽輪機的功率跟隨反應堆的功率運行，即“機跟堆”運行方式。這種基本負荷運行方式由于從電力系統向反應堆沒有反饋回路，控制系統較簡單?！皺C跟堆”模式是在低功率或事故工況下的一般控制模式。反應堆功率被控制到由操縱員設定的功率點，電廠負荷被調節以保持汽包壓力不變。7/25/2023307/25/2023311．4．2負荷跟蹤(模式G)運行方式根據設計的需要，負荷是變動的。要求反應堆適應負荷變化的要求。這是一種“堆跟機”的運行方式。這種自動跟蹤負荷的控制方式，具有從電力系統向反應堆自動反饋回路，控制系統較為復雜。7/25/2023327/25/202333在機組采取比較緩慢的負荷跟蹤運行時，可以采用模式A。這種情況下調硼操作所排出的慢化劑數量比采用模式G要少得多。而在快速的負荷跟蹤運行時，情況正好相反。在燃料循環末期，用模式A不可能進行快速的負荷跟蹤運行。模式A適合于帶基本負荷運行的機組，功率調節性能較差，但在運行過程中設備受到的熱應力較小，這將無疑地有利于安全和機組的壽命。采用模式G功率調節系統操作方式，可以使機組具有靈活的功率調節性能。在任何情況下機組可以參與負荷跟蹤和電網調頻運行。模式A和模式G兩種運行模式在給定功率范圍內具有不同的功率變化速率。運行中，兩種運行模式可以根據工況要求相互轉換。7/25/2023347/25/2023351．5壓水堆核電廠穩態運行方案所謂核電廠穩態運行方案是指反應堆及動力裝置在穩態運行條件下，以負荷功率或反應堆功率為核心，各運行參數，如，溫度、壓力和流量等應遵循的一種相互關系的特性。核電廠的輸出功率PH與蒸汽發生器一次側和二次側的溫度差有如下聯系：式中，(UA)S——蒸汽發生器一次側到二次側的等效傳熱系數W／℃；Tavg、Tc和Th分別為一回路冷卻劑平均溫度、堆進口溫度和堆出口溫度，℃；Ts—蒸汽發生器二次側蒸汽溫度，℃。

7/25/202336反應堆輸出功率Pn可表示為式中，F—一回路冷卻劑流量，Kg／s：Cp—冷卻劑水的比熱，J／Kg·℃。核電廠運行的目標是使Pn=Ph。為進行這種調節，應選擇能反映堆功率與負荷二者之差的量作為主調節量。核電廠穩態運行控制方案一般有三種：Tavg恒定運行模式，蒸汽發生器蒸汽壓力Ps恒定運行模式和Tavg隨功率變化運行模式。7/25/2023371．5．1一次冷卻劑平均溫度恒定的運行方式Tavg恒定運行模式是指壓水堆核電廠一次冷卻劑平均溫度Tavg在整個功率范圍內保持恒定不變的運行方式。用P1表示一回路的輸出功率，P2表示二回路的輸出功率。當一次冷卻劑流量保持不變時，則有：式中K是與蒸發器熱交換系數和熱交換面積有關的常數，Tavg是一回路冷卻劑平均溫度，Ts是蒸汽發生器出口的蒸汽溫度。7/25/202338圖表示出Tavg恒定的運行模式。這種運行方式的優點是適應反應堆的自調特性，穩定性好。另外，由于Tavg恒定，冷卻劑容積變化小，穩壓器的尺寸相對可以小。7/25/2023391．5．2蒸汽壓力恒定的運行方式蒸汽壓力恒定是指在整個運行過程中，蒸汽發生器的蒸汽壓力Ps，保持不變。7/25/2023401．5．3一次冷卻劑平均溫度隨功率線性變化的運行方式

平均溫度隨功率成線性變化的程序運行方式是一種熱和機械制約之間的折衷方式。現在，大多數壓水堆核電廠均采用此種穩態運行方案，Tavg隨功率的變化可由下式描