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【免费下载】核电厂仪表与控制1.核电厂控制分为两部分：反应堆功率控制、过程控制。
2.过程控制主要是指对热传输的压力、液位、流量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、温度调节棒组、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漂移一回路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，但此流量还受到一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进汽阀来调节汽轮机进汽量来实现调节目的。
连接管用金属检查继电保，作为情况与，制料试卷术是10.通过调节汽轮机进汽阀对机组实施功率控制、频率控制、压力控制、应力控制。
11.D/A 转换器称为数字模拟转换器，它是把数字转换为模拟量。
12.A/D 转换器称为模拟数字转换器，它是把模拟量转换为数字量。
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。
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，则必须满足采样频率不小于模拟频谱的最高频率的2倍。
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、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。
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：P94.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。
电力行业标准《核电厂常规岛仪表与控制系统设计规程》修订大纲审查会议纪要能源行业发电设计标准化技术委员会于2016年4月8日在上海市组织召开了电力行业标准《核电厂常规岛仪表与控制系统设计规程》(项目编号：能源20140653) 修订大纲审查会。
参加会议的有：电力规划设计标准化管理中心、电力规划设计总院、东北电力设计院有限公司、华东电力设计院有限公司、西北电力设计院有限公司、广东省电力设计研究院有限公司、国核电力规划设计研究院、深圳中广核工程设计有限公司、中广核研究院有限公司等单位的专家和代表。
会议组成了专家委员会（名单附后）。
会议期间，主编单位华东电力设计院有限公司代表编制组对《核电厂常规岛仪表与控制系统设计规程》（以下简称本规程）修订大纲的修订原则、修订内容、修订进度等进行了介绍，与会专家和代表对以上内容进行了认真讨论，并提出修改意见和建议。
现将主要审查意见纪要如下：一、本规程编写格式和用词应符合《工程建设标准编写规定》（建标〔2008〕182号）的要求。
二、本规程主编单位为华东电力设计院有限公司和中广核研究院有限公司，参编单位为国核电力规划设计研究院和广东省电力设计研究院有限公司。
三、本规程的名称修改为“核电厂常规岛仪表与控制设计规程”。
四、本规程适用于大中型压水堆核电厂常规岛仪表与控制的设计。
五、本规程中“主工艺系统”修改为“热力系统”，热力系统的划分参照《核电厂常规岛设计规范》GB/T 50958-2013。
六、请编制组结合其他标准的编制情况确定主、辅机检测、报警等编制内容。
七、建议通过调研，确定第3章中常规岛配套设施控制系统的编制内容。
八、第4.3 节“设备选择”相关内容并入第4.1节中。
九、第6.5节“给水泵保护”相关内容并入第6.4节中。
十、第9.2节“功能设计”中增加“常规岛配套设施控制系统的功能”。
十一、第11章“通信”相关内容并入第9章“控制系统”中。
十二、取消第14章“管理信息系统和仿真机”。
核电厂仪表和控制系统及其供电设备安全分级GB/T 15474－1995国家技术监督局1995－01－27批准 1995－10－01实施1 主题内容与适用范围本标准规定了核电厂仪表和控制系统以及它们的供电设备的核安全级别、分级的方法和要求。
本标准适用于核电厂仪表和控制系统以及它们的供电设备（以下简称仪表及其供电设备）。
2 引用标准GB 7163 核反应堆保护系统的可靠性分析要求GB 8993.1~8993.12 核仪器环境试验基本要求与方法GB/T 9225 核反应堆保护系统可靠性分析一般原则GB 12727 核电厂安全系统电气物项质量鉴定GB 13625 核电厂安全系统电气设备抗震鉴定GB 13629 核电厂安全系统准则GB/T 15475 核电厂仪表和控制系统及其供电设备质量保证分级HAF 0203 核电厂保护系统及有关设施HAF 0207 核电厂应急动力系统HAF 0208 核电厂安全有关仪表和控制系统HAF 0400 核电厂质量保证安全规定3 仪表及其供电设备的安全分级核电厂在正常工况下产生的放射性释放是可控的；在事故工况下，这种放射性释放可能是不可控的。
核安全就是预防或减轻事故，使厂区人员、公众和环境不受过量辐射危害。
为保证安全，核电厂遵循以下纵深防御原则：a．依靠设计和制造质量保证电厂在正常工况下不发生故障；b．依靠安全停堆系统将异常瞬态或事件的影响减到最小；c．依靠专设安全设施将事故工况的后果减到最小。
上述a、b是预防事故，要求控制和保护系统设计能保证电厂可靠地正常运行，或者预防假设始发事件（PIE）或缓解其后果，从而保持燃料包壳和反应堆冷却剂系统边界的完整性。
c是事故保护，专设安全设施对放射性的释放提供最后一道防护。
仪表和控制系统设备按其所在系统功能对电厂安全的重要性分为三类：安全级设备、安全有关的设备和非安全重要设备。
它们的供电设备按其所在系统功能对电厂安全的重要性分为两类：安全级设备和非安全重要设备。
国家标准GB/T XXXXX-XXXX《核电厂安全重要仪表和控制系统总体要求》编制说明（征求意见稿）标准编制组2020年3月一、工作简况1 任务来源及计划要求本标准制定任务由国家标准化管理委员会文件《国家标准化管理委员会关于下达2019年第二批推荐性国家标准计划的通知》（国标委发〔2019〕22号）下达，项目编号为20192089-T-469，标准计划名称为《核电厂安全重要仪表和控制系统总体要求》，由中广核工程有限公司主编，中国核电工程有限公司和上海核工程研究设计院有限公司参编，要求于2021年1月完成本项目。
本标准的研制有国家级科研项目作为支撑：国家重点研发计划“国家质量基础的共性技术研究与应用”专项——“三代核电关键技术标准研究”项目（科研项目编号201WFFO208000）——子课题二“仪控电标准研究”（科研项目编号2017YFF0208002），为子课题二中研究的标准之一。
2 本标准制定目的和意义通过制订《核电厂安全重要仪表和控制系统总体要求》国家标准，为核电厂安全重要仪表和控制系统总体结构设计、系统设计、集成和调试、运行和维修等方面提供指导。
3 标准编制组组成本标准编制组成员及任务分工见表1。
表1：标准编制组成员及分工4 编制过程本标准的制定过程主要分为前期准备、征求意见稿编写、送审稿编写、报批稿编写阶段。
目前已完成前期准备、征求意见稿编写。
1）前期准备前期准备阶段主要任务是成立标准编制组。
2018年10月成立了由中广核工程有限公司牵头的标准编制组，对工作任务进行了分解，明确了编制进度。
2）标准征求意见稿编写标准编制组于2018年10月启动本标准的调研和工作，并于2018年12月底前完成了相关资料的收集和分析工作。
编制组在对参考标准进行分析研究的基础上,同时结合目前我国核电工程在设计和建造运行过程中的经验反馈，经多次组内研讨，确定了征求意见稿的初稿，并召开了国内专家评审会，与会专家和标准编制人员对标准内容进行了认真讨论，对标准的适用范围、框架结构、标准内容等提出了具体的修改意见和建议。
1.核电厂控制分为两部分：反应堆功率控制、过程控制。
2.过程控制主要是指对热传输的压力、液位、流量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、温度调节棒组、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漂移一回路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，但此流量还受到一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进汽阀来调节汽轮机进汽量来实现调节目的。
10.通过调节汽轮机进汽阀对机组实施功率控制、频率控制、压力控制、应力控制。
11.D/A转换器称为数字模拟转换器，它是把数字转换为模拟量。
12.A/D转换器称为模拟数字转换器，它是把模拟量转换为数字量。
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。
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，则必须满足采样频率不小于模拟频谱的最高频率的2倍。
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、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 集散控制系统DCS的结
构体系一般由操作站、通信网络、现场控制站等组成。
操作站位于控制站的上层，它通过通信网络与现场控制站交换信息。
操作站提供高分辨率显示终端和其他用以操作监视的输入输出终端设备，以方便操作员使用，并迅速而准确地实现对现场生产过程的直接操作，另外还设有工程师站，用于系统生成、修改和维护。
集散控制系统一般还采用双总线冗余通信网络结构，以提高通信的可靠性。
而且通过网关，可以与其他网络进行通信。
集散控制系统的现场控制站，一般分散就近安置在生产现场，实现对生产过程数据采集和实时控制。
同时将相关信息上传到操作站，并接受操作站下传的控制指令。
17.隔离器件用于安全级和非安全级设备之间的隔离，其安全分级就高不就低。
18.核电厂逻辑控制保护系统主要有哪几个作用？
1.测量异常事件功能
2.启动安全保护功能
3.联锁和旁通控制功能
19.保护系统的最终目的是什么？按照其执行保护功能的不同可分为哪3个子系统？其功能分别是什么？
目的是保证反应堆三道屏障完好，避免反应堆在不允许
范围内运行或是缓解事故后果，保护核电厂重要设备、环境、人员的安全。
反应堆事故停堆系统专设安全设施触发系统联锁控制系统
反应堆事故停堆系统：实现紧急停堆功能
专设安全设施触发系统：在反应堆发生失水事故或蒸汽管道破裂事故时，触发停堆，并提供信号触发专设安全设施。
联锁控制系统：由允许信号系统和联锁信号系统组成允许信号系统：在反应堆正常启动、停闭或者提升功率过程中，或在某些特殊情况下，为运行更安全，允许保护系统改变某些设备或某些安全变化系统状态信号。
联锁信号系统：当出现某些异常情况而又要避免反应堆事故停堆时，这些信号限制反应堆功率以避免达到紧急停堆阈值触发停堆保护，并且像某些允许信号那样朝更安全方向改变核电厂运行状态。
20.单一故障准则：保护系统的任何单一故障或单次事故均不妨碍系统的保护功能，即在单一故障时不影响系统功能实现，能完成所要求的保护任务。
21.故障安全准则：当设备故障时，应使设备处于有利于反
应堆安全的状态下。
22.控制系统基本组成示意图：
23.检测仪表基本是由检测部分、转换传送部分和显示部分组成。
24.传感器是由敏感元件和转换放大部分部分组成。
25.数字仪表的分辨率是指仪表在最低量程上最末一位数字改变一个字所表示的物理量。
26.过程测量的参数包含哪些参数？
电气压力液位流量温度转速
27.绝对压力：以绝对真空为零点计算的压力，为介质的真实压力。
28.表压力：相对于大气压的压力，其值为绝对压力与当地大气压之差。
29.压力测量仪表按照原理的不同可以分为：液柱式、弹性式、活塞式压力计等。
应用最多的是弹性式，常用的测试体有膜盒、波纹管、弹簧管、膜片。
30.液柱式压力表是应用静力学原理测量的，其原理公式为P=ρgh 。
30.压力变送器框图
被测量测试体中间量敏感元件电信号转换单元标准信号
31.电测式压力计一般由压力敏感元件、转换元件、测量电路组成。
32.差压式流量计也叫节流式流量计，是利用流体流经节流装置所产生的静压差来显示流量大小的一种流量计。
33.差压式流量计由节流装置、引压管路和差压变送器三部分组成。
34.节流式流量计的节流装置有节流孔板、喷嘴、文丘里管。
35.无任何附加节流件或插入件时，无附加压力损失的流量
计是弯管流量计。
36.核电厂中用于温度测量的仪表主要有两类：接触式测温、非接触式测温。
37.热电阻温度计原理？
利用某些物质的电阻温度特性。
38.热电偶的工作原理？
利用热电效应的物理现象，即当两种不同材料的导体A、B 两端连接成通路时，由于两端温度不同，就会在线路内产生电动势E。
39.堆内堆外所用的探测器有所不同，压水堆堆内采用的探测器是微型裂变室或自给能探测器；堆外采用的核探测器是涂硼正比计数管、γ补偿电离室
及长中子电离室。
40.目前在常用核测量系统中，特定中子敏感介质一般常用B10
和U235 等材料。
41.涂硼正比计数管核探测器一般用于测量较低中子注量率量程，较低γ辐射本底，所以它一般用于源量程的探测。
42.长中子电离室一般用在较大中子注量率水平而且γ辐射本底可以忽略不计的情况下，以保证测量的准确性。
目前压水堆核电厂就常用这类型的探测器作为
功率量程使用。
43.γ补偿电离室一般用在有较大γ辐射本底的而不能忽略其影响的情况下使用，目前压水堆核电厂常用这种探头作为中间量程。
44.堆外核测量系统一般分为三个量程：源量程、中间量程、功率量程。
45.源量程B10计数管、中间量程γ补偿电离室、功率量程长中子电离室。
46.核电厂仪表控制系统的三大基本功能：信息功能、控制功能和保护功能。
47.核测量系统包括堆外核测量系统和堆内核测量系统。
48.用来测量堆芯注量率分布和反应堆物理启动时测量堆内中子注量率的系统是堆内核测量系统。
49. 的系统是堆外核测量系统。
50.核电厂仪表控制系统及其供电设备的安全级分为
、
和。
51.根据核电厂检测仪表所测量物理量的不同，一般分为三大类：、和。
52.具有相同绝对误差的两台仪器，量程大的仪表的要小于量程小的仪表。
53.实际应用中，仪表精度等级是根据来确定。
54.一台S级的仪表，仅说明合格仪表的最大引用误差不会超过S％，而不能认为它在各刻度点上的示值误差都具有S％的准确度。
（判断题用）
55. 坪区的工作电压范围称为坪长。
56. 坪区内探测器输出信号变化的百分数与坪长之比称为坪斜。
57.坪长越长说明探测器可适用于较宽的外加电压，便于高压电源设计和调整，坪斜越小说明探测器输出信号受外加高压电源影响越小，稳定性越好。
58.如图哪部分是回差（变差）哪部分是死区？。
