AP1000核电站数字化反应堆保护系统
AP1000非能动核电站技术简介
AP1000 设计目标
1、在 600 MWe 的基础上提高电厂的功率以降低成本； 2、在核电站批量建造后，建造成本降到 $900-1000/千瓦，以获得在美 国电力市场的竞争能力； 3、保持 AP600 的目标和设计细节； 4、在 AP600开发研究的成果 “框架” 内增加功率/容量； 5、保持“成熟设备”的可信度； 6、保持成本估计,建造进度和模块化建造等方面的原有基础； 7、保持 AP600 的安全执照许可证基础； 8、满足美国核安全管理委员会对“先进的非能动安全系统核电厂”的 要求； 9、接受 AP600 政策质询。
AP1000堆芯燃料管理
首炉堆芯燃料装载
●先进燃料装载方式（续） ➣ D，E和F区的燃料棒二端各有 203.2mm的低富集度区,以提 高燃料的有效利用。此外，E 和F高富集度区燃料组件内的 燃料棒有4种不同富集度，以 展平组件内功率分布。作为 例子，左图为E区燃料组件内 4种富集度燃料棒和可燃毒物 在组件内的布置。 ➣由于先进燃料装载技术以及用 WABA可燃毒物代替硼玻璃， 与传统的三区装载方式相比, 首炉堆芯的燃料成本将节约 6%。
Fit Data AP1000 $10.4
$10.2
$10.0
$9.8
$9.6
$9.4
$9.2
➣ AP1000采用 18个月长周 期平衡换料,相对年换 料制(12个月换料),电 厂的可利用率提高约 3.5%，并且由于换料次 数的减少，降低了电厂 运行人员的放射性辐照 剂量。 ➣ AP1000堆芯平均卸料达 到50 GWD/MTU的高燃耗。 目前运行压水堆的平均 卸料燃耗一般为3340GWD/MTU。由于燃料 的发电成本随燃耗加深 而降低（见左图），所 以采用高燃耗管理策略 可降低燃料的发电成本，
浅谈AP1000核电厂保护和安全系统PMS操作平台CommonQ_丛曦宇
6、Common Q电源
Common Q系统的电源是一个19英寸，带插入式模件的组件，不
同 输出电 压 的 模件 都 可 以使 用。电源系统 的 交流 输入 是10 0 ~14 0 V或
200~260V，频率47~63Hz。电源能满足交流220V、频率50Hz的应用要
求。
所有的电源组件都封装成插件式模件插在一个固定标准19英寸
在改动过程中的通道就由MTP旁路。可利用预先编程好的对话框来输
入和验证设定值、常量，对话框将输入和验证分离，以缓解可能的操作
错误。
修改组态:通过MTP，能够装载新的或者修改过的组态。
图形 功 能 : M T P显 示系统 的图形 功 能包 括 柱 状图、静态 文 本对
象、动态数据对象等。
趋势功能:MTP显示的趋势显示功能在任意轴向上（时间轴或数
社,2008. [2]Westinghouse AP1000 Design Control Document Rev.16Chapter 2. [3]刘子介.Common Q在AP1000PAMS中的应用.电气技术,2010年第3期. [4]ABB-CE,CENPD-396-P,mon qualified platform.
1)维护和测试面板（MTP）。一个Common Q安全系统通道有一个
MTP。通过MTP，能够执行监视、纠正性维修、修改设定值、旁路一个
通道，初始化自动测试以及显示详细的系统诊断信息。MTP也能够向
AC160处理器模件装载组态。MTP还具有图形和趋势功能。
修改设定值:MTP能在电厂运行时改变设定值和“可寻址”常量，
72小时内，不需要操作员采取任何手动干预动作，大大减少人因错误，
AP1000明显优于EPR，其功能实现的操作平台为Common Q。
AP1000核电系统详细介绍
2009年3月23日星期一
-11-
三，反应堆冷却剂系统一RCS
冷段处冷却剂的流量17886 m3/hr（20.25 m/s） 热段处冷却剂的压力15.50 MPa 冷段处冷却剂的压力15.93 MPa 冷段内径559 mm 热段内径787 mm 冷段壁厚65 mm 热段壁厚83 mm 主管道材料（控氮不锈钢）SA-376 （316LN）
2009年3月23日星期一
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四，非能动堆芯冷却系统一PXS
2009年3月23日星期一
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四，非能动堆芯冷却系统一PXS
2009年3月23日星期一
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四，非能动堆芯冷却系统一PXS
2009年3月23日星期一
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四，非能动堆芯冷却系统一PXS
2009年3月23日星期一
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四，非能动堆芯冷却系统一PXS
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三，反应堆冷却剂系统一RCS
2009年3月16日星期一
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三，反应堆冷却剂系统一RCS
2009年3月16日星期一
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三，反应堆冷却剂系统一RCS
2009年3月16日星期一
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三，反应堆冷却剂系统一RCS
FLOW流R量ES限T制R器ICTOR STEAM蒸N汽O接Z管ZL嘴E SMEACN二OWN次AD侧YA检R修Y 人孔
2009年3月23日星期一
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四，非能动堆芯冷却系统一PXS
PXS非能动堆芯冷却系统设计参数 1，补给水箱2只 ～设计压力：17.1MPa ～设计温度：343℃ ～总容积：70.8m3×2 ～硼浓度：3500PPm 2，非能动热交换器1个 ～设计压力：17.1MPa ～设计温度：343℃ ～热交换面积：476m2 （低效率） 3，安注箱2只 ～正常运行压力：4.8MPa ～总容积：56.6 m3×2 ～正常运行水容积：48.1 m3 ～正常运行气容积：8.5 m3 4，安全壳内置换料水箱1只 ～总水容积：2131 m3 ～硼浓度：2700PPm
三代核电技术AP1000与EPR简介
AP1000与EPR简介1.AP1000与EPR简介1.1AP1000西屋公司在已开发的非能动先进压水堆AP600的基础上开发了AP1000。
2002年3月，核管会已经完成AP1000设计的预认证审查（Pre-certification Review），AP600有关的试验和分析程序可以用于AP1000设计。
2004年12月获得了美国核管会授予的最终设计批准。
AP1000为单堆布置两环路机组，电功率1250MWe，设计寿命60年，主要安全系统采用非能动设计，布置在安全壳内，安全壳为双层结构，外层为预应力混凝土，内层为钢板结构。
AP1000主要的设计特点包括：（1）主回路系统和设备设计采用成熟电站设计AP1000堆芯采用西屋的加长型堆芯设计，这种堆芯设计已在比利时的Doel4号机组、Tihange3号机组等得到应用；燃料组件采用可靠性高的Performance+；采用增大的蒸汽发生器（D125型），和正在运行的西屋大型蒸汽发生器相似；稳压器容积有所增大；主泵采用成熟的屏蔽式电动泵；主管道简化设计，减少焊缝和支撑；压力容器与西屋标准的三环路压力容器相似，取消了堆芯区的环焊缝，堆芯测量仪表布置在上封头，可在线测量。
（2）简化的非能动设计提高安全性和经济性AP1000主要安全系统，如余热排出系统、安注系统、安全壳冷却系统等，均采用非能动设计，系统简单，不依赖交流电源，无需能动设备即可长期保持核电站安全，非能动式冷却显著提高安全壳的可靠性。
安全裕度大。
针对严重事故的设计可将损坏的堆芯保持在压力容器内，避免放射性释放。
在AP1000设计中，运用PRA分析找出设计中的薄弱环节并加以改进，提高安全水平。
AP1000考虑内部事件的堆芯熔化概率和放射性释放概率分别为5.1×10-7/堆年和5.9×10-8/堆年，远小于第二代的1×10-5/堆年和1×10-6/堆年的水平。
简化非能动设计大幅度减少了安全系统的设备和部件，与正在运行的电站设备相比，阀门、泵、安全级管道、电缆、抗震厂房容积分别减少了约50%，35%，80%，70%和45%。
核电厂电气系统 特点 AP1000简介
1957年：西屋建成世界上第一座陆上压水原型堆核电厂— —Shipping Port核电站，开创了第一代压水堆技术。
1960年代: 其他国家相继建成了其首座核电站，如苏联的 切尔诺贝利、法国Chooz、德国Obrigheim、日本的美浜1号， 容量均在300MWe左右。
1990年代以来：基于上述要求二开发的以AP系列、EPR和新 一代VVER为代表的先进压水堆技术，在设计理念及其实践上 取得突破，极大地提升了电厂安全性指标，从而形成了第三 代压水堆技术。
核电发展简述 核电技术的划代
三代核电技术的共同特征是：
采用非能动专设安全设施 采取严重事故应对措施实现熔融物包容和防止蒸汽爆炸 更高的建造和运行经济性
第一代核电厂属于原型堆核电站，主要目的是为了通过实验 示范形式来验证其核电在工程实施上的可行性。
核电发展简述 核电技术的划代
1960和1970年代：基于西屋原型堆的压水堆技术得到进一 步提升和完善，以通过商业化、标准化、批量化提高经济性 ，并在欧美得到广泛应用，形成了二代压水堆技术主流。其 与经历类似发展过程的同时代沸水堆、重水堆核电站共同构 成了二代核电站技术，容量在600-1400MWe。
核电安全设计理念
基本概念
设计基准事件（DBE） 为确立构筑物、系统和设备的合格性能要求，而在设计中引用 的假想事件，是确定论思想方法在核电厂设计中应用的典型体 现。
单一故障准则 核电厂安全系统应在发生下列故障时仍能完成安全功能：
单一可探测故障及同时发生的可知但不可探测故障； 单一故障引起的继发故障； 导致设计基准事件或由设计基准事件引发的系统故障或 系统误动作。
AP1000反应堆功率控制系统分析
AP1000反应堆功率控制系统分析作者：张俊来源：《科技传播》2016年第17期摘要本文详细分析了AP1000反应堆功率控制系统在高、低功率水平下的反应堆功率控制、轴向功率分布的控制，总结了AP1000反应堆功率控制系统的特点，提出了今后运行过程中可能的风险和相应的建议。
关键词反应堆功率水平；功率分布；控制棒；控制中图分类号 TL3 文献标识码 A 文章编号 1674-6708（2016）170-0214-02反应堆功率控制系统是核电厂的核心控制系统之一，其主要功能是实现对反应堆功率的自动控制，包括整个反应堆的功率水平控制以及反应堆内的轴向功率分布控制。
本文将从高功率模式下的平均温度控制、低功率模式下的反应堆功率控制，反应堆轴向功率分布控制等方面来详细分析AP1000的反应堆功率控制系统的控制方式和特点。
1 AP1000反应堆功率水平控制1.1 高功率水平下的反应堆功率水平控制高功率（15%FP～100%FP）水平下，通过两个偏差信号之和得到的总偏差信号来向控制棒控制逻辑柜输出控制棒移动速度和移动方向信号，通过调节M棒组维持反应堆冷却剂的平均温度和功率水平一致。
这两个偏差信号分别是：温度偏差信号和功率偏差信号。
温度偏差信号为主偏差信号，是汽机功率转化得到的参考温度信号与测得的高选反应堆冷却剂平均温度信号之差；反应堆冷却剂平均温度由热段和冷段测量温度来决定，参考温度在零负荷至满负荷范围内，随着汽轮机负荷线性增加。
功率偏差信号是汽机输出功率信号与测量核功率信号之差。
该输入控制信号能改善系统的响应，减少系统的瞬态峰值，因此可以提高控制子系统的控制性能。
1.2 低功率水平下的反应堆功率水平控制低功率控制模式（3%FP～15%FP）主要是启动和停堆时使用，其控制偏差由功率偏差形成，即操纵员设定的功率给定值与反应堆外核测功率之差，用以控制控制棒的移动方向和速度。
该模式下，汽轮机解列，蒸汽旁路排放系统用于调节反应堆冷却剂的温度，操纵员可以输入核功率整定值、以及变化到目标功率水平的时间，使核功率按照设定的速率线性变化，达到期望的核功率。
应用文-AP1000反应堆功率控制系统棒联锁逻辑分析
AP1000反应堆功率控制系统棒联锁逻辑分析'AP1000反应堆功率控制系统棒联锁逻辑分析1 概述反应堆功率控制系统用于维持和调节反应堆堆芯参数在设计要求范围内，以确保反应堆按照电厂功率要求输出热功率。
作为主要过程控制系统之一，反应堆功率控制系统的控制逻辑设计对电厂稳定运行至关重要。
AP1000反应堆功率控制系统包括两个子系统：反应堆冷却剂平均温度（Tavg）控制子系统和反应堆轴向功率偏移（AO）控制子系统（以下简称Tavg控制和AO控制）。
Tavg控制响应二回路负荷要求,根据一回路工艺过程实测温度值与二回路要求值之间的偏差计算并输出控制，调节反应堆功率控制棒组（M棒组）按一定速率（8步/分至72步/分）在堆芯移动，从而实现维持或调节反应堆冷却剂平均温度在程序设定值的目的,Tavg控制即反应堆输出热功率控制.AO控制根据堆外核测仪表所测的反应堆上下部功率之差（反应堆功率轴向偏差)与系统设定偏差带之间的偏移量来计算并输出控制,调节反应堆轴向功率偏移控制棒组（AO棒组)按固定速率（8步/分）在堆芯移动，从而维持轴向功率偏差在要求的偏差控制带内。
反应堆稳定运行及瞬态过程中，Tavg控制子系统和AO控制子系统同时独立采集不同的堆芯参数，响应不同的控制要求，逻辑上独立运算，最终输出控制指令至棒控系统不同类型的控制棒组。
在系统功能设计上两者相对独立，但在实际控制执行中,两者存在逻辑接口。
西屋原设计中两个子系统的逻辑接口包括：(1）在控制棒交换过程中,AO控制棒将执行Tavg控制指令,此时仅执行Tavg控制。
（2）在M棒移动过程中，AO棒的移动将被闭锁，直至M棒动作(Tavg调节）结束。
接口1：是AP1000反应堆控本文由联盟收集整理制过程中的周期性操作,本文不做分析.接口2）即为实现M棒组动作优先于AO棒组动作的棒联锁设计，M棒动作指令将直接作为闭锁AO棒移动的条件之一，本文重点对此联锁设计进行分析.2 控制要求及棒联锁逻辑分析2.1 反应堆控制要求如前所述，反应堆正常运行过程中，棒控系统将独立接收来自Tavg控制和AO控制输出的M棒和AO棒动作指令，M棒移动（提棒或插棒）将闭锁AO棒移动（提棒或插棒），直至M棒动作指令结束.此控制策略体现了Tavg控制要优先AO控制，在某一瞬态均有Tavg和AO调节需求时，只有先完成Tavg调节后才能进行AO 调节。
浅谈AP1000核电厂安全级仪控系统
浅谈AP1000核电厂安全级仪控系统1 概述AP1000核电厂采用了全数字化仪控系统，其中保护和安全监测系统（PMS）属于安全级，其余均为非核安全级。
PMS系统为电厂提供反应堆停堆、专设安全设施、核级数据处理三大主要功能。
PMS系统直接关系到核电站的安全运行，是AP1000机组中最为重要的仪控系统，因此该系统现场安装的全过程需要高度关注。
2 PMS安装工程分类及施工要点PMS系统安装的实体工作可分解成三大类：处理机柜、电缆与光缆、中子探测器。
2.1 处理机柜PMS总共包含39个DCS（集散控制系统）标准机柜，尺寸约为700*750*2300（宽*深*高），按照功能分为NIC（核仪表子系统柜）、BCC（双稳态逻辑处理器柜）、ILC（符合逻辑处理器柜）、MTP（检修试验柜）、QDP（核级数据处理子系统柜）、SVC（爆破阀控制子系统）、SOE（顺序事件记录柜）。
PMS机柜按照不同的安全序列分别布置在辅助厂房内的6个房间内，成排布置。
PMS属于精密电子设备，对安装环境的要求高，温度必须控制在10℃～25℃、相对湿度控制在20%～75%、空气中无粉尘和腐蚀性气體。
AP1000首堆工程中，现场参照ASME NQA-1的标准，在PMS房间建立了增强的Ⅲ级清洁区，不仅对进入人员、进入材料、区域内的焊接、切割、打磨等动火作业加以控制，还专门设置了临时空调、除湿机、吸尘器等设施改善安装环境。
PMS机柜的安装过程大体包括五个步骤：（1）卸车。
按照核电厂物项分类原则，有抗震要求的PMS机柜属于B类物项，卸车时应十分注意机柜顶部吊耳的受力均衡性，以防止机柜结构变形。
为此，首堆工程中采用了一种方形平衡梁，并与其他辅助吊具一起进行了150%静载试验；（2）引入房间。
PMS机柜要求竖直搬运，但受限于厂房内门洞高度，通过时需要倾斜。
此时应注意倾斜时必须确保柜门在两侧而不至于受压变形。
首堆工程中专门设计了一种翻转运输小车，为提高厂房内搬运效率；（3）调平。
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数 字化 仪 控 平 台Ｃ ｏ ｍｍｏ ｎ Ｑ、 反 应 堆保 护 系统 的 总体 结构 和 设 计 特 点 等 方 面 的 内容 。 关键词 ： Ｃ ｏ ｍ ｍ ｏ ｎ ０ 平 台； 数 字 化反 应堆 保 护 系统 ： 在 线 测 试
中 图分 类 号 ： Ｔ Ｐ ２ ７ ７ 文献标志码 ： Ｂ
ｐ ｌ ａ ｎ ｔ ｉ ｎ Ｚ ｈ ｅ ｊ ｉ ａ ｎ ｇ ｐ ｒ ｏ ｖ ｉ ｎ ｃ ｅ ．Ａ Ｐ Ｉ Ｏ ０ ０ ｕ ｓ ｅ ｓ ａ ｄ ｖ ａ ｎ ｃ ｅ ｄ ｐ ａ ｓ ｓ ｉ ｖ ｅ ｓ ａ ｆ ｅ ｔ ｙ ｔ ｅ ｃ ｈ ｎ ｏ ｌ ｏ ｇ ｙ ｎｄ ａ ｄ ｉ ｇ ｉ ｔ ａ ｌ ｒ ｅ ａ ｃ ｔ ｏ ｒ ｐ ｒ ｏ ｔ ｅ ｃ ｔ ｉ ｏ ｎ ｓ ｙ ｓ ｔ ｅ ｍ．
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文章编号 ： １ ０ ０ １ － ９ ９ ４ ４ （ ２ ０ １ ３ ） ０ ２ — ０ ０ １ １ － ０ ５
Ａ Ｐ １ ０ ０ ０核 电站数 字化反 应 堆保 护 系统
冀 焕 青
（ 中广 核 工 程 公 司 设 计 院 上 海分 院 ， 上 海 ２ ０ ０ ０ ３ ０ ）
１ Ｃ ｏ ｍｍｏ ｎ Ｑ 平 台概 述
Ｃ ｏ ｍｍ ｏ ｎ Ｑ（ ｃ ｏ ｍｍ ｏ ｎ ｑ ｕ ａ ｌ ｉ ｉ ｆ ｅ ｄ ｐ ｌ ａ ｔ ｆ ｏ ｒ ｍ） 平 台 是
美 国 ＡＢ Ｂ公 司 下 属 电 力 研 究 院 利 用 Ａ Ｂ Ｂ Ａ Ｃ １ ６ ０
Ｐ Ｌ Ｃ系统 和平 板 显示 系 统 Ｆ Ｐ Ｄ Ｓ（ ｌ ｆ ａ ｔ ｐ ａ ｎ ｅ ｌ ｄ ｉ ｓ ｐ ｌ ａ ｙ
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反 应 堆 保 护 系统 采 用 数 字 化 仪 控 平 台 Ｃ ｏ ｍｍ ｏ ｎ Ｑ。 与模 拟 技术 相 比 ，数 字 技 术 在改 善 核 电站 可用 性 、 可靠性 、 可 ： 三 代 核 电技 术Ａ Ｐ Ｉ Ｏ ０ ０ 将 是 我 国今 后 长 期 发 展 的 核 电技 术 ， 已经 过 关 国核 管 理 委 员会 最 终 设 计批 准 。 应 用 于浙 江 三 门ｉ ０ ０ ０ ＭＷ 核 电站 。 Ａ Ｐ Ｉ Ｏ ０ ０ 核 电站 核 反 应 堆 设 计 采 用 先进 的 非 能动 安 全 技 术 与数 字 化反 应 堆 保 护 系统 ． ．该 文介 绍 了Ａ Ｐ １ ０ ０ ０ 核 电 站 反 应 堆 保 护 系统 的
反应 堆 保 护 系统 是 核 电站 重要 的安 全 系统 ． 它 监测 与反 应堆 安 全 有关 的重 要参 数 。 当 这些 参 数 达 到 安全 分 析 确 定 的整 定 值 时 自动 触 发 紧 急 停 堆 和／ 或启 动 专设 安 全 设施 ， 以 限制 事 故 的 发 展 和减 轻 事
ｔ ｅ ｃ ｔ ｕ ｒ ｅ ａ ｎ ｄ ｄ ｅ ｓ ｉ ｇ ｎ ｃ ｈａ ｒ ａ ｃ ｔ ｅ ｒ ｉ ｓ ｔ ｉ ｃ ｓ ．
Ｋｅ ｙ ｗ ｏ ｒ ｄ ｓ ： Ｃ ｏ ｍ ｍ ｏ ｎ Ｑ ｐ ｌ ａ ｔ ｆ ｏ ｍ； ｒ ｄ ｉ ｇ ｉ ｔ ａ ｌ ｒ ｅ ａ ｃ ｔ ｏ ｒ ｐ ｒ ｏ ｔ ｅ ｃ ｔ ｉ ｏ ｎ ｓ ｙ ｓ ｔ ｅ ｍ； ｏ ｎ ｌ ｉ ｎ ｅ ｔ ｅ ｓ ｔ
故 后 果 ，保 证 反 应 堆及 核 电站设 备 和 人 员 的安 全 ，
防止 放射 性 物质 向周 围环境 释 放口 １ 。Ａ Ｐ １ ０ ０ ０核 电站
ｓ ｙ ｓ ｔ ｅ ｍ） 开发的 １ Ｅ级 数 字 化 软硬 件 平 台 ． 主 要 用 于 Ａ Ｐ １ ０ ０ ０核 电站反 应堆 保 护和 安全 监测 系 统 。Ｃ ｏ ｍ．