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浅谈反应堆保护系统设计摘要为了科学利用核能，保障核电站的运行安全，确保其可靠性和安全性，在进行保护控制系统设计时，应充分考虑其发生故障的可能性。
本文介绍了核电站数字化控制系统的保护系统的设计原则，并对其典型设计进行了分析研究。
关键词核能；数字化控制系统；保护系统；可靠性前言核能是一种稳定的清洁能源，使用核能发电至今已有近70年的历史。
然而，自日本福岛核事故发生以来，世界范围内核电项目受到了严重打击，中国政府立即暂停了已开工的核电项目，并对新上核电项目进行严格审批，直到近年才陆续重新开工。
如何确保核电站的运行安全，如何使用好核能这把双刃剑，已成为决定整个核电行业发展的重中之重。
随着微处理技术的发展，数字化控制系统已取代了传统模拟控制和保护系统，本文主要介绍了数字化控制系统中反应堆保护相关系统的架构与设计原则。
1 系统组成1.1 核电站的基本构成核电站是用核能生产电能的电厂，从生产角度上讲，核电站分为两大部分，一部分是通过核能放热产生蒸汽，称之为核岛；另一部分与常规电厂相同，利用蒸汽生产电能，称之为常规岛。
核岛系统由反应堆、主泵、稳压器、蒸汽发生器和相应管道组成，反应堆外壳是一个耐高压容器，主要用于将全部核放射限制在其范围之内、防止飞机撞击等事件，是放射物质与环境之间的第三道屏障。
但是，当反应堆出现异常时，如果不能及时调整或停止其核反应，堆芯温度将不断上升，进而导致核岛内压力不断升高，当压力高到容器无法承受时，最终会发生放射性物质外泄。
1.2 反应堆保护系统（1）概述反应堆保护系统的作用就是保护三大核安全屏障（即燃料包壳、一回路压力边界和安全壳）的完整性[1]。
当核电站的某些设备发生故障时，通过设置在核电站各个设备、管道的压力、温度、流量传感器参数也会发生变化，当这种参数变化达到危及三大屏障完整性的阈值时，紧急停闭反应堆，必要时启动专设安全设施，通过淋水等方式进一步降低温度，保障公众生命财产安全。
（2）系统组成核电站数字化控制系统主要由反应堆控制系统（标准DCS）和反应堆保护系统（RPS）等构成。
核电行业核反应堆设计与安全方案第一章：核反应堆设计概述 (3)1.1 设计原则与目标 (3)1.2 设计流程与方法 (4)第二章：核反应堆类型及选型 (4)2.1 常见核反应堆类型 (4)2.2 反应堆选型依据 (5)2.3 反应堆选型方法 (5)第三章：核反应堆物理设计 (5)3.1 反应堆物理基础 (5)3.1.1 核反应堆概述 (6)3.1.2 核反应堆物理基本原理 (6)3.1.3 反应堆物理参数 (6)3.2 反应堆物理计算 (6)3.2.1 反应堆物理计算方法 (6)3.2.2 反应堆物理计算内容 (6)3.3 反应堆物理试验 (6)3.3.1 反应堆物理试验目的 (6)3.3.2 反应堆物理试验方法 (7)3.3.3 反应堆物理试验内容 (7)第四章：核反应堆热工水力设计 (7)4.1 热工水力基本原理 (7)4.2 热工水力计算方法 (7)4.3 热工水力实验研究 (8)第五章：核反应堆结构设计 (8)5.1 反应堆结构设计原则 (8)5.2 反应堆结构材料选择 (9)5.3 反应堆结构强度计算 (9)第六章：核反应堆安全分析 (9)6.1 安全分析基本方法 (9)6.1.1 定性分析方法 (10)6.1.2 定量分析方法 (10)6.1.3 混合分析方法 (10)6.2 安全分析指标体系 (10)6.2.1 安全指标 (10)6.2.2 风险指标 (10)6.2.3 功能指标 (10)6.3 安全分析实例 (10)6.3.1 故障树分析 (10)6.3.2 事件树分析 (11)6.3.3 概率安全分析 (11)6.3.4 风险评估 (11)第七章：核反应堆预防与处理 (11)7.1 预防措施 (11)7.1.1 设计阶段预防措施 (11)7.1.2 运行阶段预防措施 (11)7.1.3 管理阶段预防措施 (11)7.2 处理流程 (12)7.2.1 报告 (12)7.2.2 分类与评估 (12)7.2.3 处理 (12)7.2.4 调查与分析 (12)7.3 应急响应 (12)7.3.1 应急预案 (12)7.3.2 应急响应等级 (12)7.3.3 应急响应措施 (12)第八章：核反应堆运行与维护 (13)8.1 反应堆运行管理 (13)8.1.1 运行管理目标 (13)8.1.2 运行管理组织 (13)8.1.3 运行管理制度 (13)8.1.4 运行监测与控制 (13)8.2 反应堆维护保养 (13)8.2.1 维护保养目标 (13)8.2.2 维护保养组织 (13)8.2.3 维护保养制度 (13)8.2.4 维护保养内容 (13)8.3 反应堆故障处理 (14)8.3.1 故障分类 (14)8.3.2 故障处理原则 (14)8.3.3 故障处理程序 (14)8.3.4 故障处理措施 (14)第九章：核反应堆辐射防护 (14)9.1 辐射防护基本原理 (14)9.1.1 辐射的分类及危害 (14)9.1.2 辐射防护的基本原则 (14)9.2 辐射防护措施 (14)9.2.1 辐射防护设计 (14)9.2.2 辐射防护操作 (15)9.2.3 辐射防护监测 (15)9.3 辐射防护监测 (15)9.3.1 辐射监测方法 (15)9.3.2 辐射监测数据分析 (15)9.3.3 辐射监测管理 (15)第十章：核反应堆环境保护 (16)10.1.1 设计原则 (16)10.1.2 环境保护措施 (16)10.2 环境影响评价 (16)10.2.1 评价内容 (16)10.2.2 评价方法 (17)10.3 环境监测与治理 (17)10.3.1 监测体系 (17)10.3.2 治理措施 (17)第一章：核反应堆设计概述1.1 设计原则与目标核反应堆设计是一项涉及众多学科、技术复杂、安全性要求极高的工程。
（完整版）反应堆工整理讲解第一章反应堆简介1. 反应堆概念核反应堆是利用易裂变物质使之发生可控自持链式裂变反应的一种装置。
2. 反应堆的用途生产堆：专门用于生产易裂变或聚变物质的反应堆实验堆：主要用于实验研究动力堆：用于动力或直接发电的反应堆3. 反应堆种类按慢化剂和冷却剂可分为：轻水堆、重水堆、石墨气冷堆和钠冷快堆等其中，动力堆的类型有压水堆(PWR)、沸水堆(BWR)、重水堆(HWR)、气冷堆(HTGR)、快中子增殖堆(LMFBR、GCFR) 第二章核物理基础1. 原子与原子核92种天然元素和12种人工元素；原子核由质子和中子组成（H除外），质子和中子通称为核子，核子数即称质量数2. 原子核的组成及属性(电、质量、尺寸)原子核带正电，半径为121310~10cm--，其中质子带正电，质量为1u，中子不带电，质量为1u3. 同位素及核素的表示符号同位素是指质子数相同而中子数不同的元素，其化学性质相同，在元素周期表中占同一个位置，丰度。
例P有7种同位素，但每一种P均为一种核素。
核素的表示AZX。
4. 原子核的能级状态，激发态原子核内部的能量是量子化的，即非连续，可分为基态和激发态，激发态能级不稳定，易发生跃迁释放能量5. 原子核的稳定性，衰变与衰变规律一般而言，质子数和中子数大致相等时原子核是稳定的，而质子数与中子数差别很大时则原子核不稳定。
衰变：原子核自发地放射出α和β等粒子而发生的转变，常见的有β±衰变、α衰变、γ衰变等。
对单个原子核而言，衰变是不确定的；对大量同类原子核而言，衰变是按指数规律进行的，即0e tN Nλ-=6. Alpha 、Beta 、Gamma 衰变Alpha 衰变是指衰变过程中释放出α粒子（He 核，两个中子和两个质子组成）Beta 衰变是指衰变过程中原子核释放出电子（正/负），内部一质子变为中子Gamma 衰变是原子核从较高的激发态跃迁到较低的激发态或基态，释放出γ射线7. 衰变常数、半衰期、平均寿命一个原子核在某一小段时间间隔内发生衰变的几率即为衰变常数λ，其反应的是原子核本身特性，与外界条件无关。
核电厂反应堆保护系统设计准则反应堆保护系统是核电厂重要的安全系统。
它对于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。
它监测电厂重要的参数，对安全信号进行必要的采集、计算、定值比较、符合逻辑处理，当选定的电厂参数达到安全系统整定值时，自动地触发反应堆紧急停堆和/或驱动专设安全设施动作，以实现并维持电厂的安全停堆工况。
1 设计准则反应堆保护系统的设计须满足以下设计准则：1.1 自动保护除非出现危险工况到要求保护动作之间有足够长的时间允许操纵员手动操作，否则所有保护动作都应是自动的。
保护动作一旦触发就应进行到底。
除非操纵员有意识地操作逐个部件来终止专设安全设施动作。
只有系统级驱动信号被复位后，才允许操纵员进行部件级手动复位。
部件复位的一个原因是如果发生安全功能的误驱动，可通过部件复位来终止安全功能。
1.2 单一故障准则反应堆保护系统具有足够的冗余度，保证不会因为单一故障而丧失保护功能。
应考虑发生在系统内部的、发生在辅助系统中的以及由外部原因引起的故障。
即使在一个通道旁通用于试验或维护的情况下，安全系统内一个可信的单一故障不会阻止系统级保护功能的触发或完成。
即使在安全系统因单一故障退化的情况下，系统也包含足够的冗余以满足性能要求。
安全系统内的单一故障不会导致II类工况事件发展成为III类工况事件或III类工况事件发展成为IV类工况事件。
冗余序列间的连接或与非安全系统间的信号连接包含隔离装置。
隔离装置是经过测试的，以确保如物理损坏、短路、开路、输出终端电压故障等可信的故障不会反向传播到隔离装置的输入端。
隔离装置确保非安全系统内的可信单一故障不会降低安全系统的性能。
为防止共模故障，采用了诸如功能多样性、物理隔离、试验以及在设计、生产、安装和运行过程中采取行政控制等附加方法。
保护系统的另一个设计目标是将误停堆和专设安全设施误驱动的概率降至最低。
第3章反应堆冷却剂系统（RCP）3.1 系统描述3.1.1 系统功能1．主要功能反应堆冷却剂系统（RCP）即核电站一回路的主回路，其主要功能是使冷却剂循环流动，将堆芯中核裂变产生的热量通过蒸汽发生器传输给二回路，同时冷却堆芯，防止燃料元件烧毁或毁坏。
2．辅助功能(1)中子慢化剂：反应堆冷却剂为轻水，它具有比较好的中子慢化能力，使裂变产生的快中子减速成为热中子，以维持链式裂变反应。
另外，它也起到反射层的作用，使泄漏出堆芯的部分中子反射回来。
(2)反应性控制：反应堆冷却剂中溶有的硼酸可吸收中子，因此通过调整硼溶度可控制反应性（主要用于补偿氙效应和燃耗）。
(3)压力控制：RCP系统中的稳压器用于控制冷却剂压力，以防止堆芯中发生不利于燃料元件传热的偏离泡核沸腾现象。
(4)放射性屏障：RCP系统压力边界作为裂变产物放射性的第二道屏障，在燃料元件包壳破损泄漏时，可防止放射性物质外逸。
3.1.2 系统说明1．系统流程如图3.1所示，RCP系统由反应堆和三条并联的闭合环路组成，这些环路以反应堆压力容器为中心作辐射状布置，每条环路都由一台主冷却剂泵（简称主泵）、一台蒸汽发生器和相应的管道和仪表组成。
另外，1号环路热管段上连接有一个稳压器，用于RCP系统的压力调节和压力保护。
每个环路中，位于反应堆压力容器出口和蒸汽发生器入口之间的管道称为热段，主泵和压力容器入口间的管道称为冷段，蒸汽发生器与主泵间的管道称为过渡段。
图3.1 RCP系统的组成在反应堆中采用除盐含硼水作为冷却剂，它使核燃料元件冷却并将核燃料释放出的热能传导出去。
为了使一回路水在任何部位、任何时候都处于液态，要保持其压力高于饱和压力。
高压的冷却剂在堆芯吸收了核燃料裂变放出的热能，从反应堆压力容器出口管流出，经主管道热管段进入蒸汽发生器的倒U形管，将热量传给在U形管外流动的二回路系统的给水，使之变为蒸汽。
冷却剂由蒸汽发生器出来经过渡管段进入主泵，经主泵升压后流经冷管段，又回到反应堆压力容器。
核安全的最终安全目标：在核电厂里建立并维持一套有效的防护措施，以保证工作人员、社会及环境免遭放射性危害核安全辅助目标：1辐射防护目标：确保在正常运行时核电站及从电站释放出的放射性物质引起的辐射照射保持在合理可行尽量低的水平，并且低于规定的限值，还确保事故引起的辐射照射的程度得到缓解2技术安全目标：有很大把握预防核电厂事故的发生；对核电厂设计中考虑的所有事故，甚至对于那些发生概率极小的事故都要确保其放射性后果是小的；确保那些会带来严重放射性后果的严重事故发生的概率非常低安全分析的内容：1所有计划的正常运行模式2在预计运行事故下得核电厂性能3设计基准事故4可能导致严重事故的事故序列纵深防御的五个层次：第一层次防御的目的是防止偏离正常运行和系统故障。
第二层次目的是检测和纠正偏离正常运行的情况，以防止预计运行事件升级为事故工况。
第三层次防御基于以下假设：尽管极少可能，某些预计运行事件或始发事件的升级仍有可能未被前一层次的防御制止，可能发展成更严重的事件，故必须提供固有安全特性、故障安全设计、附加设备和规程控制其后果，使其达到稳定的可接受的状态。
第四层次的目的：应付可能已超出设计基准的严重事故，并保证放射性后果保持在合理可行尽量低的水平。
第五层次目的是减轻事故工况下可能的放射性物质释放后果。
多道屏障：燃料元件包壳一回路压力边界安全壳安全设计的基本原则：一般原则：采用行之有效的工艺和通用的设计基准，加强设计管理，在整个设计阶段和任何设计变更中必须明确安全职责；单一故障准则：满足单一故障准则的设备组合，在其任何部位发生单一随机故障时，仍能保持所赋予的功能；多样性原则：多样性应用于执行同一功能的多重系统或部件，即通过多重系统或部件中引入不同属性来提高系统的可靠性；独立性原则：为了提高系统的可靠性，防止发生共因故障或共模故障，系统设计中应通过功能隔离或实体分离，实现系统布置和设计的独立性；故障安全原则:核电厂安全极为重要的系统和部件的设计，应尽可能贯彻故障安全原则，即核系统或部件发生故障时，电厂应能在无需任何触发动作的情况下进入安全状态；定期试验维护检查措施；充分采用固有安全性的设计原则核安全文化定义：核安全文化是存在于单位和个人中的种种特性和态度的总合，它建立一种超出一切之上的观念，即核电厂安全问题由于它的重要性要保证得到应有的重视。
大家好！今天我给大家介绍一下反应堆保护系统的设计准则！反应堆保护系统的设计准则主要包括以下五点：一．单一故障准则单一故障准则是指某设备组合(某系统)在其任何部位发生可信的单一随机故障时仍能执行其正常功能,即系统内的单一故障不会妨碍系统完成要求的保护功能，也不会给出虚假的（误动）保护动作信号。
由单一故障引起的所有继发性故障均应视为单一故障不可分割的组成部分。
在单一故障分析中，不考虑发生一个以上的随机故障。
二．冗余性和独立性为了提高反应堆的安全性，设计中采用了冗余技术，使反应堆保护系统具有足够的冗余度，保证不会因为单一故障而失去保护功能。
它包括监测通道的冗余、安全逻辑装置的冗余和整个系统的冗余，在保护系统中广泛采用二重、三重和四重通道以及三取二（2/3）、四取二（2/4）等逻辑符合电路等。
独立性包括电气隔离和实体隔离，前者是指信号的传输需要隔离，后者是指A、B两列分装在两个彼此隔离的房间。
独立性是采用冗余技术的前提，是克服由单一故障引起的继发性故障、实现在线检修和维修的重要措施。
三．多样性多样性包括功能多样性和设备多样性。
对要测量的参数尽量采用不同的物理效应或不同的变量来监测。
在某些条件下可用不同类型的设备来测量同一物理量，以便克服共模故障。
多样性设计在保护系统中得到了充分体现。
如为了监测冷却剂流量，采用了监测主泵断路器、冷却剂流量、主泵转速等变量的手段。
四．符合逻辑在设计过程中，必须使保护系统满足可靠性和安全性这两方面的要求，增加可靠性或减少安全故障后果的一个重要方法是采用符合逻辑，在保护系统动作之前必须有两个或两个以上的冗余信号相符合，以防止误触发保护系统动作。
采用符合逻辑后也便于对保护系统进行在线测试。
在这种情况下，通道或装置可断开进行测试而不需要用跨接线进行短接。
而通道的可试验能力又增加了系统的安全性,但是，如果不进行试验，则符合逻辑降低了系统的安全性。
五．故障安全准则故障安全准则是指在某个系统中发生任何故障时仍能使该系统保持在安全状态的设计准则（此准则不适用于专设安全设施系统）。
反应堆控制保护系统棒控棒位故障处理及现象分析摘要：反应堆堆芯反应性或中子注量率的控制是通过移动含有中子吸收体的控制棒束在堆芯中的位置，控制棒由Ag（80%）、In（15%）、Cd（5%）合金组成，其吸收中子能力强、响应快，主要用于调节与补偿较快的核反应性变化。
每个控制棒组件由一个星形架连接24根中子吸收体，插入燃料组件的导向管中。
控制棒组件上端与驱动杆连接，驱动杆由控制棒驱动机构CRDM带动，从而实现控制棒束在堆芯的上下移动。
控制棒的故障都可能导致堆内功率分布的畸变，更甚者使其停堆停机，现对此系统常见的故障进行分析，为反应堆安全运行提供保障。
关键词：压水堆；控制棒；棒控；棒位；RGL1、引言：反应堆控制目的是使一回路所产生的功率与二回路所吸收的功率相等，同时保证一、二回路的温度、压力等热工参数及堆芯功率分布等参数能满足各方面要求。
棒控棒位系统（RGL）通过控制驱动机构实现控制棒的提升、插入、保持，并测量每个棒束在堆芯的高度；在需要紧急停堆时，手动释放控制棒落入堆芯，使反应堆进入次临界状态而停堆。
在反应堆自动运行时，通过调节控制棒的提升或者下插来调节反应堆功率，控制棒控制反应堆功率是压水堆反应性控制的主要方式，它的特点是控制速度快、使用灵活性较高，利用控制棒来控制反应堆功率也比较可靠。
RGL是控制棒系统的简称，控制棒系统由控制棒控制系统和控制棒棒位监测系统共同构成，RGL系统异常工作直接影响反应堆与机组正常和安全运行。
2、棒控系统：2.1棒控系统组成：设备组成：逻辑机柜、电源柜、产生闭锁逻辑以及功率棒和温度棒自动控制信号的反应堆功率控制柜（CCS机柜）。
逻辑柜和电源柜都由PLC控制，电源柜由保持、传递、提升三个电源机箱，机箱内装有MDP卡件驱动控制棒驱动机构（CRDM）用以控制控制棒的提升下插或保持；反应堆功率控制机柜接受来自反应堆保护（RPR）、反应堆核测（RPN）系统的相关闭锁信号，根据汽机负荷等信号产生温度棒组和功率棒组的自动动作信号，自动动作信号通过硬接线送往RGL逻辑柜，完成反应堆自动控制相关功能。
什么是反应堆反应堆是一种用于进行核反应的设备，它是核能利用的重要组成部分。
本文将介绍反应堆的基本概念、工作原理、种类以及应用领域。
一、基本概念反应堆是指能维持和控制核反应的结构，通过核裂变或核聚变产生大量能量。
它通常由燃料、冷却剂、冷却剂循环系统、控制系统、反应堆压力容器、屏蔽材料等组成。
二、工作原理反应堆中的核反应是通过控制核裂变链式反应来实现的。
核燃料经过裂变释放出的中子引发新的裂变反应，形成链式反应。
同时，通过控制系统调整反应速率，维持核链式反应处于稳定状态。
三、种类1. 根据燃料类型：（1）热中子反应堆：使用热中子来维持链式反应，主要燃料为铀-235或钚-239等。
（2）快中子反应堆：使用快中子来维持链式反应，主要燃料为钚-239或铀-233等。
2. 根据冷却剂类型：（1）水冷反应堆：使用水作为冷却剂，主要有压水堆和沸水堆等类型。
（2）气冷反应堆：使用氦气或二氧化碳作为冷却剂，可以提高燃料利用率。
（3）液态金属冷却反应堆：使用钠或铅等液态金属作为冷却剂，具有良好的传热性能和安全性。
3. 根据反应堆用途：（1）核电站反应堆：用于发电，主要以压水堆和沸水堆为主。
（2）核动力反应堆：用于舰船、潜艇等核动力设备，主要以压水堆为主。
（3）核研究反应堆：用于核科学研究和同位素生产等，种类多样化。
四、应用领域反应堆在能源、医学、环境保护等领域具有广泛应用：1. 能源领域：核电站利用反应堆产生电能，是清洁能源的重要组成部分。
2. 医学领域：核反应堆可以用于医学同位素生产，用于放射治疗、医学影像等。
3. 环境保护领域：核技术可以用于处理放射性废物、监测环境污染等。
总结：反应堆是核能利用的基础设施，它能以安全有效的方式利用核能，产生电能、医学同位素等。
不同类型的反应堆在不同的领域有着广泛的应用，为人们的生活和社会发展提供了重要支持。
