核电厂仪表与控制思考题
一、核电厂仪表与控制系统概述
1、压水堆核电厂主要有哪些测量系统和控制系统
测量系统:核仪表系统、堆芯中子注量率测量系统、反应堆堆芯温度测量系统、反应堆堆芯水位测量系统、控制棒棒位测量系统、汽轮机监测系统、电厂辐射监测系统以及压力测量系统、硼浓度测量系统、机械位移、转速和振动测量系统等
控制系统：反应堆功率调节系统、冷却剂平均温度调节系统、化学和容积控制系统、汽轮机调节系统、蒸汽旁路排放控制系统、稳压器压力调节系统、稳压器水位调节系统、蒸汽发生器水位调节系统、给水流量调节系统、发电机励磁调节系统和除氧器调节系统等
2、压水堆核电厂仪表与控制系统的主要功能是什么
系统的功能：监视功能、控制功能、保护功能
3、压水堆核电厂仪表和控制系统的工作特点有哪些
（1）传感器工作环境恶劣：工作环境中子注量率高、温度压力高、安装空间狭小、要求抗震；（2）设置有安全系统：为保护反应堆安全设置有一系列专设安全系统（例：反应堆保护系统、安全注射系统、安全壳隔离系统、安全壳喷淋系统）必要时启动专设安全设施，保护堆芯安全；（3）核测量仪表的特殊性：a.核探测器输出信号幅值低，现场干扰大，常需采用一些特殊措施以提高信噪比；b.多数探测器都有很高的内阻，可以把他看成一个电流源。要求电路具有高的输入阻抗；c.要测量的中子注量率范围宽，用一种探测器和测量电路难于满足要求，需采用多种探测器；d.信号电缆长，工作环境恶劣，要求具有耐高温、抗辐照、抗干扰、低噪声和高绝缘特性；
4、压水堆核电厂仪控系统的设备在安全重要性上分哪些级哪些属于安全级设备
安全级设备；是完成反应堆安全停堆、安全壳隔离、堆芯冷却以及从安全壳核反应堆排出热量所必须的，或是防止放射性物质向环境过量排放所必须的
安全有关的设备；在实现或保持核电厂安全方面起补充、支持或间接地作用
非安全重要设备。在实现或保持核电厂安全方面无明显作用
二、自动控制与调节基本知识
1、什么是开环控制系统其优缺点是什么
开环控制系统:系统的输出量与输入量之间不存在反馈。优点是装置简单、成本低、调节快；缺点是调节精度低，抗干扰能力差。
2、什么是闭环控制系统其优缺点是什么
闭环控制系统：凡是系统输出量对控制系统作用能有直接影响的系统，都叫做闭环控制系统。优点是控制精度高，抗干扰能力强；缺点是系统较为复杂，成本高，可能存在振荡现象。
3、请画出闭环控制系统的方框图，并说明其工作原理。
闭环控制系统受到两种输入信号的作用，即有用信号和干扰信号的作用。有用输入信号决定系统被控制量的变化规律，扰动信号可以作用于系统的任何部位。扰动信号是使被控制量偏离其给定值的信号，它是难以避免且有害的。
4、知道传递函数的定义，掌握方框图的连接和运算。
线性定常系统的传递函数，定义为初始条件为零时，系统输出量的拉氏变换与输入量的拉式变化之比。
方框图的构成：环节、信号线、分支点、相加点
方框图的连接：串联：串联后的等效传递函数等于各传递函数的乘积；并联：并联后的等效传递函数等于各传递函数的代数和；反馈连接：闭环传递函数=（前向传递函数/(1+-开环传递函数)）
5、控制系统主要的动态品质指标有哪些各表示什么物理含义
最大动态偏差：指被控参数偏离给定值1的最大值，也是过渡过程第一个波峰值
超调量：第一个波峰值与稳态值之比，以百分数的形式给出
调节时间：指响应曲线从输入信号开始，到最后进入偏离给定值的误差为5%范围内，并且不再越出这个范围的时间
衰减比：表示振荡过程衰减的程度，等于相邻两个同向波峰之比
衰减率：衡量振荡过程衰减程度的一个动态指标，指经过一个周期后，波峰幅度衰减的百分数
6、什么是有静差系统和无静差系统什么是瞬态响应和稳态响应
系统的时间响应结束后，被控制参数的稳态值与给定值之间存在偏差，称为有静差系统，反之是无静差系统
瞬态响应：指系统从初始状态到最终状态的响应过程
稳态响应：指当时间趋于无穷大时，系统的输出状态
7、什么是简单控制系统对控制系统的基本要求有哪些
简单控制系统是由一个测量元件及变送器、一个控制器、一个执行器和一个被控对象组成，并且只对一个被控参数进行控制的单闭环反馈控制系统
基本要求：对具体的被控对象，要依据被控过程的工艺特点、动态特性、技术要求和性能指标及安全性、经济性和可行性等因素进行反复比较，最后确定一个合理的控制方案；根据控制方案和过程特性，工艺要求选择合适的传感器、变送器、控制器和执行器，这些装置确定以后，除控制器以外都不能随意改变。要想提高控制系统的性能品质，只能通过选择合适的控制器的调节规律及改变调节参数的大小来实现
8、比例调节的特点有哪些比例度是如何定义的
比例调节：只有一个调节参数，整定简便，缺点是系统存在静态误差。对滞后时间小、外部干扰小、负荷变化不大、允许有静态误差的系统可以选用。
比例度指调节器输入偏差的相对变化值与相应的输出相对变化值之比，用百分数表示
9、PI调节中，积分的作用是什么积分时间常数的含义是什么
作用：消除稳态偏差
含义：在阶跃函数输入时，PI调节器积分部分的输出增加到等于比例部分输出时所需要的时间
10、PD调节的特点有哪些微分时间常数的含义是什么
由于微分调节作用提高了系统的稳定性，这样可以适当提高比例放大系数Kp，加快调节过程，减小误差。用于要求动态偏差和稳态误差小的系统，在有高频干扰的场合，不能使用微分调节。
含义：在斜坡输入时，PD调节器比例部分的输出增加到等于微分部分输出时所需要的时间
11、什么叫串级控制系统它有哪些特点。
串级控制系统：由主回路和副回路两个闭合回路组成，主、副调节器串联工作
特点：能快速消弱进入副回路干扰的影响，在设计串级控制系统时应设法让主要干扰进入点位于副回路之内；能改善整个系统的动态特性及消除进入主、副回路干扰的影响
12、前馈控制系统的原理，此控制方式有哪些特点。
原理：当系统受到干扰时，立即从扰动作用取得信息，并以此通过控制器产生控制作用，以消除扰动对被控量的影响
特点：前馈控制是按扰动控制，在扰动出现时立即动过，控制及时；前馈控制不构成闭环，是开环控制；一个前馈控制通道只能补偿一个干扰对被控量的影响。
13、直接数字控制系统主要包括哪些部分
DDC中，除了被控制过程、检测变送器和执行器以外，就是由硬件部分和软件部分构成的计算机系统
硬件部分：主机；输入、输出设备；操作台；
软件部分：
14、DDC系统的软件有哪几类各自的功能是什么
系统软件：用户用来操作使用和管理计算机的软件
应用软件：用户利用计算机和所提供的各种系统软件编制解决实际问题，具有专用功能的程序
15、提高DDC系统可靠性的措施有哪些
措施：DDC系统中的计算机应选用可靠性高的工业控制计算机；为避免因电源故障而导致系统失效，应配置可靠电源；应配置热备用计算机系统；最好设置故障诊断功能，及早发现故障，及时排出隐患
三、核电厂反应堆功率检测仪表
1、什么是反应堆的核功率什么是热功率
核功率：反应堆在单位时间内释放出的能量称为反应堆的功率
热功率：由反应堆核燃料提供给冷却剂的总功率
2、简述涂硼电离室的组成和工作原理。
由高压电极、收集电极、绝缘体、外壳、保护套等组成。它是一个密封的筒形容器，容器内充有氩气为主的混合气体，α粒子穿过气体时使其电离产生离子对，离子在外电场作用下运动形成电流信号。通过测量这个电流的大小即可知道该电离室所处位置中子注量率的强弱。
3、说明γ补偿电离室的补偿原理。
该电离室由A、B两个相邻的小室组成，其结构和内部充气情况完全相同，只是A室内壁涂有硼层，接正电压；B室内壁无涂硼层，接负电压，中间收集极共用，经电流表接地。当中子与γ射线同时入射时，A室内产生的电流i1中既有中子引起的电流也有γ射线引起的电流；而B室内因为没有硼层，不会引起气体电离，产生的电流i2只有γ射线引起的。I1和i2的方向相反，输出电流是二者之差，故消除了γ射线的影响。
4、简述涂硼正比计数管的组成和工作原理。
由一个圆筒形阴极和中心金属丝阳极构成，阴极内壁涂有硼，两极之间互相绝缘，筒内充有氩气和少量的二氧化碳气体，工作时两极之间加有直流高压。测量单个带电粒子，探测器输出脉冲信号，信号频率正比带电粒子数量。
5、裂变电离室与涂硼电离室的主要区别是什么
离子的产生方式不同。裂变电离室通过热中子与235U发生裂变反应产生能量很高的裂变碎片，使内部气体电离产生粒子。涂硼电离室则是通过热中子与10B作用产生的α粒子穿过气体时产生离子
6、β流自给能中子探测器由哪几部分组成简述其工作原理。
组成：发射体、收集体、绝缘体和导线
原理：利用中子活化材料的放射性衰变来产生电流信号。当发射体俘获中子后形成放射性同位素，活化了的发射体在β衰变过程中放出高能电子流。发射体通过电流表连接到收集体，测得的电流正比于从发射体逸出的电子流。β发射平衡时，该电流将正比于入射的中子注量率
7、核功率测量系统的功能有哪些
功能：（1）向操纵人员提供反应堆装料、停堆、启动和功率运行等各种工况下的反应堆功率、功率变化率和功率分布信息；（2）给棒控系统提供功率信号和闭锁信号；（3）向保护系统提供多个紧急停堆信号和允许信号；（4）给松动部件和振动监测系统提供中子噪声信号
8、核功率测量系统分哪几个量程各测量的功率范围是多少
源量程：10-9~10-3%FP
中间量程：10-6~102%FP
功率量程：2*10-6~2*102%FP
9、核功率测量系统各量程采用几个测量通道各通道在主控室显示参数的范围和单位是什么源量程测量通道
中间量程测量通道
功率量程测量通道
10、源量程测量通道由哪几部分组成其功能是什么
。。。。。。。
11、中间量程和功率量程各由哪些部分组成其功能是什么
。。。。。。。
12、核功率测量系统各量程发出哪些紧急停堆信号其阈值是多少设置的目的是什么
源量程紧急停堆信号，阈值105cps
中间量程紧急停堆信号，阈值25%FP
功率量程：中子注量率变化过快紧急停堆，阈值+-5%FP/2s
13、允许信号P6和P10由哪里发出其功能是什么
P6：中间量程测量通道，当P6信号出现后允许手动闭锁源量程紧急停堆信号
P10：功率量程测量通道，当P10信号出现后允许手动闭锁中间量程紧急停堆和功率量程紧急停堆信号
14、堆芯中子注量率测量系统的功能是什么
在启堆试验期间：（1）检查寿期初堆芯功率分布是否与设计期望的功率分布相符；（2）检查用于事故工况设计的热点因子是否是保守的；（3）探测反应堆在装料中可能出现的差错；（4）校准堆芯外核测量仪表测量通道
在正常运行期间：（1）检查与燃耗对应的功率分布是否与设计所期望的功率分布相符；（2）监测各燃料组件的燃耗；（3）探测堆芯是否偏离正常运行；（4）校准堆芯外核测量仪表
四、核电厂过程参数监测仪表
1、核电厂过程参数测量仪表的主要功能和特点是什么
功能：（1）信息功能；控制功能；保护功能。
特点：（1）仪表的安全分级；（2）仪表的量程；（3）仪表的精度；（4）仪表的响应时间；（5）仪表的可靠性；（6）1E级仪表的耐环境能力
2、简述热电偶的测温原理。如何进行冷端温度补偿
原理：两种不同性质的导体或半导体组合成闭合回路，若导体A和B连接处温度不同，则在回路中就有电流产生即有电动势存在。热电偶所产生的热电势只和温度有关，因此，测量热电势的大小，就可求得温度的数值。
冷端补偿：使用补偿电缆延长热电偶的参比端到温度稳定的地方；参比端恒温法，即采用恒
温器来保持参比端温度的恒定；参比端温度补偿器，用补偿器来补偿参比端温度的变化
3、简述热电阻的测温原理。如何补偿电缆的影响
原理：热电阻测温是基于任何导体的电阻率随温度变化的性质，在某一温度下，任何一个确定的导体的电阻都是该温度的函数，通过测量其电阻值的大小实现测量温度的目的。
补偿电缆的方法：采用三线制接发（课本70页）
4、简述电感式压力变送器和电容式压力变送器的基本工作原理。
电感式：以电磁感应原理为基础，利用线圈内磁通介质的磁导率变化，将弹性元件的位移量转换成电路中的电感量的变化或者互感量的变化，再通过测量线路转换成相应的电压或电流信号。
电容式：电容式压力变送器由压力敏感单元和信号转换单元两部分组成。它把压力转换成敏感元件的变形，进而转换成电容器电容量的变化，通过测量电容器电容量的变化，从而测量出压力的大小。
5、核电厂压力测量的特点是什么
（1）核电厂的压力测量范围宽；（2）被测介质温度和压力变送器所在环境温度高，对压力变送器的使用寿命和测量精度可能会产生影响；（3）需要考虑压力变送器的耐辐照特性；（4）压力变送器的安装不能破坏被测系统的密封性；（5）抗震Ⅰ类要求的压力仪表及其支撑和安装要经过抗震质量鉴定；（6）测量脉动压力的仪表，在压力表的管接头处安装专门的减震装置；（7）测量腐蚀介质或黏稠介质的压力时，要考虑加装保护装置，防止有害的介质流入敏感元件。
6、节流装置测流量的工作原理及注意事项。
原理：流体在管道中流动时流经节流件时，其流束、平均速度及断面压力均发生变化，产生了压力损失。节流阻力件确定后，其上下游一定位置上的压力差是流体平均速度的函数，通过伯努利方程和流体流动连续方程，可导出流体流量与压差的关系式。当流体、管道、节流件及取压方式确定后，流量与节流件上下游的压力差的平方根成正比，通过压力变送器测出压差后即可测知流体的流量。
注意事项：标准节流装置仅仅适用于测量圆形截面管道中的单相、均质流体的质量；要求流体充满管道，在节流件前后一定距离内不发生相变或析出杂质；流体的流速要小于音速；流体的流动属于非脉动流，流体在流过节流件前的流速应与管轴线平行，不得有旋转流的存在。
7、弯管流量计和转子流量计的工作原理是什么
弯管流量计：稳定流动的流体通过弯管时，由于离心力的作用在弯管内、外侧壁上产生压力差。曲率半径一定的90°弯管，在离开其弯曲中心最远位置和最近位置上所测得压力差的平方根正比于流体的流速，即正比于流体的流量
转子流量计：转子流量计主要由一根自下而上扩大的垂直锥管和一只随流体流量大小而可以上下移动的浮子组成。流体由下向上流动时，在浮子前后的压差作用下会产生使浮子上升的力。当浮子的上升力大于浸在流体内浮子重力时，则浮子上升，随着浮子上升，它最大外径与锥管之间的环隙面积也逐渐增大，致使作用在浮子上的上升力逐渐减小，直到上升力等于浸在流体中的浮子重力时，才达到力的平衡，这时浮子就稳定在某一高度上，该高度就代表流过转子流量计的流量
8、电磁流量计的使用注意事项是什么
对于高电阻率的冷却剂情况，高的输出阻抗将使得流量计对于下列因素所造成的误差是敏感的，辐射感生电流，电缆的低绝缘电阻，管道材料较低的绝缘电阻；对于在高温和强辐射场中的使用情况，磁铁性能可能难于稳定；流量计的刻度与温度有关；磁路的有效空间将限制磁场强度和输出电压。
9、简述差压式液位计的工作原理。
差压式液位计的工作原理是把液位高度的变化转换成差压的变化，因此其测量仪表就是差压计。
10、在用差压式液位计测量液位时零点迁移是什么含义
实际测量液位时，有时变送器的最小输出并不是对应于差压Δp等于零，因此用差压变送器测液位时，存在移动变送器的输出零点，以适应Δp的变化要求。在“湿管”系统中，变送器低压侧由于有隔离液，因此所受压力总是高于高压侧，这是由于“湿管”高度总是大于等于容器中液位高度。为了使差压变送器能适应此种情况，则需要移动变送器的输出以保证H=0时，Δp为一负值，变送器的输出最小，此即零点漂移。
11、核电厂为什么要对运转的机械设备进行振动、位移和转速的监测
核电厂中大型运转设备在运行过程中，会发生振动，影响正常运行，转速越高，带来的影响越大，必须对设备运转过程中所产生的振动、位移及设备转速进行监测，并控制它们在允许的范围内
12、简述振动测量的内容。
（1）振动基本参数的测量，即测量振动物体上某点的位移、速度、加速度、频率和相位；（2）机构或部件的动态特征的测量，即以某种激励力作用在被测物体上，使其产生受迫振动。测量输入和输出，从而确定被测件的固有频率、阻尼、刚度和振型等参数。
13、简述差动变压器位移测量仪表的工作原理。
差动变送器式位移测量传感器是使用差动变压器将位移的变化转化为原边对两副边绕组互感系数的变化，从而使位移量转换为相应的电信号输出
14、简述电涡流仪表测量位移和转速的原理。
测位移：通过涡流效应把位移转换为电气参数的变化，来实现位移的测量
测转速：在转动轴上开一键槽，靠近轴表面安装电涡流传感器，轴转动时便能检测出传感器与轴表面的间隙变化，从而得到与转速成正比的脉冲频率信号
15、常用的火灾探测器有哪几种
离子感烟探测器；光电感烟探测器；感温探测器；电缆发热线式探测系统；热-气动探测系统；手动报警开关
16、压水堆为什么要监测一次冷却剂中10B的浓度如何监测
原因：压水堆核电厂，用控制一次冷却剂中硼的浓度，来补偿诸如燃耗、氙中毒等缓慢反应性效应。同时又要控制冷却剂中硼浓度不能太大，以免引起冷却剂的反应性温度系数变成正的，因此，硼浓度的监测对压水堆的安全运行是十分重要的
方法：（1）与反应堆一回路相连的取样支路保证一次冷却剂的连续循环；（2）各同向性的中子源和中子探测器安装在测量仪表中的彼此相对的位置上；（3）10B具有很强的热中子吸收能力，如果冷却剂中10B浓度高，从中子源产生的中子到达探测器就少；（4）把探测器探测到的中子数与中子源产生的中子数相比较，则可算出一次冷却剂中10B的浓度
五、核电厂反应堆控制系统
1、冷却剂平均温度恒定运行方案和蒸汽发生器压力恒定运行方案各有什么优缺点
P=K（Tav-Ts）
冷却剂平均温度运行方案：缺点是根据卡诺定理，蒸汽温度下降可能使汽轮机的效率降低；蒸汽温度下降不利于蒸汽保持一定的干度，会对汽轮机叶片有侵蚀。优点是冷却剂温度稳定，冷却剂容积变化小，稳压器尺寸相对可以小一些；温度引起的反应性变化也小；一回路排出的待处理液体的容积也少。
蒸汽发生器压力恒定运行方案：缺点是冷却剂温度的改变使一回路冷却剂容积变化增大，需要较大的稳压器来补偿；一回路待处理液体的容积也增大；引入的反应性变化也较大。
2、折中运行方案有什么优点
当输出功率变化时，冷却剂温度、蒸汽温度都有变化，不利因素由一二回路共同承担，不至于对某一个回路的设备限制太强，要求过高。
3、基本负荷运行方式和负荷跟踪运行方式各有什么优缺点
基本负荷运行方式：减少了反应堆功率的变动，设备受到的热应力较小，有利于安全和延长机组寿命。基本负荷运行模式不能快速跟踪负荷的变化。
负荷跟踪运行方式：可以实现快速负荷跟踪，参与调峰运行，并且不会对轴向功率分布造成大的影响。因为不允许负荷降低后用控制棒补偿由氙变化引起的反应性变化，所以使运行灵活性降低，另外控制系统也复杂一些。
4、反应堆功率调节系统的功能有哪些
5、了解有效增殖系数的物理意义和反应性定义。
Keff：堆内某一代中子总数同前一代中子总数之比。
ρ=（Keff-1）/Keff，表征反应堆偏离临界程度的参数。
6、了解反应堆传递函数的形式和特点。
难。。。。
7、压水堆反应性控制的任务有哪些
（1）在确保安全运行的前提下，采取各种控制方式控制反应堆的剩余反应性，以满足反应堆长期运行的要求；（2）通过控制毒物适当的空间布置和最佳的提棒程序，使反应堆在整个受欺内保持比较平坦的功率分布；（3）通过调节控制棒能消除反应性扰动，维持稳定的功率，还能调节反应堆功率，适应二回路负荷的变化；（4）在反应堆出现事故时，能快速插入控制棒停闭反应堆，并保持一定的停堆深度。
8、在压水堆上有哪些控制反应性的方法这些方法各有什么特点
（1）控制棒组件：移动速度快，使用操作可靠灵活，控制反应性的精度也比较高；（2）可溶性毒物：主要用来调节慢变化的反应性，需要注意硼浓度在一定范围内；（3）可燃毒物棒：压水堆在第一次装料时，堆的剩余反应性很大，仅靠控制棒调节会需要很多控制棒，利用硼浓度调节会使反应性由负变正，不利于安全，可用可燃毒物棒来补偿首次装料造成的过大剩余反应性，且利于功率展平。
9、控制棒组件的主要用途有哪些
（1）启动或停闭反应堆，升降反应堆功率或维持恒定的功率水平；（2）补偿燃料温度变化引起的反应性变化；（3）用于冷却剂平均温度调节系统，还可用于补偿因功率变化引起的反应性变化；（4）调节反应堆轴向功率分布
10、什么是黑棒组件和灰棒组件
黑棒组件：组成控制棒的24根吸收体全部是Ag-In-Cd合金材料
灰棒组件：24根中，只有8根是Ag-In-Cd合金材料，其余16根是不锈钢材料
11、什么是控制棒的积分价值和微分价值
积分价值：控制棒插入堆芯某一高度所引起总的反应性变化，称为控制棒在这一高度的积分价值
微分价值：控制棒在堆内移动单位长度所引起的反应性变化称为控制棒的微分价值
12、控制棒的重叠运行有什么优点
控制棒组的重叠运行可以使控制棒组具有较高的微分价值，补偿同样大小的反应性，棒的移动距离较小。另外，棒组重叠运行，移动时对轴向功率分布的影响更有规律性，便于控制功率偏差。
13、控制棒驱动机构主要由哪几部分组成
驱动轴、耐压壳、棒位置指示线圈、销爪组件和操作线圈等部分组成
14、控制棒从保持状态开始，上升一步和下降一步，各线圈的通断顺序是怎样的
正常提升：传递线圈通电；保持线圈断电；提升线圈通电；保持线圈通电；传递线圈断电；提升线圈断电
正常下降：提升线圈通电；传递线圈通电；保持线圈断电；提升线圈断电；保持线圈通电；传递线圈断电
15、什么是热点因子轴向功率偏差和轴向功率偏移
热点因子：堆芯最大线功率密度Pmax与堆芯平均线功率密度Pav之比
轴向功率偏移：堆芯上部功率Ph与堆芯下部功率Pb之差除以堆功率。
轴向功率偏差：堆芯上部功率Ph与堆芯下部功率Pb之差
16、影响轴向功率分布的主要因素有哪些
（1）慢化剂温度效应；（2）控制棒组件的移动；（3）燃耗的影响；（4）氙效应的影响；
17、有哪几个限制功率分布的准则
（1）燃料元件外表面不允许达到临界热流密度；（2）燃料不熔化准则；（3）失水事故准则
18、什么是常轴向偏移控制法
不管反应堆运行功率水平是多少，都要尽量使功率分布保持不变，以一个恒定的AOref（轴向功率偏移）作为目标值控制反应堆运行。
19、根据轴向功率分布监视框图，说明其工作原理。
难。。。。
20、平均温度调节系统的功能是什么它由哪几部分组成简述该系统的工作原理
平均温度调节系统是通过调节温度调节棒组（R棒组）的位置来调节反应堆冷却剂的平均温度Tav，使它与平均温度程序整定值Tref相等。
由平均温度控制回路和功率失配通道组成。
原理：通过平均温度定值通道可以得到与负荷要求相对应的平均温度的整定值Tref。把这个值与平均温度的实际测量值Tav进行比较，得到两者的偏差信号。利用这个偏差信号的大小和正负极性去控制R棒组移动的速度和方向，从而实现对反应堆功率的调节，改变平均温度使其与整定值相等。
21、R棒组棒速控制程序可分为哪几个区域为什么要设置死区和回环
最小棒速区；线性棒速区；最大棒速区
设置死区和回环的目的是为了避免控制棒驱动机构的频繁动作和因此而引起的机械疲劳。
22、对R棒组的棒位有哪些限制为什么
（1）提升极限；（2）“调节区限制”；（3）棒位低限；（4）棒位低低限；（5）自动插入低限
23、什么是最终功率整定值为什么要设置它
24、功率调节系统的功能是什么简述该系统的工作原理。
使核电厂具有快速负荷跟踪的能力，负荷跟踪过程中所引起的反应性变化，通过功率调节系统控制功率调节棒组来补偿。
工作原理：根据汽轮机调节系统的控制模式、控制方式和二回路的工况，按一定的规律选择一个待跟踪功率作为功率整定值。再通过函数发生器把功率整定值转化为棒位整定值。棒位实际测量值和棒位整定值相比较，其偏差值和正负极性经函数发生器产生棒速和棒移动方向信号，驱动功率调节棒按叠步程序移动，以跟踪负荷。
25、功率调节棒组为什么用灰棒组件
因为功率调节棒组中含有灰棒，在运行时，快速、大幅度地移动不会对轴向功率分布造成大的影响。
核电厂仪表与控制
1.核电厂控制分为两部分：反应堆功率控制 过 2.过程控制主要是指对热传输的压力液位、流 等控制以及二次冷却剂和汽轮机及旁排 等的控制。 3.调节核电厂功率的手段有功率补偿棒组 调节棒组硼溶液的稀释和加硼 4.大多数核电厂功率运行的控制方案采用的是 平均温度的折中方案 5.控制棒根据用途的不同，分为安全棒补偿棒 调节棒 6.稳压器压力调节的控制手段有 稳压器水空间内电加热器 的加热、稳压器顶部的喷雾器的冷却、安全阀组的 保护排放 7.蒸汽发生器水位受到很多因素影响，它取决于反应堆冷却剂温度、蒸汽流量、给水温度和给水流量 8.正常情况下，蒸汽发生器给水流量由给水泵_______ 和给水 调节阀控制，蒸汽流量则取决于向汽轮机输送的蒸汽 流量，但此流量还受到回路传递热量而产生的 蒸汽产量限制。 9.汽轮机调节系统通过调节汽轮机讲汽阀来调节
1.核电厂控制分为两部分：反应堆功率控制 过
10.通过调节汽轮机进汽阀对机组实施 功率控制、频率控 字 转换为模拟量 拟量 转换为数字量 。 13.计算机系统把连续变化的量变成离散的量就必须进行采 样，采样频率是否越高越好？为什么? 经验告诉我们，采样频率越高，取样结果的离散模拟信 号转换成的数字信号就越接近输入模拟信号，但是，如果采 样频率过高，在实时控制系统中将会把许多宝贵时间用在采 样上，而失去了实时控制机会。 频率不小于模拟频谱的最高频率的 现场总线技术控制系统 16.DCS 英文和中文各是什么？并详述 DCS 的结构体系及其功 能。 Distributed control system 集散控 压力控制 应力控制 11.D/A 转换器称为 数字模拟转换器 ,它是把数 12.A/D 转换器称为 模拟数字转换器 ,它是把仝 14.采样定理也叫 香农采样定理 证明如果采样后的 信号可以精确的复原为原来的输入信号，则必须满足 采样 15.数字化计算机监控系统的类型， 随着技术的发展，基本可 以分为直接数字控制系统 集散控制系统 DCS 的结构
1核电厂仪表与控制
核电厂仪表与控制 第一章： 1.压水堆核电厂主要由核反应堆、一回路系统、二回路系统和其他辅助系统组成。 2.核电厂仪表与控制系统的功能可以归纳为三种：监视功能、控制功能、保护功能。 3.控制功能包括： 1)反应堆控制系统：包括反应性控制、功率水平控制和功率分布控制。 2)蒸汽旁路排放控制系统：为了解决核岛和常规岛发生功率失配而设置的，它是功率控制系统的辅助系统，在常规岛发生短暂事故时，为了不使反应堆停堆，可将其功率由蒸汽旁路排放系统吸收。 3)稳压器压力和液位调节系统：为了调节维持一回路的工作压力不变，同时能保持一回路内水温和化学成分的均匀性。 4)蒸汽发生器水位调节系统：作用是保证使蒸汽发生器二次侧水位维持在整定值上，以便消除各种扰动，保证二回路系统的正常运行。 5)汽轮机调节系统：通过调节汽轮机进气阀对机组实施功率控制和频率控制等。 4.对安全级设备，必须制定清晰、完整、明确的技术规格书，在设计、制造、安装和运行的全过程都根据此规格书检查仪表及其供电设备。 第二章： 1.自动控制是一门理论性很强的工程技术学科，自动控制原理是该学科的基础理论。所谓自动控制就是在没有人直接参加的情况下，利用控制装置使被控制对象自动地按照预定的规律运行或变化。 2.如果系统的输出量与输入量之间不存在反馈，则叫做开环控制系统。凡是系统输出量对控制作用能有直接影响的系统，都叫做闭环控制系统。 3.一般闭环控制系统：P9 4.阶跃相应的几个动态性能指标: 调节时间Ts：也称为过度过程时间。指响应曲线从输入信号开始，到最后进入偏离给定值的误差为±5%（或±2%）范围为Δ，并且不再越出这个范围的时间，记作Ts.调节时间是衡量控制系统快速性指标。 衰减比n和衰减率φ：衰减比表示振荡过程衰减的程度，是衡量过度过程稳定程度的动态指标。 5.前馈控制的原理是：当系统受到扰动时，立即从扰动作用取得信息，并以此通过控制器产生控制作用，以消除扰动时被控制量的影响。 6.在DDC系统中，除了被控制过程、检测变送器和执行器以外，就是由硬件部分和软件部分构成的计算机系统。 7.集散控制系统又称分布式控制系统，该系统以网络为基础，采用分布式结构，将控制功能分散，而把操作管理和显示功能集中。它由现场控制站、操作站和高速通信总线等组成。 第三章： 1.核功率是与反应堆的平均中子注量率成正比，而在反应堆中，中子注量率是空间位置的函数。定义：在核电厂中，反应堆释放出来的能量传给了冷却剂，所以，反应堆的热功率，就是由反应堆核燃料提供给冷却剂的总功率。 2.气体探测器的工作原理：以气体探测器的工作原理为基础，气体探测器是一个圆柱形内部充气的密闭容器，容器内有两个相互绝缘的电极，金属圆筒是阴极，圆筒中心的金属丝是阳极，两极之间加有直流高压，当带电粒子，如α粒子在穿过容器内的气体时，可以使其电离产生自由电子和正离子（即离子对）。离子对在极间电场的作用下输出电信号，可以被测量。信号大小能反映粒子能量的强弱。
核电厂仪表与控制思考题
一、核电厂仪表与控制系统概述 1、压水堆核电厂主要有哪些测量系统和控制系统？ 测量系统:核仪表系统、堆芯中子注量率测量系统、反应堆堆芯温度测量系统、反应堆堆芯水位测量系统、控制棒棒位测量系统、汽轮机监测系统、电厂辐射监测系统以及压力测量系统、硼浓度测量系统、机械位移、转速和振动测量系统等 控制系统：反应堆功率调节系统、冷却剂平均温度调节系统、化学和容积控制系统、汽轮机调节系统、蒸汽旁路排放控制系统、稳压器压力调节系统、稳压器水位调节系统、蒸汽发生器水位调节系统、给水流量调节系统、发电机励磁调节系统和除氧器调节系统等 2、压水堆核电厂仪表与控制系统的主要功能是什么？ 系统的功能：监视功能、控制功能、保护功能 3、压水堆核电厂仪表和控制系统的工作特点有哪些？ （1）传感器工作环境恶劣：工作环境中子注量率高、温度压力高、安装空间狭小、要求抗震；（2）设置有安全系统：为保护反应堆安全设置有一系列专设安全系统（例：反应堆保护系统、安全注射系统、安全壳隔离系统、安全壳喷淋系统）必要时启动专设安全设施，保护堆芯安全；（3）核测量仪表的特殊性：a.核探测器输出信号幅值低，现场干扰大，常需采用一些特殊措施以提高信噪比；b.多数探测器都有很高的内阻，可以把他看成一个电流源。要求电路具有高的输入阻抗；c.要测量的中子注量率范围宽，用一种探测器和测量电路难于满足要求，需采用多种探测器；d.信号电缆长，工作环境恶劣，要求具有耐高温、抗辐照、抗干扰、低噪声和高绝缘特性； 4、压水堆核电厂仪控系统的设备在安全重要性上分哪些级？哪些属于安全级设备？ 安全级设备；是完成反应堆安全停堆、安全壳隔离、堆芯冷却以及从安全壳核反应堆排出热量所必须的，或是防止放射性物质向环境过量排放所必须的 安全有关的设备；在实现或保持核电厂安全方面起补充、支持或间接地作用 非安全重要设备。在实现或保持核电厂安全方面无明显作用 二、自动控制与调节基本知识 1、什么是开环控制系统？其优缺点是什么？ 开环控制系统:系统的输出量与输入量之间不存在反馈。优点是装置简单、成本低、调节快；缺点是调节精度低，抗干扰能力差。 2、什么是闭环控制系统？其优缺点是什么？ 闭环控制系统：凡是系统输出量对控制系统作用能有直接影响的系统，都叫做闭环控制系统。优点是控制精度高，抗干扰能力强；缺点是系统较为复杂，成本高，可能存在振荡现象。 3、请画出闭环控制系统的方框图，并说明其工作原理。
AP1000仪表与控制系统
AP1000仪表与控制系统 NIS，IIS （31ＰＰＴ） ２０１３年10月
目录1.1固体探测器 1.2气体探测器 1.3堆外中子注量率监测仪表1.4AP1000堆芯测量系统IIS
反应堆的功率与单位时间的核裂变率成正比，测定了中子注量率就可以知道反应堆的功率。常用的中子探中子注量率信号测量的固体探测器主要有自给能探测，测定了测器主要有两大类：固体探测器和气体探测器，用于器。气体探测器主要有计数管，裂变室和电离室等。由于探测器本身灵敏度的离散性，中子探测物质（10B ）的燃耗以及系统本身的漂移等因素，堆外核仪表要周期性地利用热功率和堆内中子注量率测量的结果，对堆外功率量程测量通道进行刻度，以保证其所测电流与反应堆功率呈线性关系。
气体探测器的工作原理是利用气体电离。中子射入到探测器内，通过与探测器内涂层物质的某种核反应产生带电粒子，带电粒子在运动过程中使所充的气体电离产生正负离子，而电离 气体电离。中子 带电粒子，带的粒子在外加电场的作用下向两极运动，从而在外电路形成电信号。该电信号正比于入射中子的强度。 气体探测器的结构如本图所示，不同用途的探测器所充的气体不一样。 探测器的输出值和外加电压有下图所示的关系。
在V G 和V D 间输出值变化很小，即外加电压对输出影响 很小，我们就利用这个特点测量中子注量率。 图中V s 称为起始电压，V 0-- 为实际工作电压， N D 和N G 为对应于电压V D 和V G 的探测器的输出值。 描述探测器坪特性的参数是坪长和坪斜： 坪长=V D -V G 坪区输出变化的百分数与坪长的比称为坪斜。
核电站用1E级(K3类)控制和仪表电缆标准(2)
核电站用1E级(K3类)控制和仪表电缆 第2部分：额定电压300/500V核电站用1E级（K3类）仪表电缆1范围 本标准规定了额定电压300/500V核电站用1E级（K3类）无卤低烟阻燃A级仪表电缆的型号规格、技术要求、试验项目和方法、验收规则、包装和贮运。 本标准适用于额定电压300/500V核电站用1E级（K3类）无卤低烟阻燃A级仪表电缆。 2 规范性引用文件 下列文件中的条款通过本标准的引用而成为本标准的条款。凡是注日期的引用文件，其随后所有的修改单（不包括勘误的内容）或修订版本均不适用于本标准，然而，鼓励根据本标准达成协议的各方研究是否可使用这些文件的最新版本。凡是不注日期的引用文件，其最新版适用于本标准。 CST 74C 068 00 核电厂电缆技术规范 GB/T 2951.1—1997 电缆绝缘和护套材料通用试验方法第1部分：通用试验方法第1节：厚度和外形尺寸测量-机械性能试验 GB/T 2951.2—1997 电缆绝缘和护套材料通用试验方法第1部分：通用试验方法第2节：热老化试验方法 GB/T 2951.3—1997 电缆绝缘和护套材料通用试验方法第1部分：通用试验方法第3节： 密度测定方法—吸水试验—收缩试验 GB/T 2951.4—1997 电缆绝缘和护套材料通用试验方法第1部分：通用试验方法第4节：低温试验 GB/T 2951.5—1997 电缆绝缘和护套材料通用试验方法第2部分：弹性体混合料专用试验方法第1节：耐臭氧试验—热延伸试验—浸矿物油试验 GB/T 3048.4-1994 电线电缆电性能试验方法导体直流电阻试验 GB/T 3048.6-1994 电线电缆电性能试验方法绝缘电阻试验电压—电流法 GB/T 3048.8-1994 电线电缆电性能试验方法交流电压试验 GB/T 3956-1997 电缆的导体 GB 5441.3—1985 通信电缆试验方法电容耦合及对地电容不平衡试验 GB 5441.6—1985 通信电缆试验方法串音衰减试验比较法 GB 6995.3-1986 电线电缆识别标志第3部分：电线电缆识别标志 GB 6995.5-1986 电线电缆识别标志第5部分：电力电缆绝缘线缆识别标志 GB/T 11026.1-2003 电气绝缘材料耐热性第一部分：老化程序和试验结果的评定
电力行业标准《核电厂常规岛仪表与控制系统设计规程》修订
电力行业标准《核电厂常规岛仪表与控制系统设计规程》修订大纲审查会议纪要 能源行业发电设计标准化技术委员会于2016年4月8日在上海市组织召开了电力行业标准《核电厂常规岛仪表与控制系统设计规程》(项目编号：能源20140653) 修订大纲审查会。参加会议的有：电力规划设计标准化管理中心、电力规划设计总院、东北电力设计院有限公司、华东电力设计院有限公司、西北电力设计院有限公司、广东省电力设计研究院有限公司、国核电力规划设计研究院、深圳中广核工程设计有限公司、中广核研究院有限公司等单位的专家和代表。会议组成了专家委员会（名单附后）。 会议期间，主编单位华东电力设计院有限公司代表编制组对《核电厂常规岛仪表与控制系统设计规程》（以下简称本规程）修订大纲的修订原则、修订内容、修订进度等进行了介绍，与会专家和代表对以上内容进行了认真讨论，并提出修改意见和建议。现将主要审查意见纪要如下： 一、本规程编写格式和用词应符合《工程建设标准编写规定》（建标〔2008〕182号）的要求。 二、本规程主编单位为华东电力设计院有限公司和中广核研究院有限公司，参编单位为国核电力规划设计研究院和广东省电力设计研究院有限公司。 三、本规程的名称修改为“核电厂常规岛仪表与控制设计规程”。
四、本规程适用于大中型压水堆核电厂常规岛仪表与控制的设计。 五、本规程中“主工艺系统”修改为“热力系统”，热力系统的划分参照《核电厂常规岛设计规范》GB/T 50958-2013。 六、请编制组结合其他标准的编制情况确定主、辅机检测、报警等编制内容。 七、建议通过调研，确定第3章中常规岛配套设施控制系统的编制内容。 八、第4.3 节“设备选择”相关内容并入第4.1节中。 九、第6.5节“给水泵保护”相关内容并入第6.4节中。 十、第9.2节“功能设计”中增加“常规岛配套设施控制系统的功能”。 十一、第11章“通信”相关内容并入第9章“控制系统”中。 十二、取消第14章“管理信息系统和仿真机”。 十三、增加“电子设备间和就地控制室布置”一章，通过调研确定本章节编制内容。 十四、调整后初步确定的本规程章节如下： 1 总则； 2 术语和符号； 3 控制方式； 4 控制室和电子设备间布置； 5 检测； 6 报警； 7 保护； 8 开关量控制； 9 模拟量控制；10 控制系统；11 常规岛与核岛之间仪控的接口要求；12 电源和气源；13 就地设备安装、管路及电缆；14 视
【免费下载】核电厂仪表与控制
1.核电厂控制分为两部分： 反应堆功率控制 、 过程控制 。2.过程控制主要是指对热传输的 压力 、 液位 、 流量 等控制以及 二次冷却剂和汽轮机及旁排 等的控制。 3.调节核电厂功率的手段有 功率补偿棒组 、 温度调节棒组 、 硼溶液的稀释和加硼 。 4.大多数核电厂功率运行的控制方案采用的是 漂移一回路平均温度的折中方案 。 5.控制棒根据用途的不同，分为 安全棒 、 补偿棒 、 调节棒 。 6.稳压器压力调节的控制手段有 稳压器水空间内电加热器的加热 、 稳压器顶部的喷雾器的冷却、安全阀组的保护排放 。 7.蒸汽发生器水位受到很多因素影响，它取决于 反应堆冷却剂温度 、 蒸汽流量 、 给水温度 和 给水流量 。 8.正常情况下，蒸汽发生器给水流量由 给水泵 和 给水调节阀 控制，蒸汽流量则取决于 向汽轮机输送的蒸汽流量 ，但此流量还受到 一回路传递热量而产生的蒸汽产量 限制。 9.汽轮机调节系统通过 调节汽轮机进汽阀 来调节汽轮机进汽量来实现调节目的。连接管用金属检查继电保，作为情况与，制料试卷术是
10.通过调节汽轮机进汽阀对机组实施 功率控制 、 频率控制 、 压力控制 、 应力控制 。11.D/A 转换器称为 数字模拟转换器 ，它是把 数字 转换为 模拟量 。12.A/D 转换器称为 模拟数字转换器 ，它是把 模拟量 转换为 数字量 。13.计算机系统把连续变化的量变成离散的量就必须进行采样，采样频率是否越高越好？为什么？ 经验告诉我们，采样频率越高，取样结果的离散模拟信号转换成的数字信号就越接近输入模拟信号，但是，如果采样频率过高，在实时控制系统中将会把许多宝贵时间用在采样上，而失去了实时控制机会。14.采样定理也叫 香农采样定理 证明如果采样后的 信号可以精确的复原为原来的输入信号，则必须满足 采样频率不小于模拟频谱的最高频率的2倍 。15.数字化计算机监控系统的类型，随着技术的发展，基本可以分为 直接数字控制系统 、 集散控制系统 、 现场总线技术控制系统 。16.DCS 英文和中文各是什么？并详述DCS 的结构体系及其功能。Distributed control system 集散控制系统 DCS 的结 路习检查对设备限度
核电站仪表和控制设备可靠性及老化检测技术 安未
核电站仪表和控制设备可靠性及老化检测技术安未 发表时间：2019-09-17T10:08:52.857Z 来源：《电力设备》2019年第7期作者：安未[导读] 摘要：核电站控制设备可靠性及老化检测技术是中广核自主研发的针对核安全级控制设备，集检测、诊断、筛选、烤机及再鉴定的一体化技术及研发平台。 （辽宁红沿河核电有限公司辽宁 116319） 摘要：核电站控制设备可靠性及老化检测技术是中广核自主研发的针对核安全级控制设备，集检测、诊断、筛选、烤机及再鉴定的一体化技术及研发平台。该平台通过对核电站核级控制设备老化机理研究，自主完成设备可靠性及老化检测、元器件老化识别、设备失效根本原因分析等多种技术方法和手段，对核级控制设备出现的参数漂移、性能不稳定、裕度下降等问题进行综合分析，开发出具有自主知识产权的核电站核级控制设备可靠性及老化在线检测方法，建立了可靠性和老化检测标准，开发完成可靠性和老化检测诊断系统。本文对核电站仪表和控制设备可靠性及老化检测技术进行分析。 关键词：核电站仪表；控制设备；可靠性；老化检测技术 1可靠性及老化管理 仪控设备老化管理方法是对核电厂仪控设备实施老化管理，并准确评估仪控设备老化状态，确保核电厂仪控设备可靠性不会降低。通过识别与安全相关的仪控设备老化相关参数（例如参数漂移、响应性能变差），验证仪控设备的性能，建立获取数据的措施和方法。定期采集、分析仪控设备的性能数据，与验收准则进行比较。老化管理的基本方法应包含但不限于以下内容： 1）老化认知，了解老化是有效监测和减缓老化效应的基础。了解仪控设备的老化降质，应确定和理解其老化机理及效应，根据现场老化管理和实施经验，制定并不断完善老化管理技术规范； 2）老化监测，应研究并采用合适的监测方法对安全重要仪控设备进行监测。监测功能参数和状态指标，跟踪仪控设备的老化退化趋势；老化监测获取的数据用于对设备的老化评估，或用于评估采取的老化缓解措施是否合适； 3）缓解老化效应，实施必要的缓解措施来消除老化效应的影响，制定具体的仪控设备老化管理方法，确立“老化控制”计划，制定维修和更换策略。在仪控设备正常运行或维修过程中采取合适的措施预防潜在的性能退化，纠正不可接受的老化降质。 2机理认知 2.1老化效应 了解仪控设备的老化机理和由此产生的老化效应的方法是研究构成仪控设备的具体材料在其受到环境和运行应力影响下的反应。高温以及温度循环是电子元器件和电子设备老化的主要原因。元器件的失效率普遍使用浴盆曲线表示，如图1所示，用该图说明设备使用寿命的三个阶段： 1）早期失效阶段； 2）正常使用阶段； 3）寿期末阶段（耗损）。 图1 电子元器件失效率浴盆特性曲线 如图1，电子元器件在寿命早期失效阶段，失效的最大可能是最初的生产缺陷及组装和试验阶段引入的损害，这将导致设备出现早期失效，因此核电厂的重要仪控设备的备件需要进行烤机和检测。 2.2老化机理 仪控设备寿命与其内部所有元器件老化降质有关；最短寿命的元器件通常决定仪控设备的寿命。元器件“老化”实质是材料或设备的特性随时间发生变化。大多数情况下，一个电子元器件的寿命受限于绝缘材料老化，这是由于介电强度退化。此外，电子元器件的参数随时间发生变化，如漏电流或直流增益增大会加速这些元器件老化。许多物理应力会导致元器件老化，内部或运行应力，如电流、电压或电阻发热是电子元件的固有现象；外部应力，如环境温度、辐射、振动、冲击或其他机械和化学应力都会加速元器件的老化。 设备从正常状态向劣化状态变化过程中，中间存在某些能量壁垒。若以热等形式提供能量，使之超越该能量壁垒，将会加速劣化的变化过程。例如，材质的变质主要是化学变化，温度升高时一般会促进化学反应。故高温时，材质的故障频度增加，寿命减短。湿度因素对仪表控制设备的影响主要有在低湿度下设备或环境中易产生静电，影响或损坏电路；在高湿度下设备表面会产生水分子薄膜，同时会向内部扩散，可能导致物质阻抗、介电常数或机械性质发生变化；在温湿度急剧变化时，会产生结露现象，其后果与设备被水浸入类似。导致失效的外部原因经常与操作、储存、模块或部件的处理等有关。这些因素有： 1）电过应力（EOS：Electricaloverstress）；
核电厂数字化仪表与控制系统的应用现状与发展趋势 申伽奇
核电厂数字化仪表与控制系统的应用现状与发展趋势申伽奇 发表时间：2019-07-02T14:38:54.683Z 来源：《防护工程》2019年第6期作者：申伽奇 [导读] 核能作为体积小能量大同时开发成本较低的能源，得到越来越多的国家和地区的青睐。 中核高温堆控股有限公司北京 100081 摘要：核能作为体积小能量大同时开发成本较低的能源，得到越来越多的国家和地区的青睐。为确保核电厂安全有效运行，利用数字化仪表及控制系统对核电厂进行合理监控十分必要。数字化仪表可以使核电厂运作状况完美呈现于工程师眼前，控制系统可以确保核电厂及时规避安全事故发生，保障周边地区安全环境。文本将以未来核电厂数字化以及控制系统进行分析，为核电厂未来发展提供更多可参考建议。 关键词：核电厂；数字化仪表；控制系统 引言 过去核电厂数字化仪表控制系统是单机测控系统，但是随着计算机技术的飞速发展，其已经发展成为集散控制系统，并且在通信技术飞速发展的背景下出现了全数字化仪表控制系统。全数字化仪表控制系统的优点是在现场总线控制系统以及可编程控制器中融入了常规电厂集散控制系统，其应用领域更加广泛，比如应用在常规岛、BOP以及核岛的全过程控制，确保核电厂安全稳定运行。 1.核电厂数字化仪表与控制系统概述 基于数字计算机技术完成自动控制与保护、信息显示以及网络通信来实现核电厂的监测与控制功能，履行该功能的所有硬件设备和软件就被称为核电厂数字化仪表与控制系统。该系统的主要功能分为信息处理与显示功能和控制功能。其特点是实现全厂信息管理和过程控制以及复杂的控制规律的综合控制。核电厂数字化仪表与控制系统提供了一个集成的计算机系统，其信息、控制和监测功能覆盖了核电厂的所有过程系统。核电厂数字化仪表与控制系统的类型主要分为集中型和集散型。集中型计算机控制系统具有能集中显示操作、利用率高等特点。但是集中型控制系统网络控制、分散控制的优点体现不出来，还需使用大量的控制电缆，灵活性、扩展性较差。另外，系统可靠性也是一个主要的问题，即所谓的危险集中，通常是采用多重冗余计算机的方式提高系统的可靠性。 2.核电厂运用数字化操作系统的原由 众所周知，核电厂利用核能进行发电[1]。核能在地球上储量十分丰富，可以为人类提供的能量要远远超过传统化石能源数十万倍，同时核能在性价比上也要远远高于传统能源，其体积小而能量释放却要高于化学能源数百万倍，同时由于其开采成本低，利用核聚变反应技术更是可以利用海水作为核电厂能源燃料，这就使得核电厂发电成本极低。据相关部门实验与统计，传统火电站在工作运营状态下排放出的二氧化硫，以及氧化氮等物质会严重污染周边地区环境质量。而核电厂由于在工作状态下严密保护，为防止核能泄漏会设置层层壁垒使得其对外基本零排放污染物质，即使是有其污染程度也要远小于传统火电站。权威部门认证核电站在工作运营状态下，向空气排放的污染物一整年对周边居民影响程度，还远不及居民做一次X光受到的辐射剂量。因此目前世界超过16%的电能皆由世界各国的核电厂提供，有9个国家接近半数的电量直接来源于核能。数字化仪控操作系统基于电子信息技术的控制以及安全防护，能够通过核电厂能量平衡性，以及核能的爆发状态数字化显示，帮助工程师对核电厂全局进行有效控制，从而履行其监控职能。同时数字化仪表控制可以高效处理核电厂工作大数据，通过集成数字化内容，帮助工程师及时测量和检测整个电厂的工作运营装填，保障其可以实现核能利用率高，信息监控系统集中化显示，降低核电厂工作操作难度，减缩工作流程。所以为有效确保核电能源的安全性质，对核电厂运行情况实时掌握，必须利用数字化仪表对核电厂做到24小时工作状态有效监控。 3.核电厂数字化仪表与控制系统的应用现状 3.1 提供更加智能化的人机界面 随着科学技术不断发展，我国核电厂建设程度逐渐加深，但在过去几十年中核电厂运行过程中发生各种事故，其主要原因是由于人为失误造成的。著名的三哩岛事故以及切尔诺贝利事故经调查显示是由于人为失误导致事故发生的主要原因。这就意味着，核电厂必须开展人机界面的重要改革。随着核电厂应用数值化仪表与控制系统，真正提供更加智能化的人机界面，真正改变信号的显示内容与显示方式，同时有效避免控制室显示信号过多，且过于分散以及工作面过大的状况。通过数字化仪表与控制系统，有效缓解操作员的观察、分析以及判断负担，在事故工况下，减轻操作员正确决策的依赖，为操作员提供有利的决策支持，以及操作引导功能。 3.2 高度的自动化 现代的核电厂需要实现高度的自动化运行。一方面为了进行负荷跟踪发电和全厂综合协调控制运行，使核电厂运行在最佳状态，以达到更好的经济性；另一方面，使各种操作尽可能自动执行，所有保护动作都自动触发自动完成，在预计运行事件或设计基准事故开始后30min时间内，不需要操纵员的干预，使核电厂的运行性能和安全不直接依赖于操纵员的立即响应，也使操纵员有比较充裕的时间进行冷静、全面的分析和判断，从而可以大大减少误判和盲目处置的概率。 3.3 高度的可靠性 仪表和控制系统的问题，如控制特性不好、信号传输过程中的干扰、重要设备故障是引起堆处、不安全状态或计划外停堆的重要原因，因此需要仪表和控制系统达到高度的可靠性。 3.4 高度可维护性 核电厂数字化仪表与控制系统本身就是一个十分复杂且庞大的系统，确保其开展长期、连续、可靠的工作状态，从而确保核电厂的安全、正常运行。核电厂数字化仪表与控制系统是一项工作量巨大，同时技术性很强的工作，对于核电厂的正常营运来说具有一定的负担，因此，核电厂数字化仪表与控制系统具备高度可维护性，从而为核电厂数字化仪表与控制系统的正常、安全运行打下坚实基础，真正促进核电厂健康持续发展。 4.核电厂数字化仪表与控制系统的发展趋势 随着科学技术不断发展，我国电子、仪表以及控制设备领域中发生了翻天覆地的变化，数字化技术在各个领域中应用的程度逐渐加
核电厂安全仪表控制系统的发展
核电厂安全仪表控制系统的发展 发表时间：2018-12-14T09:42:21.997Z 来源：《建筑学研究前沿》2018年第23期作者：李欢[导读] 核电厂的保护系统用来在核电厂异常和事故工况下停堆并且缓解事故状况。核电站保护系统是核安全级系统,并且应在安全设计要求的引导下开发 李欢 中核辽宁核电有限公司辽宁省兴城市 125112 摘要：核电厂的保护系统用来在核电厂异常和事故工况下停堆并且缓解事故状况。核电站保护系统是核安全级系统,并且应在安全设计要求的引导下开发。核仪表与控制系统开发项目正在开发数字化保护系统和安全级可编程逻辑控制器。为了优化核电站保护系统的设计,可编程逻辑控制器应该满足通讯、实时性、可靠性、性能、设备硬件鉴定和软件整定的要求等。在核仪表与控制系统开发项目下开发的数字 化核电站保护系统和可编程逻辑控制器将用于升级现有运行核电厂的仪表与控制系统和新的核电厂仪表控制系统。 关键词：反应堆保护系统；核电仪表；安全 1核电厂保护系统的设计趋势核电站保护系统(DR)应该在核电厂异常和事故工况下自动停堆并且缓解事故状况。因此,一个核电站保护系统包括一个反应堆保护系统和一个工程安全设施启动系统。其中，反应堆保护系统的作用是：在异常情况下自动停堆；工程安全设施启动系统则用于开启阀和泵来缓解事故情况。 通常，一个反应堆保护系统包括4个通道，每个通道拥有相同的构造和设备。每个反应堆保护系统的通道从4个独立的Class-IE仪表通道中的一个获得过程参数的值，如果其中一个过程参数的值超过了设定的事故保护定值，系统通道则输出停堆信号。如图1所示，每个通道包含一个双稳态触发器BP、与门触发器CP、测试处理器TP。双稳态触发器比较过程参数值和事故保护定值，然后产生停堆状态信号。与门触发器对这个停堆状态信号进行4取2逻辑判断。测试处理器则对双稳态触发器和与门触发器进行维护和测试。 工程安全设施启动系统使用从反应堆保护系统得来的初始信号，来产生启动安全设施（如泵、阀）用的启动信号。通常情况下，为了满足冗余需求，工程安全设施启动系统要有两套，每套都需要具有工程安全设施的功能，如：安全注入启动、外壳隔离启动、外壳喷射启动、Main-Stream-Isolation和辅冷却水启动。 核电站保护系统的主要设计要求如下： 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、经济运行在很大程度上取决于I&C设备的性能水平。随着计算机及其软件技术的快速发展，核电站的I&C系统也由传统的模拟控制发展到模拟-数字控制，进而发展到全数字式控制。目前，国内外核电站主控制系统的发展基本上可以分为三个阶段。 2.1以模拟量组合单元仪表为主的控制系统 目前，已在我国运行的300MW秦山核电站主控制系统，应用FOXBORO公司的SPEC200组装仪表（包括MICRO-SPEC-200），该产品已广泛应用在诶过和世界上80多座核电站。大亚湾2*900MW核电站主控制系统采用Baily9020系统，它也属于这一类。 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，逻辑量采用继电器等硬逻辑电路来控制。因而，系统所需要的仪表器件数量多，运行操作管理和维护工作任务重，主控制室也显得较大。 2.2以模拟量和数字量混合运用的主控制系统 这实际是模拟量加上数字式分散控制系统（DCS）。除模拟量外，数字量则依托以大规模集成电路为基础的数字技术、网络通信技术、CRT显示技术等，形成模拟量控制、逻辑量控制、保护系统综合考虑的网络型分散控制系统。其特点是系统所需仪表数量大为减少，系统大量采用硬件和软件自诊断技术、冗余技术，提高了系统运行可靠性，采用网络通信技术，使系统数据管理更加科学和方便。为了确保核电站安全可靠运行，这些新技术的应用也是经过大量反复的试验验证后，逐步先运用于常规岛等辅助系统，而核岛仍采用模拟量为主的控制。 2.3集成数字式主控制系统 集成数字式与上一类不同之处，不仅在常规岛、BOP部分采用数字技术，而且在核岛部分、涉及核安全保护和控制的回路等也都采用数字化控制技术。对于一座核电站来说，要使其安全、稳定的运行，很大程度上取决于每一个涉及核安全及保护回路的控制系统的可靠性。正因此，从设计到建造都严格的选用满足上述要求的成熟产品。所以，核电站由原来模拟控制，进展到模拟与数字混合控制，发展到目前最新的集成全数字化控制，这是新一代核电站仪表与控制系统产品升级的主要标志。它也是新一代先进的核电机组，无论是先进的压水堆（APWR），还是先进的沸水堆（ABWR）等先进机型的重要标志之一。 3安全重要仪控系统所需标准
核电厂仪表与控制
1.核电厂控制分为两部分：反应堆功率控制、过程控制。 2.过程控制主要是指对热传输的压力、液位、流量等控制以及二次冷却剂和汽轮机及旁排等的控制。 3.调节核电厂功率的手段有功率补偿棒组、温度调节棒组、硼溶液的稀释和加硼。 4.大多数核电厂功率运行的控制方案采用的是漂移一回路平均温度的折中方案。 5.控制棒根据用途的不同，分为安全棒、补偿棒、调节棒。 6.稳压器压力调节的控制手段有稳压器水空间内电加热器的加热、稳压器顶部的喷雾器的冷却、安全阀组的保护排放。 7.蒸汽发生器水位受到很多因素影响，它取决于反应堆冷却剂温度、蒸汽流量、给水温度和给水流量。8.正常情况下，蒸汽发生器给水流量由给水泵和给水调节阀控制，蒸汽流量则取决于向汽轮机输送的蒸汽流量，但此流量还受到一回路传递热量而产生的蒸汽产量限制。 9.汽轮机调节系统通过调节汽轮机进汽阀来调节汽轮机进汽量来实现调节目的。
10.通过调节汽轮机进汽阀对机组实施功率控制、频率控制、压力控制、应力控制。 11.D/A转换器称为数字模拟转换器，它是把数字转换为模拟量。 12.A/D转换器称为模拟数字转换器，它是把模拟量转换为数字量。 13.计算机系统把连续变化的量变成离散的量就必须进行采样，采样频率是否越高越好？为什么？ 经验告诉我们，采样频率越高，取样结果的离散模拟信号转换成的数字信号就越接近输入模拟信号，但是，如果采样频率过高，在实时控制系统中将会把许多宝贵时间用在采样上，而失去了实时控制机会。 14.采样定理也叫香农采样定理证明如果采样后的信号可以精确的复原为原来的输入信号，则必须满足采样频率不小于模拟频谱的最高频率的2倍。15.数字化计算机监控系统的类型，随着技术的发展，基本可以分为直接数字控制系统、集散控制系统、现场总线技术控制系统。 16.DCS英文和中文各是什么？并详述DCS的结构体系及其功能。 Distributed control system 集散控制系统DCS的结构
核电站核级仪表管设计与应用研究
核电站核级仪表管设计与应用研究 发表时间：2018-12-14T11:20:56.397Z 来源：《防护工程》2018年第26期作者：孙诗洪 [导读] 核电工程核级仪表管设计是典型的材料类管理项目，数量大规格多，且覆盖面广。 深圳市查斯蒂人力资源顾问有限公司广东深圳 518000 摘要：核电工程核级仪表管设计是典型的材料类管理项目，数量大规格多，且覆盖面广。在核电站的设计过程中，对核电站的改进项的产生原因以及管道设计过程进行分析，同时对核电站改进项之中的管道布置方案进行分析，提出优化核电站管道设计方案。 关键词：核电站；管道设计与布置；PDMS 目前在建核电站主要采用引进的二代核电加改进技术和三代核电技术，为进一步提高机组的可靠性和运行性能，在消化吸收的基础上，对引进技术持续改进、自主创新、完成了从高起点引进到创新品牌的历史性跨越。工艺管道系统的设计作为核电站设计的重要组成部分，包括管线的设计和布置，以及对管线进行支撑约束的支吊架布置设计，其具有系统繁多、布置复杂、设计要求高、施工难度大等特点。 一、核电站改进项产生的原因 在建造核电项目的过程中，主要是受到设计以及采购等方面因素的影响，导致出现改进项，具体可以将其划分为以下几种情况，分别是：首先，由于设计原因所产生的改进项，具体包括以下几点内容，第一，作为设计参考电站，已经改进以及修改技术；第二，通过总结运行电站的丰富的经验可以得知，原有设计之中存在明显的不足与错误；第三，在经过安全评审之后，提出需要进行设计的改进；第四，设计输入如业主要求、互提资料、规范标准以及核安全法规等出现变动；第五，在经过设计验证之后得知，系统、构筑物以及部件等无法满足功能的要求；第六，通过内外的监查之后，从中发现设计纠正的各项措施。其次，在采购过程之中，导致出现改进项的原因分别是，第一，由于设备的供货单位以及设计的参考电站存在不同，致使设备的各个参数发生重大变化；第二，由于是国产化的设计所引发的重大变化。 二、管道的设计过程 通常情况下，管道的过程分别是：第一，初步设计；第二，详细设计。其中，初步设计主要包括以下流程，分别是：首先，按照管道系统的具体要求，对管道等级、流程图、设计参数以及设备数据进行确定；其次，结合布置的具体要求以及主设备的具体位置，从而明确管道的布置方案，而后进一步地确定好使用的初步材料以及设备清单等。此外，详细的设计主要包括以下流程，分别是：首先，结合相关技术的规范要求，根据管道的布置方案、参考初步材料以及设备清单以及考虑支架的位置以及功能等，应力计算出管道，对于无法满足于管道的应力要求，则应当对等轴图以及支架位置进行重新优化，直到其能够满足于应力的要求。在经过管道的应力计算之后，则可以由此得到支架载荷以及功能等，不仅可以设计支架图，而且可以开展力学校核，从而将支架形式确定好，以此满足支架的载荷与功能的要求，并且最终将材料设备清单确定好。 在进行设计的过程之中，根据上游输入，包括管线清单、流程图、设备就位图、设备图纸、土建模板图、管道等级表、支架标准等，结合其他部门科室已经固化的模型，开展管道模型布置，在模型碰撞检查无误后可抽取施工图纸，施工图纸包括管道ISO 图纸与支架SUP 图纸，施工图纸会进行一次内部校核后经过力学进行验算，根据力学反馈的意见单进行二次修改，再进行一次编审批流程生成正式文件，由设计单位下发工程公司，最总再到施工部门进行施工。根据系统所提供的管线清单，可以明确管道相关参数，包括管道尺寸、壁厚等级、管道等级、保温伴热情况、设计温度、设计压力、管道清洁度要求，质保等级、规范等级、安全等级等；根据管道等级表，可以明确此管道等级下的管道材料与规范标准要求；根据流程图可以明确管道的设计意图与逻辑关系；由于国内核电站管道设计与安装的逐渐完备，各设计与施工单位已自行建立了一套完备的大宗材料手册，根据管道等级表与管线清单的参数要求，可以确定管道的材料选择。 三、改进项中管道布置方案的优化 管道布置方案的确定受土建、工艺影响较大，并且布置方案的确定直接影响到整个核电工程的成本和工程进度。改进项中管道布置方案在现场施工困难主要是由设计存在缺陷或错误、施工错误和施工累计偏差造成空间不足引起。由于核岛空间有限，且工艺管道具有系统繁多、布置复杂、设计要求高等特点，同时各专业在施工过程存在错误和累计偏差，使得新增改进项管道布置方案的确定较为困难。对于处于未施工阶段新增的项目改进项，其管道布置方案可以统筹设计，这样在施工过程中可以避免由于安装空间不足引起的施工困难; 而对于处于施工阶段新增的项目改进项，由于安装空间不足引起施工困难的问题尤为突出，而且是随着工程的深入新增管线布置方案的设计越加困难。可以采取以下两种方式设计管道布置方案: 一是利用三维设计软件PDMS 设计和优化管道布置方案，PDMS是一体化多专业集成布置设计数据库平台，可用于以管道详细设计为核心的工厂设计，包括设备、土建结构、暖通、电缆桥架等各专业详细设计，可实现各专业间的充分联动，在一个统一的平台上进行设计操作，该软件在功能性、易用性、先进性、开放性、协同性和普及性方面都极具优势，此种方法适用于项目未施工阶段改进项中管道布置方案的优化和整体布置的调整，可达到满足工艺、多专业协同设计、经济性、美观等要求; 二是根据现场实际施工情况设计管道布置方案，对于处于施工阶段的核电项目由于存在施工错误和累计偏差，这些问题无法反映在三维设计软件PDMS 上，因而即使在三维设计软件PDMS 上显示可以采取的布置方案到达施工现场后也存在无法施工的可能，所以对于处于施工阶段的核电项目，改进项中的管道要结合施工现场的实际情况确定布置方案。在满足改进项设计要求和施工现场条件允许的前提下，可以由施工单位和设计代表根据现场实际安装情况实地放线提出具体的管道和支架布置方案，反馈给设计单位进行后续的管道应力计算及支架形式的确定。 以某在建核电站PTR系统增设乏燃料水池应急补水管线设计实施方案为例，增设此应急补水管线是为了在运行人员无法从PTR系统、核岛除盐水分配系统或核岛消防系统获得应急补水时给乏燃料水池补水。此管线需设有一个具有简单流量调节功能的手动截止阀，在紧急情况下，将临时泵或消防车等补水设备与装置在燃料厂房外的标准接管连接，手动打开阀门，并将冷却水注入乏燃料水池，操作人员利用能够使用的手段监测乏燃料水池的水位或水温，当乏燃料水池水位、水温达到正常范围后停止补水操作，设计代表和施工单位根据现场实际情况，经与原设计沟通后重新确定布置方案，并对新的管道布置方案进行了应力计算和支架的设计和布置，此过程周期较长，此种情况
对核电厂数字仪表及控制系统的发展研究
对核电厂数字仪表及控制系统的发展研究 发表时间：2018-01-06T15:39:52.750Z 来源：《建筑学研究前沿》2017年第21期作者：杨榛梁攀 [导读] 本文将对核电厂数字仪表及控制系统的发展进行分析，为我国核电事业发展奠定重要基础。 中国核电工程有限公司北京 100840 摘要：随着我国经济水平的发展，核电厂的发展速度也是日新月异，其数字化技术得到了广泛运用。本文将对核电厂数字仪表及控制系统的发展进行分析，为我国核电事业发展奠定重要基础。 关键词：核电厂；数字仪表；控制系统；发展研究 核电厂仪表与控制系统在核电厂运行中起到至关重要的影响，对核电厂的发展给予了一定促进作用。经笔者研究，核电厂仪表与控制系统是基于计算机技术、电子技术以及网络通信技术的发展而形成的。笔者将分别从：数字仪表及控制系统优点、核电厂数字仪表及控制系统的应用与发展，两个方面来阐述。 一．数字仪表及控制系统优点 数字仪表及控制系统使核电厂保护方案得到了有效调整，精确算法极易实现。通过数字仪表及控制系统能促进核电厂输出功率的有效提升，为核电厂带来一定的经济效益。举个例子：将数字堆芯保护计算系统应用到反应堆保护系统中，能有效提升保护定值，使反应堆输出功率逐渐增加。 此外，数字技术的运用还能有效克服外界的干扰，使控制精度得到较大程度的提高，光纤通讯具有传输速度快、光缆容量大、抗干扰力强等特点，使接地问题得到有效改善，其精度也有所提升，在实际应用中，将两根冗余光缆分散在各地传感器中，不仅能起到有效的敷设作用，还能有效降低故障发生率。 数字仪表及控制系统的运用能实现故障安全设计，将光纤通信技术运用到安全通道与非安全通道间，能实现设备配置的隔离。另外，数字仪表及控制系统还具备诊断功能，可定期对系统硬件及信号进行检测，能降低停堆诱发的误差率的发生，与此同时实现对故障的自动定位。数字化技术的运用不仅能缩短校准时间，还能缩短故障查找时间。 数字仪表及控制系统的运用使人机接口功能得以改善，使信息数据存贮能力得以提升，在实际运用中可对报警信息清晰显示，避免大量报警信息一涌而发，使操纵人员负担逐渐减轻，而数据则能及时归档，实现对核电厂的监视与预测。 二．核电厂数字仪表及控制系统的应用与发展 就目前来看，我国核电厂数字仪表及控制系统以得到了逐渐应用，但依然处于起步阶段，与国外相比依然处于落后水平。为促进核电厂数字仪表及控制系统的应用及发展，应采取多种对策。详情如下。 （一）更新观念，加快步伐 随着我国信息技术的发展，核电厂工作运行效率得到极大提升，就目前来看，核电厂相关人员思想观念落后于技术发展，看重传统技术，没有足够的创新意识，为促进核电厂运行效率提升，相关技术人员应更新技术观念，将数字化技术运用其中，使其成为主流的发展方向，对落后的传统技术应及时丢弃，促进新技术的有效发展，这也是我国核电厂数字仪表及控制发展应解决的问题。 （二）积极试点，项目驱动 为了促进核电厂数字仪表及控制系统的有效运用，相关部门应积极试点，推动项目发展。值得注意的是，简单的数字化难以发挥其优势，为落实数字仪表及控制系统的应用，还应对经费问题加以解决，以具体项目来推动核电厂数字仪表及控制系统的实施。举个例子：在科研项目研究中，应积极进行数字化及控制系统试点工作，再取得相关经验后，再予以推行。 （三）慎重对待改造项目 基于核电厂数字仪表及控制系统，国外早已着手研究，对于老一代核电厂数字仪表及控制系统应秉着谨慎态度，与我国国情相结合，选择与实际情况相符合的技术。举个例子：部分核电厂保护系统未发生过误动，控制系统可靠性相对较高，因此不能过于追求全数字化及控制系统，根据实际情况和经济实力，只改造需要改造的系统。 （四）提升工作人员的技能 核电厂运行设备的维护工作十分重要，为了能够有效提升核电厂运行设备的运行效率，相关技术的工作技能需要在不断提升，从而在日常维护以及管理工作中都可以针对各种故障进行处理，同时还可以采取良好的预防措施。因此，这就需要水利单位安排好相关技能的培训工作，例如根据设备安装以及运行情况而分批安排工作人员学习，不断提升他们掌握先进技术的能力。除此之外，核电厂运行设备维护工作中还可以进一步提升综合能力，例如在对于实践操作人员而言，需要不断总结自己的实践操作情况，进而不断提升自己的综合能力，并能够自主处理核电厂运行设备中所发生的其他故障。再者，核电厂运行设备的维护工作还需要工作人员用极强的责任心，从而提升核电厂运行设备的运行效率。 结束语 在核电厂的运行管理工作中，核电厂数字仪表的自动化控制技术对其核电厂的相关的管理工作有着重要的意义，加强核电厂数字仪表的参数数据的管理，有效的避免参数故障的发生，从而影响运作工作的发展。因此，在核电厂的运行开展的工作中，加强核电厂数字仪表的自动化控制技术的发展，提高全面性的技术发展，才能够有效的促进工作的监督管理。 参考文献 [1]商海龙，李海煌. 核电厂数字化仪表与控制系统的应用现状及发展趋势[J]. 科技传播，2017，9（10）：27-28. [2]刘中明，陆荆，李红英. 核电厂数字化仪表与控制系统的应用现状与发展趋势[J]. 中小企业管理与科技（下旬刊），2016，（03）：244. [3]. IEC 62645 ed1.0核电厂仪表和控制系统基于计算机系统的安全程序要求[J]. 核标准计量与质量，2015，（02）：16.