【A】AP1000和EPR仪控系统简介与对比
AP1000_资料介绍
所有关于AP1000AP1000的设计理念在传统成熟的压水堆核电技术的基础上，安全系统采用“非能动” 设计理念。
“非能动安全系统” 利用自然物理现象-重力、自然循环(蒸发、冷凝和密度差）以及气体蓄能驱动流体流动，带走堆芯余热和安全壳的热量，不需要外部能源。
非能动设计理念已有实际应用，技术是成熟的。
非能动设计理念的引入，使核电站的设计发生了根本的变化：● 系统配置简化，安全支持系统减少，安全级设备和抗震厂房大幅减少，安全等级和质保等级降低，应急动力电源和很多动力设备被取消，大宗材料需求明显降低；● 预防和缓解事故和严重事故的操作简化;● 安全性能显著提高；由于设计简化、系统简化、工艺布置简化、施工量减少、工期缩短、运行和维修简化等一系列效应，最终使AP1000在安全性能显著提高的同时，经济上也具有较强的竞争力。
AP1000总体概括及特点1. 总体概况AP1000是西屋公司开发的一种双环路1000 MW的压水堆核电机组，其主要特点有：采用非能动的安全系统，安全相关系统和部件大幅减少、具有竞争力的发电成本、60年的设计寿命、数字化仪空室、容量因子高、易于建造(工厂制造和现场建造同步进行)等，其设计与性能特点满足用户要求文件（URD）的要求。
西屋公司在开发AP1000之前，已完成了AP600的开发工作，并于1998年9月获得美国核管会（NRC）的最终设计批准（FDA），1999年12月则获得NRC的设计许可证，该设计许可证的有效期为15年。
屋公司投入了大量人力，通过大量的实体试验和众多听证与答辩来确保其设计的成熟性。
AP1000基本上保留了AP600核岛底座的尺寸，但也作了适当的设计改进以提升AP1000的先进性和竞争力：增加堆芯长度和燃料组件的数目；加大核蒸汽供应系统主要部件的尺寸；适当增加反应堆压力壳的高度；采用△125的蒸汽发生器；采用大型密封反应堆主泵（装备有变速调节器）；采用大型的稳压器；增加安全壳的高度；增加某些非能动安全系统部件的容量；增加汽轮机岛的尺寸和容量等。
AP1000概述
为了进一步提高核电厂的安全性，严重事故的预防和缓解，就 成为新一代核电技术开发的核心。
如果计算到1986年切尔诺贝利事故时为止，世界商用核电厂累 计约4000堆· 年的运行历史，其间发生过两次严重事故，发生 概率达到5×10-4/堆· 年。
这说明，严重事故发生概率虽然低，但并不是不可能发生的； 同时亦说明，单纯考虑设计基准事故，不考虑严重事故的预防 和缓解，不足以确保工作人员、公众和环境的安全。
2015-6-12
当前世界的
煤 40%
能源结构
石油 25%
其它 2% 核能 17% 煤 37%
电力
石油 11%
其它 5%
核能 8%
天然气 22%
水力 18%
天然气 15%
总能源
世界能源消费结构（2000年）
核电在世界能源消费中占8%（2000年）
世界电力能源结构（2000年）
核电在世界电力能源中占17%（2000年）
系统的功能要靠部件来实现。 在核电厂中，一般将部件分为能动部件与非能动部件。依靠触 发，机械运动或动力源等外部输入而行使功能，因而能以主动 态影响系统的工作过程，称能动部件。如泵，风机，柴油发电 机组等。 无需依赖外部输入而执行功能的部件称非能动部件。非能动部 件内一般没有活动部件。如管道，孔板，换热器等。如果某一 非能动部件的设计、制造、检查和在役检查均能保证很高的质 量水平，则可不必假设它会发生故障。
2015-6-12
美国最早开展严重事故的研究，美国原子能委员会1974年发表 的《核电站风险报告》WASH-1400报告首次将概率安全分析技 术应用到核电厂，提出了以事件发生频率为依据的事故分类方 法。WASH-1400报告首次指出，核电厂风险主要并非来自设计 基准事故，而是导致堆芯熔化的严重事故。WASH-1400还首次 建立了安全壳失效模式和放射性物质释放模式。
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，
AP1000简介-1
53
VES
Main Control Room Emergency Habitability System
54
VFS
Containment Air Filtration System
55
VHS
Health Physics and Hot Machine Shop HVAC
System
56
VLS
Containment Hydrogen Control System
2.1. 总平面布置 AP1000 包括以下七个基本构筑物 分别建在各自的整体基础上。 反应堆厂房/屏蔽厂房/核辅助厂房； 附属厂房； 柴油发电机组厂房； 放射性废物厂房； 汽轮机厂房；
2.2. 核岛 AP1000安全壳核岛包括主设备闸门，操作平台的人员闸门，地平面的维护闸
门和人员闸门。
2.2.1. 反应堆厂房
2.2.2. 屏蔽厂房
屏蔽厂房是围绕安全壳的环形区域和结构。正常运行工况下，屏蔽厂房的基 本功能是保护安全壳、带放射性的系统以及位于反应堆厂房的其它设备。屏蔽厂 房与反应堆厂房内部相衔接为 RCS 及其它带有放射性的系统、设备提供屏蔽， 在事故工况下为阻止放射性气体或液体逸出安全壳提供屏蔽。
屏蔽厂房也是非能动安全壳冷却系统的组成部分。PCCS 空气导流层位于环 形区的上部，附着在钢制安全壳的周围。在 DBA 引起大量能量释放于安全壳时， PCCS 空气导流层为冷却安全壳所需的自然空气对流提供通道，在导流层与安全 壳之间的空气可带走安全壳表面的热量。
57
VPS
Pump House Ventilation System
58
VRS
Radwaste Building HVAC System
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
-43-
四，非能动堆芯冷却系统一PXS
2009年3月23日星期一
-44-
四，非能动堆芯冷却系统一PXS
2009年3月23日星期一
-45-
四，非能动堆芯冷却系统一PXS
2009年3月23日星期一
-46-
四，非能动堆芯冷却系统一PXS
2009年3月23日星期一
-47-
四，非能动堆芯冷却系统一PXS
-25-
三，反应堆冷却剂系统一RCS
2009年3月16日星期一
-26-
三，反应堆冷却剂系统一RCS
2009年3月16日星期一
-27-
三，反应堆冷却剂系统一RCS
2009年3月16日星期一
-28-
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
-42-
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
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VG 和VD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Vs 称为起始电压，V0为实际工作电压，N D 和NG为对应于电压VD和VG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=VD -VG坪区输出变化的百分数与坪长的比称为坪斜。
计数管输出是脉冲信号，用于源量程中子注量率监测。
BF 3正比计数管是一金属圆管做成的，顺着管的轴向紧悬着一根小直径的集电极（通常用钨），管内充以三氟化硼气体，硼吸收中子后发出粒子使三氟化硼电离，一，在负载电阻上就产生一个电压脉冲，脉冲与中子注量率水平成线性关系。
，用于监测。
正比计数管是一金属圆管做成的，顺着管的轴向着一根小直径的集电极（通常用钨），管内充以三硼气体，硼吸收中子后发出粒子使三氟化硼电离，次电离所产生的电子在计数管内电场作用下加速并向集电极移动，在负载电阻上就产生一个电压脉冲，脉冲频率与中子注量率水平成线性关系。
AP1000先进性及主回路介绍
一回路压力边界作为反应堆内产生的放射 性释放的屏障，并用来在整个电厂运行期 间提供高度的整体性。
系统参数
参数 反应堆功率 NSSS功率 电功率 净电功率 运行压力 堆出口温度 堆入口温度 环路流量 总蒸汽流量 蒸汽发生器出口蒸汽压力 蒸汽发生器出口蒸汽温度 主泵电机功率
针对安全壳旁路事故:AP1000通过改进安全壳隔离系统设 计、减少安全壳外LOCA发生等措施来减少事故的发生。
5、 采用成熟的数字化控制技术
AP1000仪控系统采用成熟的数字化技术设计，通过多样 化的安全级、非安全级仪控系统和信息提供、操作避免 发生共模失效。仪表和控制系统采用数字化的分布式控 制系统（DCS）。采用成熟的、先进的技术（如远程I／O 技术、网络通讯技术、智能诊断技术等），满足电厂各 种运行模式及事故工况下的监视和控制要求。
6、 模块化建造提高施工效率和降低建
设周期
AP1000在建造中大量采用模块化建造技术。模块 建造是电站详细设计的一部分，整个电站共分4种 模块类型，其中结构模块122个，管道模块154个， 机械设备模块55个，电气设备模块11个。模块化 建造技术使建造活动处于容易控制的环境中，在 制作车间即可进行检查，经验反馈和吸取教训更 加容易，保证建造质量。平行进行的各个模块建 造大量减少了现场的人员和施工活动。
AP1000一回路示意图
图 反应堆冷却剂系统
反应堆简介
反应堆用于实现可控的链式裂变反应并且将 反应产生的能量通过燃料棒包壳传递给一 回路冷却剂。
反应堆主要包括： 反应堆压力容器； 一体化顶盖； 堆芯； 堆内构件。
AP1000核电厂核测仪表系统介绍
钒自给能探测器信号和热电偶信号。第二段电缆分成两段独立的电缆和连接器，分别用于钒
自给能探测器信号和热电偶信号的传输。其中 294（42×7）个钒自给能探测器信号均分成 2
个路径传送到 2 个自给能探测器信号处理系统机柜（Signal Processing Electronics, SPE），SPE
将电流信号转换为电压信号，并使用 16 位模数转换器完成模数转换，这些数字信号穿过安
BEACON
三维功率分布
主控室
保护和安全监测 系 统 （P M S ）
电厂控制系统 （P L S ）
核
堆内
堆外
测
核测
核测
仪
仪表
仪表
表
系统
系统
系
（I I S ）
（N IS ）
统
图 1 AP1000 核测仪表系统总体结构
系统除监测功率，给出堆芯上部和下部的功率外，还与保护和安全监测系统 PMS 相连，具 有紧急停堆功能。此外，堆外核测仪表系统的测量值经补偿后也作为电厂控制系统中功率控 制系统的输入之一，将反应堆功率控制在预期的范围内。
( ) n cm2 • s %Pn
1011
1010
109 测 量 108 位 107 置 的 106 中 105 子 注 104 量 103 率
102
101
1
10−1
10−2
102
101
1
中功
10−1
间率
10−2
量量
10−3
程程
10−4
10−5 源 量
10−6 程
10−7
10−8
10−9
10−10
图 6 三个测量量程的中子探测器的测量范围
AP1000详细介绍
50
6.厂用水系统（1）
系统功能：
在各种运行模式下带走设备冷却水系统的热 量
51
6.厂用水系统（2）
52
6.厂用水系统（3）
表 3.6.1 不同运行模式下厂用水的额定流量和热负荷 SWS 泵 正 常投入台数 1 2 2 2 CCS 泵 和热交换 器 正常运行 (满负荷) 电站冷却 换料 (全堆芯卸出) 电站启动 支持安全停堆 和乏燃料冷却 的 最 小 量 （SWS 系统供 水 温 度 90.5oF (32.5oC) 1 2 2 2 额定流量 10,800 gpm (2453 m3/hr) 21,600 gpm (4906 m3/hr) 21,600 gpm (4906 m3/hr) 21,600 gpm (4906 m3/hr) 热传输 90.4 x106 Btu/hr (26.5 MW) 303 x106 Btu/hr (88.7 MW) 73.9 x106 Btu/hr (21.6 MW) 76.1 x106 Btu/hr (22.3 MW)
16
1.反应堆（8）
17
1.反应堆（9）
控制棒设计参数： 控制捧（黑捧）： —53束，每束24根 —吸收材料：银-铟-镉合金封包在不锈钢管 内 灰棒： —16束，每束24根 —吸收材料： 12根银-铟-镉合金，12根为不 锈钢材料
18
1.反应堆（10）
19
1.反应堆（11）
20
1.反应堆（12）
21
1.反应堆（13）
22
2.反应堆冷却剂系统（1）
23
2.反应堆冷却剂系统（2）
主要功能： 反应堆冷却剂压力边界的完整性 堆芯冷却和反应性控制 反应堆冷却剂系统压力控制 过程监控 自动降压功能
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。
- 1、下载文档前请自行甄别文档内容的完整性，平台不提供额外的编辑、内容补充、找答案等附加服务。
- 2、"仅部分预览"的文档,不可在线预览部分如存在完整性等问题,可反馈申请退款(可完整预览的文档不适用该条件!)。
- 3、如文档侵犯您的权益，请联系客服反馈,我们会尽快为您处理(人工客服工作时间：9:00-18:30)。
第25卷第10期电力科学与工程Vol.25,No.10742009年10月Electric Power Science and Engineering Oct.,2009收稿日期：200910.作者简介：李臻(1977－),男,广东省电力设计研究院电控部热控室.AP1000和EPR 仪控系统简介与对比李臻（广东省电力设计研究院，广东广州510663）摘要：对核电技术AP1000和EPR 仪控系统在功能分层、安全分级、结构3个方面进行了介绍及简单对比。
关键词：AP1000；EPR ；I&C ；DCS ；功能层次；安全分级；控制系统结构中图分类号：TM613；TP273文献标识码：A0引言AP1000（Advanced Passive Plant ，先进非能动型压水堆）是西屋公司设计开发的、满足美国“先进轻水堆用户要求文件（URD ）”的一种两环路1000MW 级压水堆。
EPR （European Pressurized Reactor ，欧洲压水堆）是AREVA 和SIEMENS 联合设计开发的满足欧洲“欧洲用户对轻水堆核电厂的要求文件（EUR ）”的一种四环路1750MW 级压水堆。
AP1000和EPR 是国际上公认的满足第三代核电厂安全性要求的两种技术流派，并且在我国都已经有了项目依托。
AP1000和EPR 都采用了分散控制系统（DCS ）作为仪控系统的核心。
本文从仪控系统功能层次、安全分级、仪控系统结构等三个方面对AP1000和EPR 仪控系统做一个简单介绍和对比。
1AP1000和EPR 仪控系统功能层次1.1AP1000仪控系统功能层次AP1000仪控系统功能层次在纵向上可分为4层：（1）过程接口层：仪控系统的最底层，直接与现场的传感器以及执行机构相连。
（2）控制与数据处理层：主要有两个功能，一是接受过程接口层的数据，进行处理后上传至主控室，二是接受主控室操纵员的命令或自动控制系统的命令经过程接口层下达到核电厂的各种执行机构。
（3）数据通讯层：执行仪控系统中各子系统之间的数据通讯。
（4）操纵员控制与监督层：包括核电厂主控室、应急控制室、技术支持中心等重要控制与监督中心。
1.2EPR 仪控系统功能层次EPR 仪控系统功能层次在纵向上同样分为4层：（1）level 0：现场接口层，包括传感器、变送器、开关和执行器等。
（2）level 1：系统自动化层，包括数据获取、过程自动化、监视和执行的功能。
（3）level 2：机组监督控制层，包括与人机界面和过程控制接口相关的数据处理功能。
（4）level 3：厂级管理层，这一层是实现更高级的信息管理功能。
1.3AP1000和EPR 仪控系统功能层次对比由以上介绍可以看出，AP1000和EPR 在仪控系统功能层次上十分接近，没有本质上的区别。
只是AP1000把数据通讯功能单独划分了一层而EPR 没有。
笔者认为这种区别与AP1000和EPR 所采用的控制系统平台有关。
AP1000采用的是Common Q+OVATION 平台，只有一层数据传输网络（Real Time Data Network ）；而EPR 采用李臻AP1000和EPR仪控系统简介与对比第10期75的是西门子公司的TXS+TXP平台，它包括了Ter-minal Bus，Plant Bus，Island Bus等三层数据传输网络。
而EPR的level3层则与目前大型火电厂的SIS/MIS层的功能比较接近。
2AP1000和EPR的安全分级2.1AP1000安全分级AP1000按照IEEE标准分为安全级（1E级）与非安全级（非1E级）。
（1）1E级仪控系统主要是指执行安全功能以及事故工况后参与公众保护功能的仪表和控制系统。
（2）安全级之外的其他仪控系统都是非安全级仪控系统。
2.2EPR安全分级EPR依照EUR的规定进行安全分级。
电厂的安全功能按其重要性被分为三级（F1A，F1B，F2），其余则为非安全级（NC）。
（1）F1A：在发生事故的情况下为使核电厂达到“受控状态”所需要的所有安全系统（包括支持系统在内），以便在瞬态事件或设计基准事故之后将反应堆带回受控状态。
（2）F1B：在实现“受控状态”以外，所有为达到“安全停堆状态”所需要的安全功能以及事故之后为维持安全停堆所需要的安全功能。
（3）F2：为达到并维持“最终状态”所需的安全系统。
（4）NC：为非安全功能。
2.3AP1000和EPR安全分级对比AP1000和EPR由于分级所依据的标准不同，很难简单的说哪个分级更优。
笔者认为，AP1000所采用的分为1E和非1E级这种分级方法对仪控系统的设计而言比较简单，每个系统只对应了一种安全分级；而EPR由于分级较多，导致了仪控结构中的一些系统可能包含了几种安全级别功能。
例如PAS系统，就包含了F2和NC两种安全功能，相对而言设计就要复杂一些。
在EPR中的一些划分为安全级的功能，在AP1000中被降级成了非安全级功能。
这样做的好处是可以降低整个控制系统的造价。
同时，AP1000这种分级方法比较接近目前国内核电站的分级方法，而EPR的分级则在国内没有先例，需要进一步的研究比较其与目前分级的区别。
3AP1000与EPR仪控系统结构3.1AP1000仪控系统结构AP1000的仪控系统，根据其总体执行的各项控制与监测功能，包括了8大系统（图1）。
（1）运行与控制中心系统（Operation and Control Centers System，OCS）：为电站运行人员提供电厂状态的信息及操作指导。
同时，它接收操纵员的命令并把命令传递到过程控制网络。
OCS 是非安全级系统，对应于“操纵员控制与监督层”。
（2）数据显示与处理系统（Date Display and Processing System，DDS）：提供产生各种工况下操纵员显示、报警、报告所必需的数据处理功能，同时提供了与AP1000仪表和控制系统结构中其他的监测与控制设备的接口通讯网关。
DDS是非安全级系统，对应于“数据通讯层”。
（3）保护与安全监督系统（Protection and Safety Monitoring System，PMS）：监测与反应堆安全有关的保护参数，并在这些参数超过保护定值时自动触发紧急停堆和/或启动专设安全设施保护动作。
此外，保护系统还向操纵员提供手动控制手段和各种保护参数与设备状态信息，并在必要时触发手动保护动作。
PMS是安全级系统，属于“控制与数据处理层”。
（4）电厂控制系统（Plant Control System，PLS）：提供电厂启动与正常停止、提升和下降功率、稳定功率运行、反应堆停堆等要求的正常与非正常运行工况下对反应堆、反应堆冷却以及对反应堆的各种支持性工艺过程的自动和手动控制手段，还提供在反应堆停堆期间对非安全的堆芯余热排出系统的控制手段。
PLS是非安全级系统，属于“控制与数据处理层”。
（5）汽轮发电机控制与诊断系统（TOS）：控制汽轮发电机组及其辅助系统。
TOS是非安全级系统，属于“控制与数据处理层”。
（6）堆芯测量系统（IIS）：测量堆芯三维通量分布图，进行堆芯特性最佳化分析。
IIS也是非安全级系统，属于“控制与数据处理层”。
（7）专用监测系统（Special Monitoring System，SMS）包括3个单独的系统，用于监测特定的电厂系统和设备。
IIS也是非安全级系统，属于“控制与数据处理层”。
762009年电力科学与工程图1AP1000仪控系统结构图图2EPR仪控系统结构李臻AP1000和EPR仪控系统简介与对比第10期77（8）多样化驱动系统（Diverse Actuation System，DAS）：是一个非安全级系统，但执行安全功能。
它是保护系统的多样化后备，通过降低严重事故的发生概率来保证AP1000的安全性。
3.2EPR仪控系统结构EPR的仪控系统，根据其总体执行的各项控制与监测功能，也分为了8大系统（图2）。
（1）过程信息和控制系统（Process Information and Control System，PICS）：主要任务是为操纵员提供服务，在所有工况下监视和控制电厂。
PICS 是F2级，属于level2层。
（2）安全信息和控制系统（Safety Information and Control System，SICS）：提供了安全级的人机界面接口，在PICS不可用情况下将电站控制并稳定在安全停堆状态。
SICS是F1B级，属于level 2层。
（3）过程自动化系统（Process Automation System，PAS）：在核电站正常运行的条件下执行监视和自动化功能；同时，PAS系统也执行事故后处理和RRC（降风险）的监视和控制子功能。
PAS 包括了F2和NC级的I&C功能，属于level1层。
（4）反应堆控制监督和限制系统（Reactor Control，Surveillance and Limitation System，RCSL）：实现对反应堆操作的控制和监督，包括了F2和NC级的I&C功能，属于level1层。
（5）保护系统（Protection System，PS）：监视所有工况下的安全过程参数，在PIE（假设始发事件）情况下自动执行反应堆停堆、自动控制安全保护系统和相关的支持系统、产生要求操纵员手动执行的信号。
PS是F1A级系统，属于level1层。
（6）汽轮机保护和控制系统（Turbine Protection and Control System，TPCS）：控制汽轮发电机组及其辅助系统，是NC级系统，属于level1层。
（7）安全自动化系统（Safe Automation System，SAS）：负责实现达到安全停堆所需的自动控制、测量和监督功能。
SAS是F1B级系统，属于level1层。
（8）优先级和执行器控制系统（Priority and Actuator Control System，PACS）：主要执行优先级控制、关键设备的保护、驱动执行器动作、驱动监视等功能，PACS是F1A级系统，属于level 1层。
3.3AP1000与EPR仪控系统结构对比从操纵员监控层来说，在任何情况下，AP1000都是通过OCS来对核电厂进行控制的；而EPR则是当PICS可用时通过PICS控制，在PICS不可用情况下通过SICS将核电厂控制并稳定在安全停堆状态。
笔者认为，这种差异是由于AP1000和EPR的设计理念不同造成的。
EPR在设计中考虑了分散控制系统DCS操作层失效（例如黑屏）但处理器层仍然有效的情况，所以才在level2级设置了两个系统，这体现在SICS的命令仍然是通过level1层去执行的。