核 动 力 工 程 Nuclear Power Engineering 第30卷 第4 期 2 0 0 9 年8月 V ol. 30. No.4 Aug. 2 0 0 9 文章编号：0258-0926(2009)04-0096-05 反应堆功率控制系统的建模及闭环验证 林 桦，林 萌，侯 东，杨燕华 （上海交通大学核科学与工程学院，200240） 摘要：基于MATLAB/SIMULINK 仿真软件，对岭澳一期核电站功率控制系统进行建模。通过与RELAP5完成的核电厂主回路热工水力模型相连接，对该控制系统模型进行了闭环瞬态工况测试。将计算机仿真结果与电厂试验曲线进行了比较，两者非常吻合，定性和定量地验证了本控制模型和热工模型的正确性。 关键词：反应堆；功率控制；闭环验证；RELAP5；MATLAB/SIMULINK 中图分类号：TL362 文献标识码：A 1 引 言 核电厂高精度、实时、动态仿真要求有准确的反应堆热工水力以及控制系统等模型，它除用于电厂安全分析、操纵员培训等，还可用于控制系统参数优化、实际仪表控制系统验证等方面。鉴于此，本研究以由RELAP5构建的热工水力模型为基础，利用MATLAB/SIMULINK 软件，以岭澳一期核电站为例，对反应堆功率控制系统进行了建模，并在稳态和瞬态工况下进行了闭环动态仿真验证。 2 控制系统建模及控制对象 2.1 功率控制系统的MATLAB/SIMULINK 建模 反应堆功率控制系统的基本原理是根据二回路功率需求控制功率补偿棒的棒位。其最终目标是使功率补偿棒的位置与功率需求相对应。压水堆中的控制棒组除了功率补偿棒组外，还设有温度调节棒组。平均温度控制系统通过测量一回路冷却剂平均温度，与平均温度整定值比较后，经调节器产生调节信号，驱动温度调节棒组，改变反应堆的反应性，从而维持一、二回路功率的匹配，并使实测平均温度与参考平均温度一致。 相对于手工编写代码进行仿真的复杂性和代码质量的不确定性，MATLAB/SIMULINK 提供了模型描述和系统仿真的一种高效途径[1]。本研究参考岭澳核电站一期的功率调节和平均温度调节系统设计手册[2]，使用 MATLAB/SIMULINK 图1 G 棒组SIMULINK 控制模型 Fig. 1 Model of G-Rod Based on SIMULINK 收稿日期：2008-06-02；修回日期：2008-09-11
第1章过程控制 1-1 过程控制有哪些主要特点？为什么说过程控制多属慢过程参数控制？ 解：1．控制对象复杂、控制要求多样 2. 控制方案丰富3．控制多属慢过程参数控制4．定值控制是过程控制的一种主要控制形式5．过程控制系统由规范化的过程检测控制仪表组成 1-2 什么是过程控制系统？典型过程控制系统由哪几部分组成？ 解：过程控制系统：一般是指工业生产过程中自动控制系统的变量是温度、压力、流量、液位、成份等这样一些变量的系统。 组成：由被控过程和过程检测控制仪表（包括测量元件，变送器，调节器和执行器）两部分组成。 1-4 说明过程控制系统的分类方法，通常过程控制系统可分为哪几类？ 解：分类方法说明：按所控制的参数来分，有温度控制系统、压力控制系统、流量控制系统等；按控制系统所处理的信号方式来分，有模拟控制系统与数字控制系统；按控制器类型来分，有常规仪表控制系统与计算机控制系统；按控制系统的结构和所完成的功能来分，有串级控制系统、均匀控制系统、自适应控制系统等；按其动作规律来分，有比例（P）控制、比例积分（PI）控制，比例、积分、微分（PID）控制系统等；按控制系统组成回路的情况来分，有单回路与多回路控制系统、开环与闭环控制系统；按被控参数的数量可分为单变量和多变量控制系统等。 通常分类：1．按设定值的形式不同划分：（1）定值控制系统（2）随动控制系统（3）程序控制系统 2．按系统的结构特点分类：（1）反馈控制系统（2）前馈控制系统（3）前馈—反馈复合控制系统 1-5 什么是定值控制系统? 解：在定值控制系统中设定值是恒定不变的，引起系统被控参数变化的就是扰动信号。
1-6 什么是被控对象的静态特性？什么是被控对象的动态特性？二者之间有什么关系？ 解：被控对象的静态特性：稳态时控制过程被控参数与控制变量之间的关系称为静态特性。 被控对象的动态特性：。系统在动态过程中，被控参数与控制变量之间的关系即为控制过程的动态特性。 1-7 试说明定值控制系统稳态与动态的含义。为什么在分析过程控制系统得性能时更关注其动 态特性？ 解： 稳态：对于定值控制，当控制系统输入（设定值和扰动）不变时，整个系统若能达到 一种平衡状态，系统中各个组成环节暂不动作，它们的输出信号都处于相对静止状态，这种状态称为稳态（或静态）。 动态：从外部扰动出现、平衡状态遭到破坏、自动控制装置开始动作，到整个系统又建立新的稳态（达到新的平衡）、调节过程结束的这一段时间，整个系统各个环节的状态和参数都处于变化的过程之中，这种状态称为动态。 在实际的生产过程中，被控过程常常受到各种振动的影响，不可能一直工作在稳态。只有将控制系统研究与分析的重点放在 各个环节的动态特性，才能设计出良好的控制系统。 1-8 评价控制系统动态性能的常用单项指标有哪些？各自的定义是什么？ 解：单项性能指标主要有：衰减比、超调量与最大动态偏差、静差、调节时间、振荡频率、上升时间和峰值时间等。 衰减比：等于两个相邻的同向波峰值之比n ； 过渡过程的最大动态偏差：对于定值控制系统，是指被控参数偏离设定值的最大值A ； 超调量：第一个波峰值1y 与最终稳态值y （∞）之比的百分数σ；1 100%() y y σ= ?∞ 残余偏差C ： 过渡过程结束后，被控参数所达到的新稳态值y （∞）与设定值之间的偏差C 称为残余偏差，简称残差；
核电厂核事故应急管理条例实施细则之一 核电厂营运单位的应急准备和应急响应 (HAF002/01) 日国家核安全局批准发布） ） （1998年5月12日国家核安全局批准发布 第一章总则 第一条根据《核电厂核事故应急管理条例》的有关规定，制定本实施细则。 第二条本实施细则适用于核电厂营运单位的应急准备和应急响应活动，以 及国家核安全部门对这些活动的审评和监督。 第三条对核电厂营运单位的应急准备和应急响应进行审评、监督的依据是：（一）国家核安全法规。 （二）国家的与原子能、辐射防护、环境保护、公安、卫生和交通等有关的法律与法规。 （三）国家核安全部门审查认可或批准的文件以及发布的其他指令。 第四条国家核安全部门的监督并不减轻核电厂营运单位对核电厂应急准备、应急响应所承担的责任。 第二章应急计划及相关文件的制定与审评 第五条在核电厂不同阶段对核电厂营运单位及有关单位应急准备和应急响 应的要求： （一）可行性研究阶段 在可行性研究报告中，应分析推荐厂址区域的人口特点、地理特征及其他环境特征和在核电厂整个预计寿期内执行应急计划的能力。 （二）设计阶段
在核电厂设计阶段，应对核电厂事故状态（包括严重事故）及其后果作出分析，对厂内的应急设施、应急设备和应急撤离路线作出安排。 在初步安全分析报告（PSAR）有关运行管理的章节中，应提出应急计划的 初步方案，其内容包括应急计划的目的、依据的法规和适用范围，营运单位所设置的应急组织及其职责的框架，应急计划区范围的初步测算及其环境（人口、道路、交通等）概况，主要应急设施与设备的基本功能和位置，撤离路线。相关资料可引用PSAR的其他章节的有关内容。 （三）建造阶段 若新建核电厂厂址的邻近已有正在运行的核电厂，则新建核电查供应云单位应针对正在运行的核电厂在事故编制相应的应急准备程序并进行适宜的应急准备。如正在运行的核电厂发生意外事故影响场外时，新建核电厂营运单位应有效实施应急响应，以保证工作人员的安全。 （四）装料前阶段 营运单位的场内应急计划经主管部门审查后应作为独立文件，与最终安全分析报告一并上报国家核安全部门审批，并按本实施细则第六条第（二）款第6 项的规定，进行装料前的应急演习。在运行开始前核电厂营运单位必须做好全部应急准备。 新建的核电厂只有在其场内和场外核事故应急计划被审查批准后，方可装料。 （五）运行阶段 在整个核电厂运行阶段，应急准备应做到常备不懈；应急状态下需要使用的设施、设备和通信系统等须妥为维护，处于随时可用状态。应定期进行核事故应急演习和对应急计划进行复审和修订。 在核电厂出现应急状态时，应有效实施应急响应，及时向国家核安全部门报告事故情况并与场外应急机构协调配合，以保证工作人员、公众和环境的安全。 （六）退役阶段
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。
第三章 比值控制系统 3.1 比值与比值系数的含义有什么不同?它们之间有什么关系？ 答：①比值指工艺流量之比，既： ； 比值系数指主、副流量变送器输出电流信号之比，既： 二者之间的关系由下式决定： （变送器输出与流量成线性关系时） （变送器输出与流量成开平方关系时） 3.2 用除法器进行比值运算时，对输入信号的安排有什么要求？为什么？ 答：应使除法器输出小于1。除法器输出值既仪表比值系数，需要通过副流量调节器的 内给定设置，大于1无法设定、等于1无法现场整定。 3.3 什么是比值控制系统？它有哪几种类型?画出它们的结构原理图。 答：比值控制系统就是实现副流量2F 与主流量1F 成一定比值关系，满足关系式：1 2F F K = 的控制系统。 比值控制系统的类型：单闭环、双闭环、变比值系统比值控制系统。 原理图见教材。 3.4 用除法器组成比值系统与用乘法器组成比值系统有何不同之处？ 答：① 系统结构不同，实现比值控制的设备不同。 ② 比值系数的设置方法不同，乘法方案通过在乘法器的一个输入端，输入一个外加电流信号I 0设置；除法方案通过副流量调节器的内给定设置。 3.5 在用除法器构成的比值控制系统中，除法器的非线性对比值控制有什么影响？ 答：除法器环节的静态放大倍数与负荷成反比。 3.6 为什么4：1整定方法不适用于比值控制系统的整定？ 答：单闭环比值控制系统、双闭环的副流量回路、变比值回路均为随动控制系统，希望副流量跟随主流量变化，始终保持固定的配比关系。出现4：1振荡时，固定配比关系不能保证。 3.7 当比值控制系统通过计算求得比值系数1K >' 时，能否仍用乘法器组成比值控制？ 为什么？能否改变一下系统结构，仍用乘法器构成比值控制？ 12F F K =min 1min 2I I I I K --='max 2max 1F F K K ='2m ax 2m ax 1)(F F K K ='
国家核应急预案 颁布单位：国务院 1总则 1.1根据国务院《核电厂核事故应急管理条例》（以下简称《条例》）和《国家突发公共事件总体应急预案》的规定，为使我国政府在核设施一旦发生严重核事故时，能迅速采取必要和有效的应急响应行动，保护工作人员、保护公众和保护环境，制定本应急预案（也称应急计划）。 1.2本预案主要适用于国家针对核电厂可能发生严重核事故的应急准备和应急响应。我国其它核设施、核活动发生的核或辐射事故和其它国家发生的对我国造成或可能造成辐射影响的核或辐射事故，参照本预案实施。
1.3实施本预案要认真贯彻执行我国核应急管理工作“常备不懈，积极兼容，统一指挥，大力协同，保护公众，保护环境”的方针。 1.4本预案是我国进行核应急准备和响应的工作文件，有关地区、部门和单位要遵照执行。 1.5本预案定期进行复审和修订。 2技术基础 2.1应急状态分级 2.1.1核电厂 核电厂的应急状态分为四级，即：应急待命、厂房应急、场区应急和场外应急（总体应急）。 （1）应急待命。出现可能危及核电厂安全的工况或事件的状态。宣布应急待命后，应迅速采取措施缓解后果和进行评价，加强营运单位的响应准备，并视情况加强地方政府的响应准备。 （2）厂房应急。放射性物质的释放已经或者可能即将发生，但实际的或者预期的辐射后果仅限于场区局部区域的状态。宣布厂房应急
后，营运单位应迅速采取行动缓解事故后果和保护现场人员。（3）场区应急。事故的辐射后果已经或者可能扩大到整个场区，但场区边界处的辐射水平没有或者预期不会达到干预水平的状态。宣布场区应急后，应迅速采取行动缓解事故后果和保护场区人员，并根据情况作好场外采取防护行动的准备。 （4）场外应急。事故的辐射后果已经或者预期可能超越场区边界，场外需要采取紧急防护行动的状态。宣布场外应急后，应迅速采取行动缓解事故后果，保护场区人员和受影响的公众。 2.1.2其它核设施 其它核设施的应急状态一般分为三级，即：应急待命、厂房应急、场区应急。潜在危险较大的核设施可能实施场外应急。 2.2应急计划区划分 2.2.1核电厂 应急计划区划分为烟羽应急计划区和食入应急计划区。前者针对放射性烟羽产生的直接外照射、吸入放射性烟羽中放射性核素产生的内照射和沉积在地面的放射性核素产生的外照射；后者则针对摄入被事故
HAF0213-安全导则-核电厂反应堆冷却剂系统 及其有关系统 《核动力厂反应堆冷却剂系统及其 有关系统设计》编写讲明 （征求意见稿）
《核动力厂反应堆冷却剂系统及其有关系统设计》 编写讲明 一．编写工作背景 随着科学技术的进步以及国际核工业界在核动力厂安全运行和治理方面体会的积存，国际原子能机构（IAEA）全面地开展了针对核动力厂的安全要求及安全导则的修订工作。新的安全要求文件No. NS-R-1“Safety of Nuclear Power Plant: Design”于2000年9月正式出版，它是对1988年出版的原安全规定文件No.50-C-D(Rev.1)“Code on the Safety of Nuclear Power Plant: Design”的正式修订。随后，IAEA连续修订和出版了该安全要求下的一系列安全导则，新的IAEA安全导则No. NS-G-1.9 “Desig n of the Reactor Coolant System and Associated Systems in Nuclear Po wer Plants”确实是其中之一，它是对安全系列No.50-SG-D6“核动力厂最终热阱及其直截了当有关的输热系统（1981）”和安全系列No.50-SG-D13“核动力厂反应堆冷却剂系统及其有关系统（1986）”两个安全导则的修订与合并，新的安全导则替代原有两个导则。 为了提升我国核动力厂的设计和运行水平，使之与国际先进水平接轨，国家核安全局决定对《核电厂设计安全规定》和《核电厂运行安全规定》及其下属的一系列核安全导则进行及时的修订。 二．编写简况 IAEA的核安全标准中关于核动力设计的安全要求及导则是由IAEA 聘请各国专家在总结各核电先进国家体会的基础上制定的，其内容较完整、系统、严谨。本安全导则是依据IAEA安全导则“核动力厂反应堆冷却剂系统及其有关系统设计（Design of the Reactor Coolant System and Asso ciated Systems in Nuclear Power Plants safety standards series No. NS-G -1.9 IAEA, Vienna(2004) ）”为参考蓝本编写而成的。在编制过程中考虑了与我国现行核安全法规和标准的和谐，并力图确保本导则与2004年国家
第三章习题 1．在简单控制系统中，调节器为比例动作。广义被控对象的传递函数已知为： （1）s a e s T 1)s (G τ?= （2）5)1(8.0)(Ts s G += 其中τ、T 和的数值已知，单位为s。 a T 2．已知对象控制通道阶跃响应曲线数据如下表所示，调节量阶跃变化5u =Δ。 时间 /min 0 5 10 15 20 25 30 35 40 45 50 被调量 0.65 0.651 0.652 0.6680.7350.8170.8810.979 1.075 1.151 1.213 时间 /min 55 60 65 70 75 80 85 被调 量 1.239 1.262 1.311 1.329 1.338 1.350 1.351 （ 1） 用一阶惯性环节加纯迟延近似对象，求出K 、T 和τ值。 （2） 应用动态特性参数法选择PID 调节器参数 3．对象传递函数1 Ts 8e )s (G s +=?τ，其中3min =τ，6min T =，调节器采用PI 动作。试用稳定边界法估算调节器的整定参数。 4．对图3.1所示的控制系统中的调节器，试用稳定边界法整定参数。 3.1（a ）
3.1 （b ） 5． 换热器温度控制系统采用电动DDZ 比例积分调节器，温度测量仪表量程为。温度对象在输入电流为5mA DC 时，温度为。当输入电流从5mA DC 跃变为6mA DC ，待温度重新稳定时，测得为；同时求得对象时间常数C 100~50o C 85o C 89o 3min .2T =，迟延时间1.2min =τ。试整定PI 调节器的参数。 6．气罐压力控制系统采用比例调节器控制。压力变送器量程为0~2MPa 。已知气压对象控制通道特性为：调节阀开度变化%15=Δμ，压力变化6MPa .0p =Δ；时间常数，迟延时间100s T =10s =τ。试求： （1） 调节器比例带δ的刻度值； （2） 设定值增大0.2MPa 时系统余差； （3） 如果系统在额定工况下运行时调节阀开度为65%，在负荷扰动 下调节阀开度在40%~90%范围内变化，以至气罐允许压力波动为 ，该压力系统能否满足要求？ 1MPa .0±
核设施核事故应急预案与应急准备 [摘要] 介绍以IAEA的要求为指导，以国家相关标准和规定为依据的适应核设施营运单位开展核事故应急工作的相关内容，为开展核设施核事故应急工作提供帮助。 随着科学技术的发展，核安全的要求越来越高，完善核设施核事故应急预案和应急准备，进一步提高核事故应急响应能力是十分重要的。 1 背景 1986-04-26前苏联切尔诺贝利核电站发生了严重的反应堆事故，导致核电站向环境释放了前所未有的放射性核素。这些放射性核素沉降在欧洲、亚洲和北美洲广大地区，引起了明显的放射性污染。事故发生后，苏联政府紧急启动了事先制定的应急预案，疏散了核电站周围30 km范围内的11.6万居民，及时对核电站厂区和周边进行了放射性污染清理。 2011-03-11发生在东北地区太平洋洋面地震和由地震引起的海啸，袭击了日本东京电力公司的福岛核电站，引发了历史以来大规模且长时间的核电站事故。事故发生后，日本政府紧急成立了以首相为部长的核现场应急响应总部，开展了辐射环境应急监测，设定了室内躲避区域，采取了一系列应急响应行动，目前仍在继续实施中。 核设施核事故引起了世界各国的高度关注，认真总结切尔诺贝利和福岛核事故的经验教训，核事故应急准备是否充分、应急响应是否及时是缓解和处理核事故的关键。事先制定切实有效的应急预案是十分必要的，已经成为世界各国的共识。 20世纪70年代美、苏等国就开始了应急预案的研究和应急准备，IAEA从1981年起提出了应急预案的要求[1-2]，出版了系列安全丛书。我国从实行核设施运行许可证制度开始，就将核事故应急预案与应急准备作为运行许可的主要条件之一，将其视为核设施安全屏障的最后一道防线，先后了发布了GB/T17680《核电厂应急计划与准备准则》[3]、GB18871-2002《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》[4]、HAD002/06《研究堆应急计划和准备》[5]等标准和规定。 2 核事故应急体系的构成和核事故应急 2.1 核事故应急体系的构成核事故应急体系由3个方面构成。 2.1.1 文件系统建立一个应急体系必须依据国家的相关法规，按照国家和主管部门的有关标准要求，结合营运单位的实际情况，编制适合营运单位核事故应急工作需要的应急预案和具体的执行程序，明确各应急响应小组的应急响应行动。 2.1.2 组织系统一个良好的应急体系必须由训练有素、相互协调的应急组织来构成，并能实施有效的响应行动。应急组织由各学科的专业人员构成，具备在应急响应时胜任相应工作
核反应堆的类型 核电站中的反应堆设计具有多样性，也就是说，核反应堆具 有不同类型，相应形成不同的核电站。可以利用下列三个特点表征不同类型的反应堆。第一，所用的核燃料可以是天然铀或浓缩铀、钚或钍；第二，使用不同类型的冷却剂，可以是水、二氧化碳、氦气或钠；第三，用于控制链式反应中释放的中子能量的慢化剂，可以是石墨、重水或轻水（即普通水）。 下面就是迄今国际上核电站常用的4种核反应堆型。 压水堆是以加压轻水作为慢化剂和冷却剂，且水在堆内不沸 腾的核反应堆。目前以压水堆为热源的核电站，在核电站机组数量和装机容量方面都处于领先地位。 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核反应堆。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。以沸水堆为热源的核电站在未来市场中仍将占有显著的地位。 重水堆是以重水作为慢化剂，轻水或重水作为冷却剂的核反应堆，可以直接利用天然铀作为核燃料。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，但已实现工业规模的只有加拿大发展起来的坎杜型压力管式重水堆核电站。
快堆是由快中子引起链式裂变反应的核反应堆。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。专家预计，快堆未来的发展将会加快起来。 前景看好的快堆 现在世界上所运行的绝大多数反应堆是热中子堆，或者说是非增殖堆型，利用的只是铀-235，而天然铀将近99.3%是难裂变的铀-238，所以这些堆型对铀资源的利用率只有1％~2％。但在快堆中，铀-238原则上都能通过核反应转变成易裂变的钚-239而得以使用。即使考虑到各种损耗，快堆总体上可将铀资源的利用率提高到60％~70％，也可使核废料产生量得到最大程度的降低，实现放射性废物最小化。 具体点说，在堆芯燃料钚-239的外围再生区里放置铀-238，通过钚-239产生的裂变反应时放出来的快中子，使铀-238吸收一个中子后，发生连续两次β衰变后，铀-238很快被转变成钚-239，同时产生了能量，如此核反应下去，能够源源不断地将铀-238转变成可用的燃料钚-239。因为快堆再生速度高于消耗速度，即所生成的钚-239比消耗的铀-235来得多，如此核燃料越烧越多，快速迅速增殖起来，因此这种反应堆又称“快中子增殖堆”。除了现行的钠冷快堆外，还在发展气冷快堆、铅冷快堆等。 早在1951年，美国就建造了实验快中子堆。现阶段，基本掌握快中子堆技术的国家有美国、法国、日本、俄罗斯、印度和中国等。中国核工业集团公司2010年7月21宣布：由中核集团中国原子能
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
课程掌握要点 第一章绪论 1．过程控制定义？掌握术语，，， 2．常规仪表过程控制系统的组成？ 3．过程控制系统的性能指标。尤其是单项指标。 4．自动化仪表的分类，信号体制：掌握气动仪表之间的联络信号是什么？电动模拟仪表的联络信号是什么？ 5．掌握单元组合仪表中设置活零点有什么好处？ 6．安全火花防爆系统 第二章检测仪表 1．传感器，变送器的作用。检测变送的功能：转化为标准型号：24V 电源供电，4~20 电流信号，1~5V 电压信 号. 气动执行器 20~100 2．掌握仪表的性能指标（误差，精度，特性曲线，零点，量程），掌握精度计算。 3．了解变送器与控制室仪表之间的信号四线制、三线制、二线制传输接线方式？ 4．掌握工业常用热电阻类型，热电阻的测温范围，注意事项及热电阻的接线方式。 5．掌握热电偶测温原理，范围，注意事项及冷端补偿和
补偿导线。 6．掌握热电偶的特点。 7．了解热电偶变送器的作用，组成结构、各部分功能，实现原理。 8．掌握压力测量的弹性元件有哪几种？各种压力之间的关系。 9．掌握流量测量方法有那些，分类？节流式流量计测量流量原理，节流元件起什么作用？ 10．了解靶式流量计和其他流量计的工作原理。 11．掌握转子流量计的工作原理。与差压流量计比较异同！ 涡街流量计测量原理。 12．了解液位测量仪表有哪几种？它们如何实现测量的原理？ 13．掌握利用压力或差压变送器来测量液位的原理？零点迁移。 课后作业答案： 第一章 P15 1.（10）错 （11）对 2. （１） （用下图代替吧，手头无画图工具）其中控制器为，执行器为ＬＶ，检测变送可写为ＬＴ，对象为水槽，被控变量为液位
核电厂核事故应急管理条例 第一条为了加强核电厂核事故应急管理工作，控制和减少核事故危害，制定本条例。 第二条本条例适用于可能或者已经引起放射性物质释放、造成重大辐射后果的核电厂核事故（以下简称核事故）应急管理工作。 第三条核事故应急管理工作实行常备不懈，积极兼容，统一指挥，大力协同，保护公众，保护环境的方针。 第二章应急机构及其职责 第四条全国的核事故应急管理工作由国务院指定的部门负责，其主要职责是：（一）拟定国家核事故应急工作政策； （二）统一协调国务院有关部门、军队和地方人民政府的核事故应急工作； （三）组织制定和实施国家核事故应急计划，审查批准场外核事故应急计划； （四）适时批准进入和终止场外应急状态； （五）提出实施核事故应急响应行动的建议； （六）审查批准核事故公报、国际通报，提出请求国际援助的方案。 必要时，由国务院领导、组织、协调全国的核事故应急管理工作。
第五条核电厂所在地的省、自治区、直辖市人民政府指定的部门负责本行政区域内的核事故应急管理工作，其主要职责是： （一）执行国家核事故应急工作的法规和政策； （二）组织制定场外核事故应急计划，做好核事故应急准备工作； （三）统一指挥场外核事故应急响应行动； （四）组织支援核事故应急响应行动； （五）及时向相邻的省、自治区、直辖市通报核事故情况。 必要时，由省、自治区、直辖市人民政府领导、组织、协调本行政区域内的核事故应急管理工作。 第六条核电厂的核事故应急机构的主要职责是： （一）执行国家核事故应急工作的法规和政策； （二）制定场内核事故应急计划，做好核事故应急准备工作； （三）确定核事故应急状态等级，统一指挥本单位的核事故应急响应行动； （四）及时向上级主管部门、国务院核安全部门和省级人民政府指定的部门报告事故情况，提出进入场外应急状态和采取应急防护措施的建议； （五）协助和配合省级人民政府指定的部门做好核事故应急管理工作。
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。
压水堆核电站反应堆压力容器金属材料概述压水堆核电站反应堆压力容器是在高温、高压流体冲刷和腐蚀，以及强烈的中子辐照等恶劣条件下运行的，因此ASME规范第Ⅺ卷要求，反应堆压力容器应采用优质材料、严格制造工艺、完善的试验和检查技术，且在服役期间必须定期进行检查。 1.反应堆压力容器结构和作用 功率在1000MW及以上的普通压水堆核电站反应堆压力容器设计压力高达17MPa，设计温度在350℃左右，直径近5m，厚度超过20cm，有的单件铸锭毛重达500多吨，设计寿命至少要求40年。因为其体积庞大，不可更换，所以压力容器的寿命决定了核电站的服役年限。压水堆压力容器是由反应堆容器和顶盖组成，前者由下法兰(含接管段)、简体和半球形下封头组焊而成，顶盖由半球形上封头和上法兰焊接组成(或者为一体化顶盖)。上下法兰面之间用两道自紧式空心金属(高镍耐蚀合金Im718或18—8钢)“0”形环密封。为了避免容器内表面和密封面腐蚀，在压力容器内壁堆焊有大于5mm厚的不锈钢衬里。为防止外表面腐蚀，压力容器外表面通常涂漆保护。 2.反应堆压力容器材料的发展史 压水堆反应堆压力容器材料一般都是在工程上成熟的材料基础上改进而成的。美国第一代压水堆核电站反应堆压力容器材料用的是具有优良工艺稳定性、焊接性和强度较好的锅炉钢A212B(法兰锻件为A350LFs)，由于A212B钢淬透性和高温性能较差，第二代改用Mn-Mo 钢A302B (锻材为A336)，该钢中的Mn是强化基体和提高淬透性的元素，它能提高钢的高温性能及降低回火脆性。随着核电站向大型化发展，压力容器也随之增大和增厚，A302B钢缺口韧性差的不足就逐渐显露出来，为保证厚截面钢的淬透性，使强度与韧性有良好的配合，20世纪60年代中期又对A302B钢添加Ni，改用淬透性和韧性比较好的Mn-M-Ni钢A533B (锻材为A508一Ⅱ钢)。并以钢包精炼、真空浇铸等先进炼钢技术提高钢的纯净度、减少杂质偏析，同时将热处理由正火+回火处理改为淬火+回火的调质处理，使组织细化，以获得强度、塑性和韧性配合良好的综合性能。与此同时，由于壁厚增加和面对活性区的纵向焊缝辐照性能差，所以将压力容器由板焊接结构改为环锻容器，材料采用A508一Ⅱ钢。它曾盛行一时，但自1970年西欧发现A508一Ⅱ钢堆焊层下有再热裂纹之后，又发展了A508一Ⅲ钢。 A508一Ⅲ钢是在A508一Ⅱ钢基础上，通过减少碳化物元素C、Cr、Mo、V的含量，以减少再热裂纹敏感性，使基体堆焊不锈钢衬里后，降低产生再热裂纹的倾向。为弥补因减少淬透性元素而降低的强度和淬透性，特增加了A508一Ⅲ钢中的Mn含量。因锰易增大钢中偏析，故又降低了磷、硫含量。硅在上述钢中是非合金化元素。有增加偏析、降低钢的塑、韧性的倾向，其残存量以偏低为好。厚截面的A508-Ⅲ钢淬火后，基体组织是贝氏体，当冷却速度不足时，将出现铁素体和珠光体，这种组织较贝氏体粗大，对提高强度和韧性不利，所以反应堆压力容器用钢要求采用优化的调制热处理工艺。 俄罗斯的反应堆应力容器用的材料不是Mn-Mo-Ni钢而是Cr-M0-V以及Cr-Ni-Mo-V钢。该钢已分别用在俄罗斯及东欧的VVER-440和VVER-l000压水堆上以及我国的田湾核电站
过程控制总复习 绪论 1、简单控制系统有哪几部分组成？简述各个部分的作用。 答：由被控对象、测量变送器、执行机构、控制器组成 作用：被控对象：是指需要控制其工艺参数的生产设备或装置测量变送器：检测被控变量的数值，并将其转化成一种特定的输出信号送给控制器。 控制器：接受测量装置送来的信号，与给定量进行比较得出偏差，并按一定的运算规律算出结果送往执行器。 执行器：能自动根据控制器送来的控制信号来改变操纵变量的数值，以达到控制被控量的目的 2、过程控制的任务、要求是什么？ 要求：安全性、稳定性、经济性。 任务：在了解掌握工艺流程和生产过程的静动态特性的基础上，根据安全性、经济性、稳定性的要求，应用理论对控制系统进行分析和综合，最后采用适宜的技术手段加以实现。 第一章生产过程的动态特性 1、稳态、动态、过度过程、衰减比、衰减率的概念。（第8页） 2、掌握教材第10～15页的内容。 3、工业过程动态特性的特点是什么？ 1 对象的动态特性是不振荡的
2对象的动态特性有迟延 3被控对象本身是稳定的或者中性稳定的 4被控对象往往具有非线性特性 第二章比例积分微分控制及其调节过程 1、简述PID控制的优点。 原理简单、使用方便，适应性强，鲁棒特性强 2、调节器的正、反作用。（第32页） 正作用：是指调节器的输出信号U随被调量Y的增大而增大，称整个调节器的增益为正 反作用：是指调节器的输出信号U随被调量Y的增大而减小，称整个调节器的增益为负 3、什么是调节器的动作规律？ P、I、D控制规律各有何特点？ P调节：有差调节，快速消除干扰 I调节：无差调节，稳定作用比P调节差 D调节：根据被调量的变化速度来调节，具有一定的预见性，提高系统的稳定性 ＰＩ调节：利用Ｐ调节快速抵消干扰的影响，同时利用Ｉ调节消除残差！ 4、掌握教材第33～34页的内容。（第33页） 5、积分饱和现象。（第39页） 具有积分作用的调节器，只要被调量和设定值之间有偏差，其输出就
核电厂核事故应急管理条例(doc 13页)
核电厂核事故应急管理条例 第一条为了加强核电厂核事故应急管理工作，控制和减少核事故危害，制定本条例。 第二条本条例适用于可能或者已经引起放射性物质释放、造成重大辐射后果的核电厂核事故（以下简称核事故）应急管理工作。 第三条核事故应急管理工作实行常备不懈，积极兼容，统一指挥，大力协同，保护公众，保护环境的方针。 第二章应急机构及其职责 第四条全国的核事故应急管理工作由国务院指定的部门负责，其主要职责是： （一）拟定国家核事故应急工作政策； （二）统一协调国务院有关部门、军队和地方人民政府的核事故应急工作； （三）组织制定和实施国家核事故应急计划，审查批准场外核事故应急计划；
（四）适时批准进入和终止场外应急状态； （五）提出实施核事故应急响应行动的建议； （六）审查批准核事故公报、国际通报，提出请求国际援助的方案。 必要时，由国务院领导、组织、协调全国的核事故应急管理工作。 第五条核电厂所在地的省、自治区、直辖市人民政府指定的部门负责本行政区域内的核事故应急管理工作，其主要职责是： （一）执行国家核事故应急工作的法规和政策； （二）组织制定场外核事故应急计划，做好核事故应急准备工作； （三）统一指挥场外核事故应急响应行动； （四）组织支援核事故应急响应行动； （五）及时向相邻的省、自治区、直辖市通报核事故情况。 必要时，由省、自治区、直辖市人民政府领导、组织、协调本行政区域内的核事故应急管理工作。 第六条核电厂的核事故应急机构的主要职责是： （一）执行国家核事故应急工作的法规和政策； （二）制定场内核事故应急计划，做好核事故应急准备工作；
技術及溝通 爐心設計精進效益顯著 爐心設計精進效益顯著 鍾振榮吳正璽王德義 核能發電處核心營運組 一、前言 核二廠兩部機組近十年來分別發生多次的燃料受損事件，因此常需要於大修期間甚至週期中停機進行開蓋來移除及更換破損燃料，而造成公司營運上的損失。因此核發處核心組與燃料供應廠家AREV A公司設計小組針對如何防止燃料破損的議題持續討論，期間並收集國外相關電廠及核二廠的燃料破損資料，並與包括核一廠在內沒有發生燃料破損電廠的運轉數據進行比對分析。分析結果發現許多的燃料破損都是因燃料丸與護套作用(Pellet Cladding Interface, PCI)所造成，而且其中多次的燃料破損都發生在週期燃耗在3,000 MWd/MTU前(約前1/4週期)，這顯示機組大修起動及第一次控制棒佈局更換似乎是造成燃料破損的重要時機。因此之前已先提出機組起動升載使用緩和升載(Soft Operation)的策略，並於核一廠及核二廠實施。經過核一、二廠各2個週期的運轉數據評估，發現對保護燃料的完整性頗有成效。除此之外，資料分析也發現機組於起動階段，如果升載速度過快或是爐心佈局造成高功率尖峰(power peaking)都比較容易導致燃料破損，而且高功率尖峰也會造成控制棒抽出不易且須提早執行燃料封套預調節策略(Precondition Process)，而影響到達滿載的時程及機組容量因數。因此開始根據分析結果進行爐心設計精進，從爐心燃料佈局及控制棒佈局著手，以降低燃料升載時燃料護套所受應力為手段，以期達到保護燃料的目的。 經由本公司與AREV A公司爐心設計小組多次討論，收集兩個電廠四部機以往的升載記錄，配合最近幾個週期的soft operation升載策略，對於爐心設計已有最佳化設計雛型概念，並且應用於爐心設計(含爐心燃料佈局及控制棒佈局)，實施4個週期(核二廠3個週期及核一廠1個週期)以來成效顯著。除了有效保護燃料完整性以外，也提昇電廠的容量因數，而減少機組不必要的停機損失且增加發電量，對公司整體營運而言有實質上的幫助。以核一廠2號機週期24為例，因大修後起動升載無需遞次升載(Ramping)及降載調整棒位，總計該週期初(CS2BOC24)較前週期初(CS2BOC23)起動至滿載期間多出約7685MWHe發電量。 二、過去爐心設計的作法