反应堆核丈量系统
第四代核反应堆系统简介
第四代核反应堆系统简介绪言第四代核反应堆系统（Gen IV）是当前正在被研究的一组理论上的核反应堆，其概念最先是在1999年6月召开的美国核学会年会上提出的。
美国、法国、日本、英国等核电发达国家在2000年组建了Gen-IV国际论坛（GIF），并完成制定Gen IV研发目标计划。
预期在2030年之前，这些设计方案一般不可能投入商业运行。
核工业界普遍认同将，目前世界上在运行中的反应堆为第二代或第三代反应堆系统，以区别已于不久前退役的第一代反应堆系统。
在八项技术指标上，第四代核能系统国际论坛已开始正式研究这些反应堆类型。
这项计划主要目标是改善核能安全，加强防止核扩散问题，减少核燃料浪费和自然资源的利用，并降低建造和运行这些核电站的成本。
并在2030年左右，向商业市场提供能够很好解决核能经济性、安全性、废物处理和防止核扩散问题的第四代核反应堆。
图1 从第一代到第四代核能系统的时间跨越第一代核反应堆产生于上个世纪70 年代前,其主要目的是生产用于军事目的的铀;第二代核反应堆出现于70 年代,是目前大部分核电站使用的堆型,其目的是降低对石油国家的能源供应依赖;第三代核反应堆是在1979 年美国长岛和1986 年乌克兰切尔诺贝利核电站事故后出现的,主要是增加了安全性,但它并不能很好地解决核废料问题;第四代核反应堆则可以同时很好地解决安全和废料问题。
对于第四代核能系统标准且可靠的经济评价，一个完整的核能模式显得十分重要。
对于采用新型核能系统的第四代核电站的经济评估，人们需要采用新的评价手段，因为它们的特性大大不同于目前的第二代和第三代核电站。
目前的经济模式不适合于比较不同的核技术或核电站，而是用于比较核能和化石能源。
第四代核反应堆的堆型最初，人们设想过多种反应堆类型。
但是经过筛选后，重点选定了几个技术上很有前途且最有可能符合Gen IV的初衷目标的反应堆。
它们为几个热中子核反应堆和三种快中子反应堆。
有关VHTR潜在的可供应高温工艺热以用于制氢的设想也正在研究中。
发电厂主要设备及其功能
发电厂主要设备及其功能之青柳念文创作动力是人类社会赖以存在和发展的重要物质条件，从其形成条件上可分为一次动力和二次动力.煤、石油、天然气等可以直接从自然界获得，它们是一次动力. 但一次动力有其自身的缺乏和局限性，如方便于直接操纵、热效率低、晦气于运输和储藏等.于是，人们将一次动力转换为二次动力，如电能，蒸汽，汽油等，以使动力得以充分操纵，而且能方便地转换为社会所需要的各种形式的能.然而一次动力向二次动力转换需要一定的条件，而且要在一定的设备或系统中实现.因此，将天然动力转化为电能的发电厂也就应运而生了.按输入动力形式及转换过程的分歧可将发电厂分为火电厂、水电厂、核电厂及其他形式电厂.下面我们将连系图1给出的典型火力发电厂的设备构成停止简要说明.图１火力发电厂的主要设备一、在发电厂中，实现“燃料”能量释放、传递和向机械能形成转换的系统和设备称作发电厂的动力部分，主要有锅炉设备、汽轮机设备、水轮机设备和核反应堆.1．锅炉设备是火力发电的三大主机设备中最基本的能量转换装置.它的主要作用是使颠末预处理燃料（煤、油、气等）的化学能通过燃烧释放出高温热能，并最终把给水加热成高温、高压过热蒸汽供给汽轮机[]1.锅炉设备由锅炉本体和辅助设备构成.本体包含汽水系统和燃气系统.辅助设备包含通风设备、燃料运输设备、给水设备、除灰设备及除尘设备等.在此，通过对汽水系统和燃气系统关键部分的简要说明，而且连系燃煤火力发电厂中能量流程图我们可对锅炉设备有更深刻的懂得.⑴炉膛即燃烧室是燃料与空气充分混合后，停止完全燃烧的地方.⑵在汽包中通过外部汽水分离器将来自蒸汽管的汽水停止分离.⑶过热器是对来自汽包的饱和蒸汽停止加热的装置，一般放在燃烧气体的通路中.⑷再热气是为了提高效率和防止汽轮机叶片腐蚀，把在汽轮机高压缸做过功的低温低压蒸汽再送到锅炉中加热，后送到汽轮机的中压缸及低压缸去做功的装置.⑸省煤器是操纵烟道气体（废气）将锅炉给水停止预热的装置，它能提高整个发电厂的热效率.⑹空气预热器是操纵通过省煤器废气中的热量，在空气送到锅炉之前再加热，以回收余热，提高锅炉效率的热交换器.⑺通风装置是燃烧时向锅炉提供需要的空气，并将燃烧后发生的气体从锅炉中排出的装置.图２燃煤火力发电厂中能量流程在辅助设备中燃料运输设备（包含煤的卸载运输和存储设备）发挥着重要作用.它们将煤卸下并运送至锅炉或煤场.煤场作为储煤设备能包管厂外无来煤或来煤数量少时锅炉有足够的燃料，同时它还起到煤的干燥及分歧煤种的混合作用.2．汽轮机设备由汽轮机本体和附属设备（调节保安油系统、凝汽及抽气系统、回热加热系统）及毗连这些设备的管道组成.其中本体汽轮机是以水蒸汽为工质的叶轮式发动机[]2，是热力发电厂普遍采取的动力机械.汽轮机的主要功能是将高压、高温、蒸汽携带的热能，在汽轮机外部部分地转换成电能.汽轮机具有转速高、运转平稳、单机功率大、工作靠得住、有较高经济性和便于与发电机直接组合等特点.汽轮机的分类方式很多，就其工作的原理可分为冲动式汽轮机和反动式汽轮机，依照热力特性可分为凝汽式汽轮机、背压式汽轮机等.３．水轮机是水电站的主要动力设备，是将水能转换为旋转机械功的原动机，它与水轮发电机直接相毗连，构成水轮发电机组.依照水流作用于转轮时的能量转换特点可分为冲击型和反击式两类[]1.４．从防辐射角度出发，核电厂的系统分为核岛部分和惯例岛部分.惯例岛部分的动力设备及系统（如汽轮机和发电机等的安插）与火电厂没有区别.反应堆是核电厂的动力设备，它位于核岛部分，以铀（钚或铀钚混合物）作核燃料，是实现受控核裂变链式反应的装置.其主要作用是节制核裂变、发生热能并由传热工质（通常为水）吸收.反应堆由压力外壳和堆芯组成.二、发电厂的电气设备根据其用途可分为一次设备和二次设备.其中直接生产、输送和分配电能的设备是一次设备，由发电机、变压器以及配电设备（开关电器、限流器、互感器、导体绝缘子等）构成.二次设备是包管一次设备平安、靠得住运行的重要组成部分，其任务是监视一次设备和电力系统的工作状况，对一次设备停止节制，并在电气一次设备及电力系统发生故障时，能使故障部分迅速退出运行或给值班人员信号，以便采纳措施及时处理，它由节制电源、继电呵护、节制系统、信号系统、同步系统、节制电缆构成.一次设备：１．发电机将机械能和水的热能转换为电能.罕见类型有同步发电机和异步发电机.同步发电机一般应用于热力电厂，异步发电机在风力发电中得到广泛应用.2．变压器是一种运动的电力机械，它的主要作用是通过电磁感应把一种电压的交流电能转变成同频率的另外一种电压的交流电能.发电厂用升压器将发电机端电压升高至较高电压等级后，将电能送入枢纽变电站.３．开关电器主要功能有三点：正常运行时分合电路，如负荷开关；故障时在继电呵护装置节制下自动切断故障电路，如高压断路器；设备检修时使被检修设备靠得住的与电源隔离，如高压隔分开关.４．限流电器：在输配电设备中用以增加电路的短路阻抗以限制短路电流的装置.５．互感器：将一次接线系统的高电压、大电流变换成尺度等级的电压和电流，向二次丈量、节制与调节装置及仪表提供电流电压信号.主要有电压互感器和电流互感器.６．导体：毗连各种电气设备，使发电、输电、配电、用电组成一个可以调度的系统.通常有裸导线、硬铝母线及电力电缆等.７．绝缘子：支持无绝缘的导体，包管对地绝缘及其机械强度.８．接地装置：发电厂和变电站的接地装置按其作用可分为工作接地、呵护接地和防雷接地.工作接地是为了包管电力系统正常情况下和事故情况下能靠得住工作，而将电力系统中的某一点接地，如变压器中性点直接接地；呵护接地是为了呵护人身平安，防止人身触电，而将电器设备外壳或金属布局接地；防雷接地是针对防雷呵护而设置的接地，如避雷针接地.９．抵偿装置：抵偿电网中的电容电感参数，或向电网提供无功功率（容性或感性），以提高电能质量，包管电网平安、经济运行.二次设备：１. 节制电源：为电厂的节制、呵护、信号、丈量系统及装置供电.２．继电呵护：监测电气设备或线路不正常运行情况或故障，并发出正告信号或有选择地发出跳闸或停机指令的自动化技术及装置.其作用一是发出正告信号后，通过运行调整终止不正常运行情况的发展；二是自动、迅速有选择性地将发生故障的电气设备或线路，从电力系统中切除，终止故障的发展，包管电力系统中无障碍部分恢复正常运行.３．节制系统：对电站内主要机电设备停止节制及功率调节和断路器节制等.４．信号系统：机电设备运行状态和事故不正常运行工况的显示和报警装置.它以声光、文字等形式提醒运行人员注意设备的运行工况，以便及时采纳处理措施.５．节制系统：对电站内主要机电设备停止节制,施行功率调节和断路器节制等.６．同步系统：将交流同步发电机投入电力系统或使电力系统之间联网并列运行的装置.７．节制电缆：传递节制、丈量呵护和信号等载流信息.三、火力发电厂的节制：火力发电厂的生产过程变更复杂、迅速且持续不竭.因此,实现生产过程的自动化是非常需要的.如图３所示,发电厂承受来自中央调度所的指令，对锅炉的燃料、空气、给水等停止节制，对汽轮机进气量停止节制，通过自动负荷节制装置对发电机停止自动节制.图３汽轮发电机的节制参考文献：「1」《发电厂动力》关金峰编中国电力出版社「2」《发电厂动力设备》易大贤史振声合编水利电力出版社「3」《中国电力百科全书》水力发电卷「4」《发电厂电气主系统》宗士杰编中国电力出版社「5」《发电厂变电站电器部分》牟道魏主编重庆大学出版社「6」《图解电气大百科》迷信出版社一中1的(1)~ (7) 见参考文献「6」二中“一次设备”中的1~7见参考文献「5」二中“一次设备”中的8见参考文献「4」二中“二次设备”参考文献「3」。
核反应堆热工分析
核反应堆热工分析核反应堆热工分析是指对核反应堆的热力学和动力学性质进行评估和分析。
在核反应堆的设计和操作过程中，热工分析是至关重要的一步。
核反应堆是利用核反应的原理来产生大量能量的一种设备。
核反应堆通常用于发电、生产同位素、研究等领域。
核反应堆的基本工作原理是将一些放射性物质放入到反应堆中，在核反应的过程中释放出大量的热能，以此来驱动涡轮机发电。
核反应堆的热工分析主要关注的是反应堆内的热力学和动力学特性。
在核反应堆中，核燃料的裂变会产生大量的热，这些热需要通过反应堆内的冷却剂来传递到发电设备。
因此，热工分析的主要任务是评估反应堆中热量的产生和传递，以便在设计和操作过程中避免过热或过冷的问题。
核反应堆的热工分析可以通过多种方法进行，其中最常见的方法是数值模拟。
数值模拟是指使用计算机模拟反应堆内复杂的热力学和动力学过程，以便更好地理解反应堆内的热传递和热力学行为。
在数值模拟中，需要考虑的因素包括反应堆内燃料的构成和排布、冷却剂的流动和热传递、反应堆的几何形状等。
另外，通过实验来验证和修正数值模拟模型也是非常重要的一项工作。
实验可以获得反应堆内的温度、压力、流速等关键参数，以进一步改进数值模拟模型。
同时，在实际操作中对反应堆进行连续监测和评估也是必不可少的。
核反应堆热工分析的结果可以帮助反应堆设计师和操作员更好地了解反应堆内的热力学行为，并且可以预测反应堆在不同工作条件下的热传递行为。
这些分析结果可以用于优化反应堆的设计，提高反应堆的效率和安全性。
总之，核反应堆热工分析是核反应堆设计和操作中不可或缺的一步。
通过热工分析可以更好地了解反应堆内的热力学和动力学行为，预测反应堆在不同工作条件下的性能，提高反应堆的效率和安全性。
除了数值模拟和实验外，还有一些重要的因素需要考虑，这些因素包括：1. 燃料特性燃料的特性直接影响反应堆内的核反应过程，从而影响热传递效率。
例如，燃料的粒度和密度会影响其热传递特性，而燃料的化学成分和裂变产物的特性也会影响其热放射。
重水堆简介
重水堆工程安全特性
1.反应堆停堆系统： CANDU核电厂设有两套完全独 立和全功能的SDS-1和SDS-2停堆 系统，该系统能使反应堆在必要 时停闭。 2.应急堆芯冷却系统（ECCS）： 应急堆芯冷却系统向热传输系统 提供轻水，以补偿发生假像的失 水事故时损失的重水冷却剂，并 循环和冷却从反应堆厂房地面上 收集的重水、轻水混合物，将其
重水堆系统的设计特征
重水堆与压水堆在反应堆和燃料方面的主要区别见下表：
重水堆的安全特性
重水堆的结构设计具有一些独特的安全特性，与压水堆一 样，这些安全特性中一部分为重水堆所固有的，另一部分则是 特殊设计的工程安全设施提供的。 重水堆固有的安全特性： 重水堆固有的安全性是由核燃料、反应性调节特性等提供的。 1.燃料 CANDU堆采用天然铀作为核燃料，235-U约占0.7%，较 压水堆低得多，这就大大降低了在堆外或者燃料贮存水池内燃 料处理时发生反应性引入事故的可能性，而且堆芯严重损坏导 致的燃料重新布置所引入的反应性也十分有限。
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停堆系统
重水堆工程安全特性
送到反应堆集管以保证长期的燃料冷却，以达到向反应堆燃料 通道再注射冷却剂和从燃料排出余热或衰变热的目的。
重水堆工程安全特性
3.安全壳系统： 如果反应堆系统发生 事故，则安全壳系统 的运行可以提供包容 所释放出放射性物质 的密封外壳，以防止 从反应堆溢出的放射 性物质释放到环境中 。其包括：自动喷淋 系统、空气冷却器、 过滤空气排放系统以 及人员和设备闸门。
姓名：王小亮 班级：0902301 学号：1090230113
重水反应堆-PHWR？
概念：用重水作为慢化剂的热中子反 应堆。 可以用重水、普通水、二氧化碳和有 机物作冷却剂。由于重水的热中子吸 收截面很小，可以采用天然铀燃料。 铀燃料的利用率高于轻水堆，烧过的 燃料的235U含量仅为0.13%，乏燃料不 必进行后处理。这种堆可以作为生产 堆、动力堆和研究堆使用。堆内中子 经济性好，可生产氚和发展成为先进 的转化堆。堆内重水装载量大，反应 堆造价较高。
核反应堆堆芯数值计算软件的渐增式集成测试技术研究与应用
0引言,、、。
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TORCH V2.0,、、。
1堆芯数值计算软件的渐增式集成测试方法研究,,。
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,核反应堆堆芯数值计算软件的渐增式集成测试技术研究与应用汤琪芬芦韡刘婷安萍(中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室,四川成都610213)【摘要】在核反应堆堆芯数值计算软件研发和应用过程中,需高效进行持续集成、测试、发布等工作。
但由于堆芯数值计算软件具有理论及计算流程复杂,物理量多等特点,采用一次性集成测试存在缺陷的定位较难、测试周期长、调试耗时较长等问题。
文章主要研究适用于核反应堆堆芯数值计算软件的渐增式集成测试技术方法,通过采用解耦核心计算模块,再根据计算逻辑逐渐递增集成测试,以解决缺陷定位和调试难度大的问题,并搭建自动化测试框架,可应用于敏捷开发的各测试环节中。
现已将本框架应用于自主研发的先进节块法堆芯三维少群中子学计算软件CORCA-3D,进行了三个版本快速测试。
【关键词】核反应堆堆芯数值计算软件;渐增式集成测试;自动化测试框架中图分类号:TP311.53文献标识码:A DOI:10.19694/ki.issn2095-2457.2022.18.11作者简介:汤琪芬，硕士研究生，研究方向为偏微分方程数值解、反应堆堆芯系统软件。
图3CORCA-3D 软件核心计算模块的渐增式测试逻辑图,。
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图1堆芯数值计算软件的渐增式集成测试框架示意图::,、,,2,“—”“—”,;:,,;:,,。
图2堆芯数值计算软件的渐增式集成测试框架登入界面2CORCA-3D 软件基于渐增式集成测试框架的实践CORCA-3D ,,20,、、、、、、44。
反应堆是什么意思
反应堆是什么意思反应堆是指原子核发生变化的地方，通常会由中子、质子和其它带正电荷的粒子组成。
任何元素都可以转换为核能，只不过是快慢而已。
核反应堆就是把快的元素转换成慢的元素，让慢的元素获得大量能量，为人类服务。
反应堆又称核反应堆、重水反应堆，是将裂变材料装入核燃料中制成的一种特殊类型的原子能反应堆。
它是在核电站中控制原子核裂变链式反应，并能自动调节链式反应进程，以维持临界质量所需的装置。
反应堆主要用于核电站。
作为核电站中核燃料循环的枢纽，反应堆起着十分重要的作用。
1。
什么是核反应堆？在高中化学中，反应堆是原子核的变化，反应堆核裂变，如链式反应。
2。
核反应堆是如何工作的？一、直接产生电流，二、间接产生电流：（一）直接产生电流， 1、利用快中子引发快中子，或者是缓发中子引发热中子，使快中子和热中子之间发生能量差，从而形成电流， 2、利用快中子引发快中子，或者是缓发中子引发热中子，使快中子和热中子之间发生能量差，从而形成电流。
三、间接产生电流： 1、利用热中子和电子中和，形成两个等离子体； 2、利用电子与中性原子或中性分子中和，形成等离子体； 3、利用激光对快中子和中性原子、分子的能量转换形成等离子体。
4。
放射性物质有哪些？放射性物质是指自然界中天然存在的放射性元素，包括天然放射性元素（铀、钍、镭、钾-40）和人工放射性元素（铯-137、碘-131、锶-90）两大类。
放射性物质是人类健康的大敌。
如果人们长期吸入过量的放射性物质，就会引起头昏、食欲减退、恶心、呕吐、疲乏无力、白细胞减少，甚至引起皮肤损伤。
3。
核能的利用。
（ 1）核能的利用：①可以发电，即把原子核中蕴藏的能量释放出来。
②利用核能发电时，应先用速度慢的核能去轰击能量比较高的目标（如核电站的发电机），把目标轰碎，再用速度快的核能轰击其他目标。
③利用核能发电时，不断更换能量高的核能源。
④核能具有非常大的热容量，因此，可以用来加热水，使水沸腾，再用热水蒸气推动汽轮机，就能带动发电机发电。
核反应堆数字化设计全面集成模型研究
计算机应用与软件 ＣｏｍｐｕｔｅｒＡｐｐｌｉｃａｔｉｏｎｓａｎｄＳｏｆｔｗａｒｅ
Ｖｏｌ３６ Ｎｏ．８ Ａｕｇ．２０１９
核反应堆数字化设计全面集成模型研究
张 亮
（核工业计算机应用研究所 北京 １０பைடு நூலகம்０４８）
摘 要 采用企业架构（ＥＡ）方法建立核反应堆数字化设计与科研试验的业务架构，进一步规划 ＩＴ系统架构。 在解决传统“信息孤岛”问题基础上，着眼于实现核反应堆设计过程中信息、资源的共享与集成，将孤立的管理、 设计、验证等过程整合成一个有机的整体。提出数字化设计整体集成层次结构图，从而构建核反应堆数字化设计 全面集成模型，并在某型号反应堆自主设计条件保障项目中得到了应用。 关键词 核反应堆 数字化设计 全面集成模型 企业架构 中图分类号 ＴＰ３ ＴＭ７ Ｆ２７５．３ 文献标识码 Ａ ＤＯＩ：１０．３９６９／ｊ．ｉｓｓｎ．１０００３８６ｘ．２０１９．０８．０２０
（３）基础研究层：基础研究层是反应堆设计的基 础，包括了中子物理研究、热工水力研究、辐照技术研 究、反应堆材料研究、安全分析等专业，通常在基础研 究方面要开展大量的材料和燃料研究、热工流体和物 理试验［３］。
２ 数字化设计全面集成模型
２．１ 数字化设计 ＩＴ系统规划
反应堆设计业务架构分析之后，对数字化设计进 一步“架构规划”，包括应用架构、数据架构和 ＩＴ技术 架构，形成 ＩＴ系统架构，如图 ２所示。
ＣＯＭＰＲＥＨＥＮＳＩＶＥＩＮＴＥＧＲＡＴＥＤＭＯＤＥＬＦＯＲＤＩＧＩＴＡＬＤＥＳＩＧＮＯＦＮＵＣＬＥＡＲＲＥＡＣＴＯＲ
ＺｈａｎｇＬｉａｎｇ
（ＣｏｍｐｕｔｅｒＡｐｐｌｉｃａｔｉｏｎＩｎｓｔｉｔｕｔｅｏｆＮｕｃｌｅａｒＩｎｄｕｓｔｒｙ，Ｂｅｉｊｉｎｇ１０００４８，Ｃｈｉｎａ）
聚变反应堆中材料的选取与性能评估
聚变反应堆中材料的选取与性能评估随着时代的发展和科技的不断进步，人类已经成功地将核能运用于电力的生产，使得能源问题得到了一定的解决。
然而，核能的开发也存在一些潜在的危险，核能设备的爆炸、泄放等事故随时有可能发生。
为了降低核能设备的安全风险，聚变反应堆被认为是一个安全、可靠、高效的核能源生产技术，它也是目前全球核能发展的热点之一。
而聚变反应堆的材料选取和性能评估则是其中最重要的问题之一。
一、聚变反应堆的原理和优势聚变是从轻元素合成重元素的核反应，因其反应所释放的能量巨大，被称为“阳光能源”，是人们在探求新能源的过程中对核能应用的一个重要发展趋势。
聚变反应堆是一种利用聚变反应反应功产生能量的核反应堆，其原理主要是将氢等核间距离紧凑，形成高温、高密度、高压等条件，从而在较小的空间内实现核聚变反应。
这种反应所释放出的能量很大，可用来驱动某种机械设备，从而产生电能。
与传统的裂变反应堆相比，聚变反应堆有很多优势。
首先，聚变反应堆的能源密度远远高于传统裂变反应堆，比核裂变反应出的能量更少，不会产生高放射性废物。
其次，聚变反应本身并不放射性，处理废料更加容易。
第三，在聚变反应堆中使用的主要燃料氢、氦是充分可利用的非放射性废料；这是一个可持续的、安全的能源选择。
最后，聚变反应堆同样可以稳定地发电，不像裂变反应堆，有非常高的流动性和扰动性。
二、聚变反应堆中的材料选取在聚变反应堆中使用的材料应该是安全，可靠，耐高温，抗辐照，不放射性的材料，这些材料也应该有较好的热导率、导电率和机械强度。
在聚变反应堆中的放置及使用材料需要经过严谨的评估，其中一些主要材料包括:1. 铁素体材料铁素体材料是聚变反应堆中最主要的基本结构和功能材料。
具有强的抗辐照能力，是抵御辐射的重要材料。
铁素体材料中一些最常用的合金为：3Cr-5W-0.5Mo-1Ni，4Cr-16Mo-1W-0.2V，RAFM等。
2. 氢同位素材料氢同位素材料是用于制造氚束流产生器中的基础物质。
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稳压器水位控制
反应堆冷却剂系统内的水容量，即稳压器水位是靠化学和容积控制系统(CVCS)来 保持的
蒸汽发生器水位控制
基本功能是调节进入蒸汽发生器二次侧的给水流量，使得在正常运行工况下蒸汽 发生器的水位保持在规定范围内
蒸汽排放控制
蒸汽排放系统的作用是在汽轮机负荷突然大幅度减少之后，有控制地将蒸汽直接 排放至凝汽器，从而在蒸汽发生器上保持一个人为的负荷以减小反应堆冷却剂系 统的瞬态变化
压水堆控制
反应性控制和功率分布控制
压水堆的快速变化反应性控制主要通过改变控制棒在堆芯中的位置来实现
功率调节
根据汽轮机负荷和反应堆冷却剂的平均温度，操纵控制棒在堆芯中的位置，以调 节反应堆的功率，使其与汽轮机组的出力相匹配
一回路系统压力控制
借助稳压器的加热器(在水区内)或喷雾器(在蒸汽区内)，以保持稳压器压力在规定 范围内
压水堆保护
反应堆保护系统是核电厂重要的安全系统之一，对限制核电厂事故的 发展、减轻事故后果，保证反应堆及核电厂设备和人员的安全、防止 放射性物质向周围环境的释放具有十分重要的作用 反应堆保护系统包括紧急停堆系统和专设安全设施驱动系统，监测经 安全分析确定的保护参数，当这些参数超过预先确定的整定值时触发 紧急停堆和/或启动专设安全设施。通过对停堆断路器和安全驱动器的 控制，确保反应堆的安全 反应堆控制系统调节与反应堆运行有关的重要参数，将这些参数限制 在允许的范围内。在控制系统由于故障给出错误指令或发生异常事件 （事故）时，反应堆保护系统动作，将重要参数维持在规定的范围内， 保证反应堆的安全
诊断与监测系统
松脱部件监测系统 振动监测系统 泄漏监测系统（安全壳内） 湿度泄漏监测系统（安全壳外） 疲劳监测系统 地震监测系统 阀门、执行机构诊断系统 机械转动部件诊断 传感器响应时间和落棒时间测试装置 Mid-loop运行监测系统
压水堆测量
反应堆仪表监测系统
核功率测量系统
通过检测堆芯外的中子通量密度，来检测反应堆在启动、正常运行和 停闭时的功率及其变化速率
堆芯测量系统
由堆芯中子通量密度测量系统和堆内温度测量系统组成
控制棒位置指示系统
用以检测各类控制棒在堆芯中的位置，并在主控制室显示每组控制棒 的插入深度，以便于操纵员调整控制棒的插入深度，保持合理的堆芯 中子通量密度分布
I&C的多层结构
0层：工艺过程接口，
由传感器和开关装置构成
1层：系统自动化，
反应堆保护， 反应堆控制、监督和限制功能， 安全自动化， 过程自动化。
2层：工艺过程监控，
工作站和位于主控室内的仪表盘、应急停堆站和技术支持中心， 它们也被称作人机接口（MMI）。 起到MMI和“系统自动化”之间连接作用的I&C系统。
事故后监测系统
用于监察失水事故后堆芯 是否具备充分的冷却条件，主要的监测参 数有反应堆压力容器中的水位和反应堆出口冷却剂的欠热度
压水堆测量
核电厂一回路监测系统
反应堆冷却剂进、出口温度测量； 一回路压力测量； 一回路流量测量； 稳压器、蒸汽发生器、压力容器水位测量； 一回路硼浓度测量； 蒸汽品质检测； 水质检测 燃料破损检测 蒸汽发生器传热管破损探测
安全分级
功能安全级别 F1A 说明 执行在事故情况下将反应堆带到受 控状态的功能。 执行在事故情况下将反应堆带到安 全状功的功能。 该功能在于避免放射性释放的 危险。 能对电厂安全作出贡献的其它功能 （维持运行限制工况，安全系 统可用性的监督，内部产生危 害的效应的预防，放射性释放 的检测／监督，事故后运行所 使用的功能…）。 非安全级功能 设备质量 等级 E1A E1B
F1B
E2
F2
NC
NC
仪控技术
关于仪控技术，法马通核能采用一贯的 TELEPERM－XS系统平台并基于多样化标准应 用技术，实现安全有关的仪控功能。 许多仪表通道为控制、监督和保护系统提供测量 数据并为控制室工作人员提供信息。重要控制功 能采用多通道信息采集，例如一回路冷却剂压力 和温度控制，反应堆压力容器液位系统
培训补充内容
刘艳阳
2007-6-14
概述
核电厂像任何其它工业设施一样，需要监控其工 艺和设备的技术手段。这些手段总体上构成了电 厂的仪控（I&C）系统，仪控系统实际上由多个 系统及其电气、电子设备构成。 仪控系统的组成基本上包括将物理变量转换成电 气信号的传感器，处理这些信号并控制驱动器的 可编程控制器，以及操纵员的监控实施。 仪控系统及有关设备的整体设计必须符合工艺、 核安全和运行条件的要求。
3层：用于电厂管理功能
安全分级
EPR的仪控系统和设备符合设计EPR安全相关系统的冗余、 分区、多样性原则。EPR由四个冗余和独立的安注系统和 应急给水系统及四个冗余和独立的I&C通道组成。 每一个安全相关I&C系统的设计要做到，即使一个通道由 于故障不能使用，而同时另一通道由于维修不能投入使用 或是由于内部存在危险（例如火灾）的情况下，该系统仍 能令人满意地实现其功能。 参与安全功能的仪控系统和设备根据EPR设计所采用的安 全概率目标要求确定了可用率水平。