核电站主要系统分级概况
核电站主要系统分级概况（GB/T 17569-1998）
核电站数字化仪控系统简介
https://www.360docs.net/doc/4e497749.html,2010年05月28日13:25:04 查看数：162 摘要在总结不同时期核电站仪表控制系统应用特点和发展趋势的基础上，以两座典型的核电站全数字化仪控系统为例，结合核电站仪控系统的特点及设计准则，进行详细的系统结构和功能分析，并提出我国新世纪核电站数字化仪控系统的改造与设计思路。 关键词过程控制DCS 智能化以太网现场总线 核电站的仪表和控制系统是核电站的重要组成部分，机组的安全可靠、经济运行已经在很大程度上取决于仪表控制系统的性能水平。从我国已经建成的和在建的核电工程来看，核电站的仪控系统经历了三个阶段。第一阶段是以模拟量组合单元仪表为主的控制系统，如正在运行的我国300 MW秦山核电站主控制系统应用的FOXBORO公司的SPEC200组装仪表，大亚湾2×980 MW核电站主控制系统采用的Baily 9020系统也属于这一类。其模拟量仪表采用小规模集成电路运算放大器为基础的元件来控制，逻辑量仪表采用继电器等硬逻辑电路来控制。因而系统所需要的仪表控制器件数量多，运行操作管理和维护工作任务重，大部分采用手动操作，主控室布局也显得较大。第二阶段是以模拟量和数字量混合运用的主控制系统，这一类实际是核岛系统仍采用小规模集成电路运算放大器为基础的模拟量元件来控制。而部分常规岛和辅助系统采用PLC自动控制系统，结合软件自诊断技术、冗余技术和网络通信技术，减少很多硬接线和就地控制柜，提高了系统运行可靠性。刚刚建成的广东岭澳核电站（2×980 MW）仪表控制系统就属于这一类。第三阶段称为全数字化仪表控制系统，它将应用成熟的常规电站分布式控制系统（DCS）加以改进并移植过来，全面应用在常规岛、BOP、核岛部分，构成核电站全新数字化仪表控制系统。现阶段应用比较典型的全数字化仪控系统有：日本日立等公司开发的NUCAMM－90系统、法国法马通公司N4控制系统、ABB公司的NUPLEX80 系统、美国西屋公司的Eagle21 WDPFⅡ系统以及我国在建的田湾核电站所采用的德国西门子公司的TELEPERM XP XS系统等。 1 核电站仪控系统的特点及全数字化仪控系统的功能设计原则 核电站仪控系统的特点是由其工艺过程的特点决定的，一般来讲典型的核电站仪控系统特点可以归纳为以下几点： （1）控制对象的工艺流程复杂，监测和控制的参数多而且各种过程参数联系密切，1000 MW典型的核电站仪控系统的参数信息量和指令大约是7000~9000个。 （2）系统安全性、可靠性要求高，运行质量直接与仪控系统性能相关。 （3）反应堆工作或停堆后一段时间内，大部分设备人员无法接近。 （4）控制和监测核燃料裂变链式反应及堆芯状态监测的必要性。
核电厂主要生产系统
核电厂主要生产系统 核电厂的分类的主要依据是反应堆堆型，按堆型分类世界上已投入运行的核电厂有以下几种： 1）压水堆核电厂 这种核电厂的优点是：反应堆的结构简单，功率密度高；汽轮机不带放射性，勿需采取防护措施。 这种核电厂的缺点是：系统复杂，设备多；为得到较高的蒸汽参数，反应堆及一回路设备都要在很高的压力下工作，使其设计、制造困难。 1950年美国海军把推进动力研究集中在压水型反应堆上，1954年魟鱼号核潜艇下水。随后，美国压水型反应堆由于陆上核电厂的建设，并得到了迅猛发展。 2）沸水堆核电厂 这种核电厂的优点是：系统简单（只有一个回路，设备少。无蒸汽发生器、稳压器、主泵及一回路主管道等）；在反应堆压力低的情况下可获得相对高的蒸汽参数。 这种核电厂的缺点是：反应堆结构复杂，功率密度低；汽轮机带有放射性，要采取防护措施。 沸水堆核电厂发展的很快，1960年美国第一座示范性沸水堆核电厂投入运行以后，目前单机最大功率已达1300MW。 3）重水反应堆核电厂 这种核电厂的优点是：用天然铀作燃料，提高了铀资源的利用率，降低了燃料的成本；采用压力管，省去技术复杂、制造困难、价格昂贵的压力壳；能不停堆换料。 这种核电厂的缺点是重水昂贵，发电成本高。 1956年，加拿大建成了实验性的重水堆核电厂，后来又建造了电功率为540MW和750MW的重水堆核电机组。 4）石墨气冷堆核电厂 这种核电厂的优点是：用天然铀作燃料成本低；获得的蒸汽参数高，且为过热蒸汽。
这种核电厂的缺点是：功率密度小，反应堆体积庞大；燃料装量大，燃耗浅，自耗功大，发电成本高。 前苏联自第一座核电厂开始，一直在设计、建造石墨水冷堆核电厂，并在国内建造了一批功率为1000MW的这种核电机组。 5）快中子堆核电厂 这种核电厂的优点是：可使对轻水堆来说是核废料的U238，变成可用的核燃料，大大提高铀资源的利用率。 这种核电厂的缺点是：钠的腐蚀性强，对设备、管道的材料要求高；钠在空气中会燃烧，在水中会爆炸－钠水反应，故危险性大。 快中子堆是最有发展前途的核电厂。因为它是一种增殖堆，能大量利用“核废料”。1951年美国实验快堆首次从核反应堆发电点亮4个灯泡。虽然世界上发达的国家已建成10多座快中子堆核电机组，但均为实验性的原型堆，尚有许多技术问题有待解决。 到2008年7月份，我国有9台压水堆核电机组、2台重水堆核电机组在商业运行，有16台压水堆核电机组、1台高温气冷堆核电机组以及一座实验快堆正在建设中。目前世界上最先进的第三代压水堆是美国AP1000和法国与德国联合开发的欧洲先进堆EPR，我国将分别在山东海阳、浙江三门和广东台山建设这两种机组。 1压水堆核电厂系统构成 压水堆核电厂是以压水反应堆将裂变能转换为热能发电的，是目前世界上选用最多的堆型。压水堆核电厂是以高压欠热水作为慢化剂和冷却剂，一回路高压高温水通过蒸汽发生器使二回路水生成蒸汽送到汽轮发电机进行发电。图1.2-1为压水堆核电厂系统原理图。
核电站全数字化仪控系统
上海交通大学核科学与系统工程系 核电培训内部教材 核电厂全数字仪控系统 上海交通大学核科学与系统工程系 2006年11月
目录 第1章概述 (3) 1.1．仪控系统的作用 (3) 1.2．核电站对仪控系统的基本要求 (4) 1.3．仪控系统在核电站安全中的角色 (4) 1.4．仪控系统的两大功能 (4) 1.4.1 信息功能： (5) 1.4.2 控制功能： (5) 1.4.3 控制功能的实施： (5) 1.5．核电厂安全设计的基本原则在仪控系统中的应用 (5) 第2章核电厂数字仪控系统的发展及构架 (6) 2.1．基础的逻辑要素 (6) 2.2．核电厂数字仪控系统的分类 (7) 2.3．核电厂数字仪控系统的发展 (7) 2.4．核电厂数字仪控系统的构架 (11) 第3章核电厂数字仪控系统中的DCS系统 (15) 3.1．系统设计 (15) 3.2．系统结构 (16) 3.3．信号流程 (18) 3.4．网关与网络服务器 (18) 3.5．DCS 的总线结构 (20) 3.6．系统事件响应时间 (21) 3.7．服务器任务 (22) 3.8．用户权限和登陆控制 (23) 3.9．I&C 系统的软件编制和V&V 认证 (24) 第4章DCS的硬件结构 (28) 4.1．标准的机柜 (29) 4.2．基本处理模块 (33) 4.3．基本通信模块 (34) 4.4．基本输入输出模块 (39) 4.4.1 数字信号输入模块。 (39) 4.4.2 数字信号输出模块。 (39) 4.4.3 模拟输入模块 (40) 4.4.4 模拟输出模块/计数模块 (41) 4.5．其他模块 (42) 第5章DCS的软件结构 (43) 5.1．系统纵览 (44) 5.2．计算机软件 (45) 5.3．软件结构 (46) 5.4．软件工程处理 (46) 5.5．工程软件下载 (50) 5.6．运行环境的操作模块 (54) 5.7．用户软件设计模块 (55)
核电站系统与设备复习资料
一回路部分： 1、了解压水堆核电厂的基本组成、工作原理、安全设计、环境保护，熟悉我国 各主要核电站的堆型、功率、发展战略等。 基本组成：核岛（NI）、常规岛（CI）、电站配套设施（BOP） 工作原理：一回路冷却剂循环：反应堆→蒸汽发生器→冷却剂泵→反应堆 二回路工质循环：蒸汽发生器→汽轮机→凝汽器凝→给水泵→蒸汽发生器安全设计：严格遵守核电站安全三要素：反应性控制、堆芯冷却和放射性产物的包容。采用了多道安全屏障和纵深防御的原则 环境保护：对核电厂的放射性进行热屏蔽、生物屏蔽；设臵放射性废物处理系统；严格遵守核废物处理的原则：分类处理，尽量回收，把排放量和放射性水平减至最小。 核电发展战略：坚持发展百万千瓦级先进压水堆核电技术路线，目前按照热中子反应堆—快中子反应堆—受控核聚变堆“三步走”的步骤开展工作。 2、掌握反应堆的基本结构、组成，各功能组件的组成、原理等；压力容器内冷 却剂的流动方向等。 基本结构：1、反应堆压力容器2、反应堆堆内构件3、堆芯4、驱动机构 组成：堆芯、压力容器、堆内构件和控制棒驱动机构 3、掌握RCP系统、各设备的主要功能、主要组成、重要特征参数、运行参数 等，自然循环的原理。 系统主要功能：1、热量传输2、中子慢化3、反应性控制4、压力控制5、阻止放射性物质扩散6、稳压器的安全阀起超压安全保护作用 系统组成：由反应堆和与其相连的三个环路组成，每条环路包含一台蒸汽发生器、一台主泵及相应的管道。一台稳压器是三个环路公用，经波动管连接在一环路的热管段上。
运行参数：系统运行压力14.7~15.7MPa（常用15.5MPa）——指什么地方压力？（稳压器汽腔压力）（1）反应堆进口冷却剂温度280~300℃（2）反应堆出口冷却剂温度310~330℃（3）反应堆进出口冷却剂温升30~40℃自然循环的原理：蒸汽发生器位置高于反应堆的位置，在蒸汽发生器中，冷（水）柱和热（水）柱之间的密度差为工质的循环提供驱动压头。使冷却剂能在无外力的情况下循环流动。 4、掌握RCV、REA、RRA的主要功能，系统组成、设计流程（管线），投入条 件，已经相互之间的连接关系，会看图分析。 1）化学和容积控制系统（RCV） 主要功能：是与核安全有关的系统之一；实现容积控制、化学控制和反应性控制。 流程：包括：、下泄回路、净化回路、上充回路、轴封水及过剩下泄回路、低压下泄管线、除硼管线。 组成：1、再生式热交换器-RCV001EX 2、下泄降压孔板-RCV001/002/003DI 3、下泄热交换器-RCV002RF（非再生式热交换器） 4、除盐器前旁路阀-RCV017VP 5、下泄控制阀-RCV013VP 6、除盐器前过滤器-RCV001FI 7、混床除盐器-RCV001、002DE 8、阳床除盐器-RCV003DE 9、三通阀-RCV026VP 10、容积控制箱-RCV002BA 11、上充泵-RCV001、002、003PO 投入条件：1、一回路冷却剂温度变化以及一回路冷却剂泄漏引起冷却剂体积波动导致稳压器液位偏离程控液位的整定值 2、冷却剂中的悬浮杂质、冷却剂的水质及放射性指标超过规定范围。 2）反应堆硼和水补给系统（REA） 主要功能：为化容系统贮存并供给其容积控制、化学控制 和反应性控制所需的各种流体。 (1) 提供除盐除氧含硼水，以保证RCV系统的容 积控制功能；(2) 注入联氨、氢氧化锂等药品，以保证RCV系 统的化学控制功能；(3) 提供硼酸溶液和除盐除氧水，以保证 RCV系统的反应性控制功能。 组成：一、补水回路 两个除盐除氧水贮存箱，两个机组共用 四台除盐除氧水泵，每个机组两台 两个化学物添加箱，每个机组一个 二、硼酸补充回路 一个硼酸溶液配制箱，两个机组共用 三个硼酸溶液贮存箱，每个机组各用一个， 第三个为共用四台硼酸溶液输送泵，每个机组两台 流程：正常补给管线、补水旁路管线、直接硼化管线、应急硼化管线、与换料水箱的连接管线 投入条件： 3）余热排出系统（RRA）
核电厂系统与设备 复习题
一、词汇简写与翻译 1、聚变fusion 裂变fission 2、安全壳Containment Structure 3、包壳Cladding 4、控制棒Control Rods 5、压力容器Reactor Vessel 6、汽轮机Turbine 7、冷凝器Condenser 8、RCP反应堆冷却剂泵Reactor Coolant Pumps 9、SG 蒸汽发生器Steam Generator 10、SFR 钠冷快堆系统Sodium Cooled Fast Reactor System 11、LFR铅冷快堆系统Lead Alloy Cooled Fast Reactor System 12、GFR气冷快堆系统Gas Cooled Fast Reactor System 13、VHTR超高温堆系统Supercritical Water Cooled Reactor System 14、MSR熔盐堆系统Molten Salt Reactor System 15、RPV 反应堆压力容器Reactor Pressure Vessel 16、IAEA 国际原子能组织International Atomic Energy Agency 17、EPR 欧洲压水堆European Pressurized Reactor 18、ABWR先进的沸水反应堆Advanced Boiling Water Reactor 19、PWR 压水堆Pressure Water Reactor 20、BWR沸水堆Boiling Water Reactor 21、CEFR 中国实验快堆China Experiment Fast Reactor 22、DOE 美国能源部Department of Energy 23、NRC 美国核管理委员会Nuclear Regulatory Commission 24、CNNC 中国核工业集团总公司The China National Nuclear Corporation 25、CGN 26、CSS安全壳喷淋系统Containment Spray System 27、RCS 反应堆冷却剂系统Reactor Coolant System 28、OBE 运行基准地震Operating Basis Earthquake 29、DBA 设计基准事故Design Basic Accident 30、QA质量保证Quality Assurance 31、ASME美国机械工程师协会American Society of Mechanical Engineers 32、CVCS化学和容积控制系统Chemical and Volume Control System 33、RBWM/REA 反应堆硼和水的补给系统Reactor Boron and Water Make up 34、RHR 余热排出系统Residual Heat Removal 35、CCWS/RRI 设备冷却系统Component Cooling Water System 36、ESWS/SEC 重要厂用水系统Essential Service Water System 37、PTR 反应堆换料水池和乏燃料池冷却和处理系统Reactor Cavity and Spent Fuel Pool Cooling and Treatment 38、WTS 废物处理系统Waste Treatment System 39、热管段：hot leg 冷管段：cool leg 40、PPM 百万分之一Parts Per Million 41、RX：安全壳厂房 KX：燃料厂房及换料水池 1.核能在人类生产和生活中的应用的主要形式是核电。 2.压水堆核电厂主要由压水反应堆、反应堆冷却剂系统、蒸汽和动力转换系统、循环水系统、发电机和输配电系统
核电厂系统与设备复习题
《核电厂系统与原理》课后习题（部分答案未找到或与教材有些许出入） 核岛 1.核能有何特点是什么？ 特点1：核能具有很高的能量密度 特点2：核电是清洁的能源 特点3：核能是极为丰富的能源 特点4：核电在经济性具有竞争力 特点5：核电的安全性具有保障 2.压水堆核电厂的基本组成是什么？与火电厂的对应关系是什么？ 压水堆核电站分为三大部分：核岛（NI）常规岛（CI）电站配套设施（BOP） 3.核电厂的安全目标是什么，其两个解释目标是什么？ 辐射防护目标；确保在正常时放射性物质引起的辐射照射低于国家规定的限 值，并保持在可合理达到的尽量低的水平。 (As Low As Reasonably Achievable-ALARA) 技术安全目标；防止发生事故，减少严重事故发生概率及其后果 4.纵深防御原则是什么，与核电站设计有何关系？ 纵深防御原则（defense-in-depth）多道屏障多级防御 5.单一故障原则是什么，与核电站设计有何关系？ 要求某设备组合在其任何部位发生可信的单一故障时仍能执行其正常功能的准则。 6.压水堆核电厂的屏蔽如何分类？ 热屏蔽 设置在被防护设备周围，防止压力容器、混凝土生物屏蔽吸收来自活区性的快中子和γ辐射的能量而出现过高的温升而损坏。 生物屏蔽 一次屏蔽-----屏蔽压水堆活性区 二次屏蔽-----屏蔽一回路系统各主要设备 辅助系统屏蔽-----防护来自各个辅助系统的各种核辐射 工艺运输屏蔽-----对乏燃料组件有关操作的屏蔽 7.反应堆冷却剂系统的功能是什么？为实现其功能，主冷却剂系统的基本组成是什么？ 1可控的产生链式裂变反应 2导出堆芯热量，冷却堆芯，防止燃料元件烧毁 3产生蒸汽 4第二道实体屏障，包容放射性物质 组成：反应堆压力容器 控制棒驱动机构的压力外壳 主冷却剂管道——（热管段、过渡段、冷管段） 蒸汽发生器一回路侧 主冷却剂泵 稳压器及其连接的管道——（波动管、喷淋管） 与辅助系统相连的管道和阀门 8.反应堆的功能是什么? 以铀为核燃料，可控制地使一定数量的核燃料发生持链式裂变反应，并持续不断地将核裂变释放能量带出作功。反应堆是核电站的核心设备，整个核电站的安全和经济性能与其密切相关。 9.主泵的功能是什么？目前，压水大型堆核电厂主要使用哪种类型的主泵，为什么？
核电站数字化仪控系统信息安全特征分析
核电站数字化仪控系统信息安全特征分析 发表时间：2019-09-16T17:07:20.657Z 来源：《建筑学研究前沿》2019年11期作者：石祎昉[导读] 分析方法和威胁范围三个角度对其进行了分析。未来的工作将进一步基于信息安全特征提出基于该标准体系的信息安全设计准则。福建福清核电有限公司福建福清 350300 摘要：笔者从国际电工委员会/核仪器技术委员会（IEC?SC45A）的标准体系出发，分析和阐述了对数字化仪控系统的信息安全设计准则。准则重点从纵深防御、安全隔离和信息安全与功能安全相互协调这三个方面对仪控系统设计要求进行了阐述，可用于指导核电厂等核设施信息安全防护措施的设计和实施。 关键词：信息安全；功能安全；核电站数字化 引言 核电站是国家的重大基础设施，核电站的仪表和控制系统是核电站的控制中枢，是事关电站安全的重要系统。而我国已经投产的和正在建设的核电站其仪控系统大多由数字式系统构成，而这就给网络攻击创造了客观条件，所以数字化仪控系统已经成了核电站重要的信息安全保障对象。本文首先依照国际标准对该领域的信息安全主要特征进行了分析，并总结了若干主要原则和约束条件。 1信息安全的主要特征 1.1保障对象的拓展 数字化仪控系统中的设备可以分为基于数字式计算机技术实现的系统（CB）和基于数字逻辑实现的系统（HPD）两类。目前信息安全乃至工控信息安全领域的主要讨论对象都是基于数字式计算机实现的系统，较少的涉及采用FPGA或CPLD等可编程数字逻辑器件实现的系统。在IEC62645-2014中，已经明确地把可编程逻辑器件所构建的系统作为与基于数字计算机技术实现的系统相并列的对象进行讨论。基于HDL可编程数字逻辑技术实现的系统已经不可避免的被列入了信息安全的讨论范围之内，而这一改变对信息安全相关技术活动的影响需要综合参照IEC62645-2014和IEC62566-2012作为标准基础。 1.2主要威胁范围的限定 威胁利用系统的脆弱性对资产产生破坏是分析信息安全风险的最基本范式，定义对象系统的信息安全威胁是需要解决的问题。依据ISO27000标准体系，物理防护、电力供应、运行环境以及综合性的自然灾害所造成的破坏，均被视作对特定信息安全保障对象的威胁。但是，作为核电厂数字化仪控系统，其运行的物理环境和相关的人员管理措施均被其他法律法规所约束，也被较完善的国际和国内标准所指导和限制，所以IEC62645-2014和IEC62859-2016中都不以这些威胁途径作为主要的讨论和分析对象，而是把讨论的范围限定在数字式攻击（即网络攻击Cyberattacks）。基于同样的理由，这些标准同时把非恶意的活动和偶然事件排除在主要威胁范围之外。虽然这些被包含在ISO/IEC27000标准族、IEC62443标准族[10]或者NIST的相关出版物质的讨论框架内，但为了集中讨论主要威胁，SC45A的主要标准将主要的威胁分析对象限定为以数字式手段进行的攻击活动。 1.3基于功能安全后果导向的分级方法 实现功能安全是仪控系统的主要设计任务，而信息安全的等级划分也来自功能安全后果导向。IEC62645-2014中对系统的信息安全分级方法可以概括如下：1）应根据信息安全威胁所可能产生的最大安全后果向系统分配程度S1至S3。2）向数字化仪控系统分配安全程度应依照如下原则：–向处理A类安全功能的数字化仪控系统分配的安全程度为S1；–向需要实时操作的数字化仪控系统以及处理B类安全功能的数字化仪控系统分配的安全程度不得低于S2；–根据信息安全威胁所可能产生的最大安全后果，向处理C类功能的数字化仪控系统以及协助工厂运行和维护的数字化仪控系统的辅助系统分配的安全程度为S3。 1.4划定信息安全防护区域时的注意事项 依据IEC62645-2014里的定义，信息安全防护区域允许将功能安全具有相同重要性的仪控系统分组在一起以用于管理和应用保护措施。在实践中，应考虑如下的原则。第一，根据IEC62645-2014，信息安全区域的划定应考虑和利用为加强安全目的而引入的独立性和物理分离要求。第二，数据通信方面（包括逻辑分离）和地理/物理分离以及独立方面应共同考虑，以划定安全区。对于多分隔系统，要额外考虑如下原则。第一，给定的数字化仪控系统的分隔（或列）应分组在同一个信息安全防护区域，除非能从信息安全角度有效的过滤和监测分隔之间的通信。第二，给定的数字化仪控系统的分隔（或列）如果使用通用工程工具进行配置，则应分组在同一信息安全防护区域。 2核电DCS系统设计 2.1硬件构架 本装置的硬件部分主要包括：服务器、调试箱、与DCS控制器机柜的接口，硬件架构如图2所示。服务器用于运行电厂工艺模型、DCS一层仿真系统软件、通讯以及工程调试管理软件。在开发阶段，采用机架式服务器；工程应用阶段，为了方便移动，可采用便携式移动终端配合服务器使用。便携式调试装置主要包括电源、通讯控制器、I/O模块和小型交换机等，主要用于将模型软件计算出的工艺过程数据传递给实际机组的DCS控制机柜，同时将DCS控制机柜的控制输出信号反馈到服务器中。调试装置将根据电厂实际DCS机柜的通道类型和通道数，来配置不同种类和数量的I/O模块。为了在工程应用中方便携带，移动测试不同系统的DCS控制机柜，所有的I/O模块集成在旅行箱形状的调试装置中。
核电站系统三个回路
核电站系统三个回路 一回路：反应堆冷却剂（硼水）在主泵的驱动下进入反应堆，流经堆芯后从反应堆容器的出口管流出，进入蒸汽发生器，然后回到主泵，这就是反应堆冷却剂的循环流程（亦称一回路流程）。 二回路：在循环流动过程中，反应堆冷却剂从堆芯带走核反应产生的热量，并且在蒸汽发生器中，在实体隔离的条件下将热量传递给二回路的水。二回路水被加热，生成蒸汽，蒸汽再去驱动汽轮机，带动与汽轮机同轴的发电机发电。 三回路：作功后的乏蒸汽在冷凝器中被海水或河水、湖水冷却水（三回路水）冷凝为水，再补充到蒸汽发生器中。以海水为介质的三回路的作用是把乏蒸汽冷凝为水，同时带走电站的弃热。 核电站主要设备：核反应堆、蒸汽发生器、稳压器、主冷却剂泵、汽轮发电机机组。
1、压水堆核电站 以压水堆为热源的核电站。它主要由核岛和常规岛组成。压水堆核电站核岛中的四大部件是蒸汽发生器、稳压器、主泵和堆芯。 在核岛中的系统设备主要有压水堆本体，一回路系统，以及为支持一回路系统正常运行和保证反应堆安全而设置的辅助系统。常规岛主要包括汽轮机组及二回等系统，其形式与常规火电厂类似。 2、沸水堆核电站 以沸水堆为热源的核电站。沸水堆是以沸腾轻水为慢化剂和冷却剂并在反应堆压力容器内直接产生饱和蒸汽的动力堆。 沸水堆与压水堆同属轻水堆，都具有结构紧凑、安全可靠、建造费用低和负荷跟随能力强等优点。它们都需使用低富集铀作燃料。 沸水堆核电站系统有：主系统（包括反应堆）；蒸汽-给水系统；反应堆辅助系统等。 3、重水堆核电站 以重水堆为热源的核电站。重水堆是以重水作慢化剂的反应堆，可以直接利用天然铀作为核燃料。重水堆可用轻水或重水作冷却剂，重水堆分压力容器式和压力管式两类。 重水堆核电站是发展较早的核电站，有各种类别，但已实现工业规模推广的只有加拿大发展起来的坎杜型压力管式重水堆核电站。 4、快堆核电站 由快中子引起链式裂变反应所释放出来的热能转换为电能的核电站。快堆在运行中既消耗裂变材料，又生产新裂变材料，而且所产可多于所耗，能实现核裂变材料的增殖。 目前，世界上已商业运行的核电站堆型，如压水堆、沸水堆、重水堆、石墨气冷堆等都是非增殖堆型，主要利用核裂变燃料，即使再利用转换出来的钚-239等易裂变材料，它对铀资源的利用率也只有1％—2％，但在快堆中，铀-238原则上都能转换成钚-239而得以使用，但考虑到各种损耗，快堆可将铀资源的利用率提高到60％—70％。
核电厂系统与设备电子书思考题
第二章压水堆核电厂 从电能生产的观点看，压水堆核电厂有那些部分组成？各自作用是什么？从热力循环的观点看，压水堆核电厂有几个回路组成？各自作用是什么？与沸水堆电厂相比，压水堆核电厂热力循环有何特点？这样做有何利弊？核电厂的厂址须满足什么要求？ 核电厂厂区分哪几部分？平面布置应考虑哪些因素？ 核电厂主要有哪些厂房？ 什么叫T 形布置？什么是L 形布置？各有何利弊？核电厂系统和设备及构筑物的安全分级、抗震分类、质保分组是如何规定的？解释名词：多道屏障；纵深防御；单一故障准则；安全功能。 第三章反应堆冷却剂系统与设备 为什么一回路系统的压力选得那样高？ 试述稳压器的工作原理。轴封式反应堆冷却剂泵是如何解决冷却剂沿轴的泄漏问题的？ 为什么一回路运行在160C以下时应投入余热排除系统？ 什么是汽蚀？它对泵的工作有何危害？如何防止发生汽蚀？ 什么是比转数？一台泵有几个比转数？按比转数范围划分，反应堆冷却剂泵属于那一类？其特性曲线有何特点？ 蒸汽发生器二次侧工质的流程如何？为什么给水环作成倒“J”形？沿给水环周向给水分配均匀吗? 循环倍率对传热、流动和汽水分离效果有哪些影响？为应付断电事故，一回路系统及设备设计上采取了哪些措施？ 解释名词： 无延性转变温度；必须汽蚀余量；可用汽蚀余量；比转数；循环倍率。 第四章一回路主要辅助系统 为什么一回路运行在160C以下时应投入余热排除系统？
现代核电厂化容系统对于降低放射性水平效果如何？为什么？ 为净化一回路水, 化学和容积控制系统采取了那些措施? 设备冷却水系统在何种工况下的负荷最大？为什么? 利用硼酸进行反应性控制有何特点和局限？ 化容系统是如何实现容积控制的? 反应堆停闭 3 个小时了, 这时剩余发热由什么系统带走? 核岛的最终热阱是什么?废热如何排到热阱? 用于正常停堆后余热排出的系统有哪些？ 现代压水堆核电厂停对后热量排出系统由哪些? 第五章专设安全设施系统 专设安全设施系统在设计上有何特殊要求？ 对于设计基准事故，安全注入系统的设计的验收标准有哪些？ 发生大破口失水事故后，安全注入系统有哪些响应？为什么要采用冷 -热端同时再循 环注入？ 什么是非能动系统？采用非能动系统对安全设施系统设计有何意义？发生失水事故后安全壳内氢气的来源有哪些？如何控制安全壳内氢浓度？专设安全设施系统设计中，为保证管线打开或关闭成功，往往采用什么办法？简述辅助给水系统的功能、设置、动力源特点。 安全壳喷淋系统的作用、系统设置、启动条件和运行方式。 第六章核电厂热力学 最简单的蒸汽动力装置的热力循环是什么循环？它由哪些过程组成？在压水堆核 电厂各过程什么设备中进行？ 在P-V图，t-s图及h-s图上画岀饱和蒸汽理想朗肯循环。 相同温度限下以卡诺循环的热效率最高，为什么采用饱和蒸汽的热力循环不能采用卡诺循环？
核电站仪控系统数字化改造解析
核电站仪控系统数字化改造解析 发表时间：2019-04-24T09:47:32.140Z 来源：《基层建设》2019年第2期作者：刘仕伟1 刘帅2 [导读] 摘要：在核电站改造过程中,重要的一部分就是仪控系统数字化改造，在改造时首先要考虑的工作是处理好部件数量不足、更新换代快，设施老旧、功能退化的问题。 1.中国中原对外工程有限公司北京 100044； 2.恒力石化（大连）有限公司辽宁大连 116318 摘要：在核电站改造过程中,重要的一部分就是仪控系统数字化改造，在改造时首先要考虑的工作是处理好部件数量不足、更新换代快，设施老旧、功能退化的问题。另外，值得从业人员注意的还有，仪控系统数字化改造是一个由外到内的系统过程，不能只看到当前的部件和设备状态，还要根据当前形势、预见未来一段时期内可能出现的设施更新和维护工作。 关键词：核电站；数字仪控系统；数字化改造 引言 随着当前社会经济的快速发展，人们在生产生活中对电能的需求量也快速增加，在此过程中关于核电站的建设和应用也引起了广泛的关注。区别于传统的火力发电以及水力发电，核电站在运行中具有能耗低、污染小、电能产出稳定的特点，实际应用中能为区域电能的稳定供应奠定良好的基础。核电站的运行原理为：通过核装置运行产生热量，之后通过加热水蒸气，转换机械能的方式推动发电机进行发电，以此实现能量转换的过程。在此过程中，分析仪控系统作为核电站运行中的主要控制单元，其运行状态以及效果也引起了研究人员及维护人员的重视。 1数字化仪控系统的主要特点 1.1多样性 所谓多样性就是用两种或两种以上的完全不同的方法实现同样的一个功能，包括功能多样性、硬件多样性和软件多样性。多样性只对安全级系统有要求，而对非安全级没有要求。对于传感器的多样性，只对模拟量有要求，对数字量没有要求。保护系统之间是孤立系统，互相没有任何硬件设备的连接。保护系统内部实现同样的停堆和专设安全设施驱动的功能，但使用了不同的传感器，采用不同的保护参数，采用两套独立的机柜，两个机柜内安装不同的组态软件，采用不同的时序和计算方法，从而实现了保护系统内部的多样性。 1.2冗余性 所谓冗余性，是指并行的重复配置设备，包括软件或硬件，以保证设备出现故障时，能继续保持系统运行，冗余性配置的主要目的是解决单一故障，提高系统的可利用率。所谓单一故障，另外，冗余性配置使得不停运系统时，可进行在线的维修和试验工作，冗余性主要体现在以下几个方面：（1）操作员站和工程师站的冗余。一套仪控系统配置有多台操作员站，工程师站除自有的特殊功能外，兼具操作员站的所有功能。（2）网络的冗余。当一个网络故障，另外一个网络自动投入使用。（3）服务器的冗余。防止服务器损毁，数据丢失。 1.3独立性 保证独立性要求的方式是隔离，隔离可阻止故障的传播，包括实体隔离、功能隔离、电气隔离等。实体隔离使用障碍物或距离，防止设备的故障从一个区域传播到另一个区域。使用功能隔离，降低出现复杂瞬态的概率。使用电气隔离，防止故障通过供电线路或信号线路传播，光电耦合设备是常用的电气隔离的方式。 2核电站仪控系统数字化改造要点 2.1备件问题和设备老化 备件问题及设备老化问题为当前核电站仪控系统运行中主要存在的问题。两类问题的出现造成核电站在运行中组件运行的可靠性和稳定性降低，且造成了一定的安全隐患。实际工作中为有效优化该类问题，应用单位可通过应用分布式控制系统的方式，或采用现场总线控制系统的方式进行仪控系统的数字化改造。通过优化软件技术的方式达到降低设备应用局限性的问题，最终达到提升设备应用质量并发挥组建控制应用效果的目的。另外，分析两类技术方案在实际应用中，智能化控制为其核心运行技术。实际应用中通过核心智能化技术的运行，实现了全站控制设备运行现状的监测以及运行性能的监测，及时针对设备运行中存在的问题及故障现象进行预警提示，最终达到提升系统运行可靠稳定性的目的。具体分析通过核心智能技术的运行应用，有效地减少了独立监测装置的安装数量，并且实现了系统控制的无障碍化。另外，ＤＣＳ系统及ＦＣＳ控制系统在应用中，其备件之间都可进行互换应用，有效降低因设备组件应用选择局限，造成了设备老化及运行成本升高问题。并且在实际运行中设备组件的互换应用，对系统控制运行中的智能性、可靠性、安全性、稳定性提升，奠定了良好的基础。 2.2核电站数字化仪控系统的功能 核电站的数字化仪控系统充分体现了“信息集中，控制分散”的设计思路。随着计算机信息控制技术的不断发展，各生产厂商竞相研制各种丰富多样的自带处理器的智能型I/O块。该类系统模块可与各类传感器，以及马达控制器，电磁阀门进行连接，同时在完成基本控制功能的过程中，还可以随时诊断设备的运行情况。如果在系统应用软件中采用智能控制算法或利用人工智能技术进行自诊断和故障的早期预测，并通过优化过程控制来提高系统的工作可靠性和控制水平，使系统更具有开放性、互操作性和互用性。将使现在的数字化仪控系统更加完善。但是目前因为计算系统在硬件支持方面的不足，较多的功能模块性能实现还存在一定的问题。较多情况下只能实现单一的控制回路和单一的功能控制，对复杂、多组件的设备构件控制还无法应用仪控系统进行全面控制。同时分析在实际发展中关于单回路输出输入频繁的运行方案，目前还存在成功案例少，参考价值低的现象。所以，有的用户借鉴上述仪控系统中的局部设计思路，尝试将现场已经应用成熟PLC设备连接到独立的现场总线网络服务器，与操作站直接通信。尤其在旧的核电站仪控系统改造方案中，可以直接利用现场原有的电缆和一次测量元件及执行机构，只是对监测和控制部分用先进的I/O模块和PLC设备对原来的控制柜或控制仪表进行改造或替换。根据现场的实际情况，选用适当的以太网PLC、现场总线PLC以及远程智能I/O设备更换现场的老式控制柜和辅助继电器柜，甚至利用先进的小型分布式控制网络替代原来的第一代模拟量组装仪表和控制盘台，使原先第一代或第二代的核电站仪控系统重新焕发了生命力，不但解决了原有老系统卡件老化严重且没有备品备件的问题，而且对机组的延寿、安全、稳定、经济运行起到至关重要的作用。 2.3于系统安全可靠性的分析 如果把DCS和FCS两种方案拿来比较可以知道，FCS可以对将要出现的故障进行预测，减少系统故障，具有很强的前瞻性维护效果。利用智能仪表的自我诊断和总线技术，可以连续监视出现的“先导性指示”，预测将要出现的故障。FCS可以进行状态监视，随时排查故障。
核电设备名词及主要系统简介
核电设备名词及系统简介 1、装备制造业名词：RCC-M 来源：发改委 RCC-M是法国《压水堆核岛机械设备设计和建造规则》的简称，由法国核岛设备设计和建造规则协会（AFCEN）为规范法国压水堆核电站机械设备设计和建造而编制，已被法国政府采纳，是法国核电标准RCC系列的一个分支。RCC系列（RCC-C、RCC-E、RCC-M、RCC-MR和RSE-M五部分）规范标准的原始基础是美国轻水堆核电标准，法国在20世纪70年代初期引进了美国西屋公司的90万千瓦级核电机组技术，启动了压水堆核电发展计划，按照美国ASME－III等标准陆续建成一批90万千瓦级核电机组。为适应法国核安全管理的要求并根据工业实践经验和业主（EDF）对制造和检测的要求，法国相关部门对引进的标准增设了相关的附加规定。此后，法国相关部门又把附加规定与设计和建造标准全部收集到一套完整的文件中。这就是RCC系列标准的由来。自1980年10月出版第一版以来，应法国国内及国外项目建设的需要，AFCEN不断对RCC-M进行升级或补遗，截至目前最新版本2007版，共计有7个版本。RCC-M是针对不同核电项目建设而不断进行升级的。在RCC-M标准的使用过程中，世界上任意一家使用方均可提出修改要求。AFCEN定期举行小型会议（每年10～20次），由50～100个会员参加，综合考虑各种情况和问题，如法规和涉及标准的变化、国际范围内管理要求的更新以及工业发展情况等对RCC-M标准进行更新。 RCC-M主要用于安全级设备，在法国和其他国家（如中国）供买卖双方在合同签订时作为依据性文件使用。RCC-M中所给出的规则主要借鉴了"ASME锅炉及压力容器规范"第III卷核动力装臵设备（NB、NC、ND、NG、NF）
《核电厂系统与设备》课后习题答案及复习提纲
注：本资料主要针对《核电厂系统及设备》臧希年编著第2版清华大学出版社2011年7月；笔者根据所学知识及综合一些其它资料汇编而成，分为课后习题解答与复习提纲两部分；本资料仅供读者作些参考，由于笔者知识有限，有些知识难免存在一些偏差，请批评指正。 2014年2月16日星期日第一部分：课后习题参考答案（2、3、4、5、7、8） 第二章压水堆核电厂 1.从电能生产的观点看，压水堆核电厂有哪些部分？各自有什么作用？ 答：从电能生产的角度看，压水堆核电厂分为核岛与常规岛，核岛利用核能生产蒸汽，常规岛利用蒸汽生产电能。 2.从热力循环的观点看，压水堆核电厂由几个回路组成？各自的作用是什么？ 答：压水堆核电厂主要由反应堆冷却剂系统（简称一回路），蒸汽和动力转换系统（又称二回路），循环水系统组成。一回路生产蒸汽，二回路与三回路将蒸汽的热能转换为推动核汽轮机组转动的机械能。 3.核电厂的厂址须满足什么要求？ 答：应考虑三个方面①核电厂的本身特性。核反应堆是一个强大的放射源，核电厂的热功率决定了反应堆内的放射性的总储量，在相同的运行条件下，堆内放射的总量与功率成正比。②厂址的自然条件与技术要求。应尽可能地避免或减少自然灾害（如地震，洪水，及灾难性
气象条件）造成的后果，并应利于排出的放射性物质在环境中稀释③辐射安全要求。⑴辐射安全应符合国家环境保护，辐射防护等法规和标准的要求⑵将核电厂设置在非居民区⑶考虑厂址周围的人口密度和分布。 4.核电厂主要有哪些厂房？ 核电厂主要有反应堆厂房（即安全壳），燃料厂房，核辅助厂房，汽轮机厂房和控制厂房。 5.解释名词：多道屏障，纵深防御，单一故障准则 多道屏障：在所有情况下保证绝对控制过量放射性物质对外释放，核电厂设置了三道屏障，只有这三道屏障全部被破坏才会释放大量的放射性物质。 纵深防御：将安全有关的所有事项置于多重防御之下，在一道屏障失效后还有另一道屏障来弥补。 单一故障准则：当系统中某一部件不能执行其预定功能安全功能时，并不影响整个系统功能的执行。 第三章反应堆冷却剂系统和设备 1.大亚湾核电厂堆芯内有多少个燃料组件？简述一个燃料组件的构成？ 答：157个燃料组件，一个燃料组件呈17*17排列正方形排列，每个组件有289个位置，其中有264个位置由燃料元件占据，24个位置由控制棒导向管占据，1个位置由中子注量率导向管占据。
核电站的概述(核电站原理流程及工况)
核电站的概述 核电站原理流程及工况 核电站的动力装置由反应堆，一回路系统和二回路系统等三个主要部分组成。 1．本电站采用压水型反应堆。反应堆是实现可控裂变以产生核能，并经核能转变为热能的设备。它是由堆芯、堆内构件、控制棒驱动机构和压力容器等组成。在堆芯中安装了121个燃料组件，每个组件有204根用锆—4合金作包壳的低浓二氧化铀燃料棒，用含硼水做中子慢化剂和冷却剂。反应堆的控制由控制棒和调节冷却剂中硼浓度来实现。鉴于堆芯产生极强的放射性，反应堆周围设置有生物屏蔽层。 2．一回路系统由一个主系统和18个辅助系统组成。主系统的冷却剂在高压密闭回路中循环，将反应堆产生的核能传给二回路水以产生蒸汽。主系统有两个环路，每个环路包括一台蒸汽发生器、一台主泵和相应的主管道。其中一个环路上还有一台稳压器。主泵驱动冷却剂流过反应堆堆芯，冷却剂吸收取燃料棒释放的热量而升温后，流到蒸汽发生器中。通过传热管将热量传给二回路的给水。然后流回主泵，再由主泵将冷却剂送入反应堆。反复循环，整个系统带有较强的放射性。冷却剂处于高压之下以保持过冷状态，在一个环路上设有稳压器。其作用是稳定主系统的压力。容器内水和汽各占一部分容积。利用加热和冷凝二种手段，使系统中由于冷却剂温度升降及相应的体积变化所造成的压力波动减至最少。主系统正常工作压力为155个大汽压。冷却剂总流量为24000t/h。 3．二回路系统由一个主系统和8 个辅助系统组成。主系统将两台蒸汽发生器产生的饱和蒸汽用于推动汽轮机。带动发电机发电。汽轮机设有中间除湿，再热的三汽缸饱和蒸汽汽轮机。蒸汽发生器产生的饱和蒸汽，先进入汽轮机高压缸，作功后的排汽经过汽水分离—再热器以除去水分，并加热升温，然后进入两只低压缸继续作功。低压缸的乏汽排入冷凝器被海水冷却而凝结。凝结水经过过除盐、除氧等处理和低压加热后，再由给水泵经过高压加热器送往蒸汽发生器。如此反复循环构成汽—水回路。由于蒸汽发生器的传热管将一、二回路相隔开，因此二回路系统在正常运行时不带放射性。
核电厂系统与设备 复习大纲
《核电厂系统与设备复习资料》 第一章：绪论 1、从能源的供应结构来看, 目前世界上消耗的能源主要来自煤、石油、天然气三大资源, 不仅利用率低, 而且对生态环境造成严重的污染。 2、为了缓解能源矛盾, 除了应积极开发太阳能、风能、潮汐能以及生物质能等再生能源外, 核能是被公认的唯一现实的可大规模替代常规能源的既清洁又经济的现代能源。 3、按慢化剂分类：轻水堆（压水堆和沸水堆）；重水堆；石墨堆。 沸水堆：效率高。缺点：水有放射性 压水堆：汽水分离再热器。再热：提高干度。回热：提高效率 第二章：压水堆核电厂 2 .1 概述 1、从生产的角度讲, 核岛利用核能生产蒸汽, 常规岛用蒸汽生产电能。 核岛：反应堆冷却剂系统；专设安全系统；核辅助系统；三废处理系统。 常规岛：汽轮机回路；循环冷却水系统；电气系统。 2、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。 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。 3、为了保证反应堆和反应堆冷却剂系统的安全运行, 核电厂还设置了一系列核辅助系统和专设安全设施系统。 4、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。 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。 5、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。 6、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 供水及闭式供水两类。 开式供水方式的主要优点是冷却水进水温度较低, 有利于汽轮机组的经济运行, 而 且系统简单, 投资较低。 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。 2 .2 核电厂总体及厂房布置 2 .2 .1 厂址选择 核电厂选址考虑的因素中很多与火电厂相同, 它们包括接近电力负荷中心、有充足的冷却 水源、交通运输方便、有良好的自然条件( 如地形、地质和地震等) 、减少废热废物排放 对生物的影响和防止环境污染的可能性等。核电厂选址基本原则除了要满足常规电厂所 必需的条件外, 还应尽量减少释放放射性对环境的影响, 以确保居民在一般事故和严重事 故条件下不受危害。归结起来, 核电厂选址应考虑核电厂本身特性、厂址自然条件和技术 要求以及辐射安全等三个方面。