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AP1000堆内仪表系统介绍及特点分析本文介绍了AP1000堆内仪表系统的组成、结构、功能，并通过与国内M310机组及VVER机组堆内仪表系統的对比，分析了AP1000堆内仪表系统的特点。
标签：AP1000；堆内仪表；对比；特点1、引言AP1000核电站在传统成熟的压水堆核电技术上，采用非能动理念，建立非能动安全系统，执行预想事故情况下的核安全功能。
针对可能发生的严重事故，AP1000核电厂设计中设置了多种预防与缓解措施，并采用先进的数字化仪控系统和主控室设计，确保核电厂的安全。
2、AP1000堆内仪表系统AP1000堆内仪表系统包括：堆内仪表套管组件以及相关的信号处理和数据处理装置。
电厂运行期间，堆内仪表套管组件放置在燃料组件内，通过反应堆压力容器顶盖引出到安全壳。
自给能探测器和堆芯出口热电偶的信号通过电缆传送到不同的数据调试和处理工作站，并能在主控室显示处理后的数据和结果。
2.1 系统功能堆内仪表系统作为反应堆冷却剂系统的压力边界，用于在事故工况下将堆芯出口温度信号送到保护和安全监测系统用于指示和显示。
此外，堆内仪表系统还用于将在线中子通量信号提供给在线功率分布监测系统，将堆芯出口温度信号发送给多样化驱动系统用于指示和显示，并在电厂正常运行期间，发送给OPDMS 的信号用于生成堆芯功率分布图形和列表显示。
2.2 系统描述堆内仪表系统通过42根仪表导向管将热电偶信号传输到冷端分线箱，将自给能探测器（SPD）信号传输到信号处理机柜。
其中，38个热电偶温度信号送至PMS作为事故后监测，4个温度信号送至DAS用于其驱动信号，中子通量信号通过SPS机柜处理后，送至应用/数据联络服务器，经过实时数据网络传递至DDS 进行信号显示。
信号处理软件将堆芯探测器的信号传送给反应堆堆芯运行最佳评估分析系统。
BEACON用这些数据来计算三维堆功率分布，校核堆外核测仪表系统的反应堆超温?T和超功率?T停堆整定值，并提取合适的功率分布参数在主控室显示。
1.0系统功能该RMS系统说明书适用于标准化设计的AP1000电站。
对于位于中国境内的三门和海阳核电站来说，该文件未涉及任何可能存在其中的对于标准设计的差别或偏离。
截止到该文件发表，以下是已知的差别（标准化设计的AP 1000电站对于中国境内厂址的具体情况来说），这些差别可能会影响到RMS的设计。
汽机厂房没有经调节温湿度的空气。
在中国，汽机厂房设备的设计必须考虑高含盐量的海洋空气对其的影响。
1.1安全相关功能辐射监测系统RMS监测主控室通风管道中的放射性，为电站保护和安全监测系统PMS提供信号触发主控室隔离，启动主控室应急可居留系统。
RMS监测安全壳高量程放射性，为安全系统提供触发信号。
1.2其它许可相关功能（Other Licensing-Related Functions）RMS为电站运行人员提供的信号有自动触发功能、控制能力和信息等，以便采取措施保护公众和电站人员的健康和安全。
RMS连续监测电站的工艺过程、液态排出流和场所以满足10CFR20，10CFR50附录A和I，10CFR100的要求。
RMS提供当前的和历史的测量结果，这些测量结果有：电站液态排出流的放射性释放、特定场所的辐射状况、在正常运行和设计基准事故（DBA）期间特定系统的放射性材料（的辐射状况）。
为准备RG1.21所要求的报告，RMS被设计用来提供足够的放射性释放数据。
RMS遵照RG1.97和NUREG-0654的要求。
通常，RMS执行以下主要功能：● 选定的电站工艺流体（气体和液体）的放射性监测；● 电站液态和气态排出流的放射性监测；● 气载放射性监测；● 为电站控制系统PLS提供控制信号；● 场所辐射监测；● 提供辐射信息（实时的和历史的），过程控制功能；● 提供报警，警告电站人员有异常的辐射状况；● 给出报警，提示有RMS设备故障；● 为流出物测量和报表程序提供放射性（释放）数据。
1.3非安全相关纵深防御功能RMS监测主控室通风管道的放射性，为主控室补充过滤系统、主控室隔离和应急空气系统提供触发信号。
AP1000核电厂关于重要非安全相关系统的监督管理从上世纪90年代起，为排除美国三哩岛、苏联切尔诺贝利核电厂严重事故的负面影响，全球核电业界集中力量对核电安全性进行了研究，美国和欧洲先后开发出以“先进轻水堆”（ALWR）为主要特点的第三代核电技术。
第三代核电技术存在更安全、更经济、核废料少等优点，目前在世界上也是刚起步。
经过多方面的评审论证，中国引进被称为最选进的第三代核电技术的美国西层公司的AP1000设计，并将在浙江三门建设世界首座AP1000核电厂。
AP1000设计包含了许多现有核电厂不同的设计特点，其中最重要的是全面采用了非能动安系统。
了解AP1000核电技术与国内已较好常握的第二代或二代加压水堆核电技术的差异，将有助于更好地控制AP1000技术，以建设和运行好这种新型核电厂。
1、AP1000的非能动安全设计在现有核电厂和改进型轻水堆中，许多安全相关系统设计为能动系统。
与这些核电厂设计不同，AP1000压水堆的设计全面采用非能动安全系统来缓解事故。
非能动安全系统执行安注、余热导出以及安全壳冷却功能，其驱动全部依靠自然循环，包括重力、对流以及贮存的能量。
这些系统中无泵类设备，阀门是仅需电池供电的气动阀或使用压差的止回阀，并且除有限的供安全相关隔离功能（如安全壳隔离）的系统外，一切能动安全设计均为非安全相关。
此外，AP1000的设计也包括了一些用于供给电厂安全纵深防御的反应堆冷却剂补充和热导出的非安全相关的能动系统。
这些系统在电厂发生瞬态和严重事故时作为第一道防线，避免非能动安全系统不必要的频繁动作，减轻对非能动系统的压力。
美国电力研究院（EPRI）编制的ALWR用户要求文件（URD）的设计准则之一就是，要求不需要操纵员的动作或场外支持，由所有非能动系统在设计基准事情后72h后执行其非安全系统（能动系统）给安全系统补充或直接承担堆芯和安全壳热量导出的功能。
遵守URD的要求，可能用来供纵深防御能力的能动系统包括：化容控制系统、反应堆停堆冷却系统和备用给水系统、燃料水池冷却系统，以及支持这些系统运行的有关系统和结构，包括非安全级的备用柴油发电机、设备冷却水系统。
AP1000核电汽轮机保护配置的探讨罗吉江【摘要】汽轮机保护系统是汽轮机的重要组成部分,对汽轮机的安全稳定运行具有重要意义.对AP1000核电汽轮机保护系统的特点、配置进行了介绍,并对AP1000核电汽轮机保护系统配置的合理性进行了探讨.主要就汽轮机轴振保护、机械超速保护及主油箱低油位保护配置提出了优化建议,对AP1000核电汽轮机保护系统的完善具有一定的借鉴意义.【期刊名称】《热力透平》【年(卷),期】2019(048)001【总页数】4页(P61-64)【关键词】AP1000;核电汽轮机;保护配置;优化【作者】罗吉江【作者单位】山东核电有限公司 ,烟台265116【正文语种】中文【中图分类】TK264.2AP1000核电技术是我国引进美国西屋公司的第三代核电技术，核岛反应堆是采用非能动理念模块化建造的两环路压水堆，首批依托项目的常规岛汽轮发电机组为哈动-三菱联合公司提供的1 000 MW级核电机组。
汽轮机是由1个高压缸、3个低压缸组成的凝汽式半速汽轮机，没有中压缸。
每个汽缸的通流部分均采用双分流对称布置。
机组共有4个高压主汽阀、4个高压调节阀、6个再热主汽阀和6个再热调节阀[1]。
AP1000核电厂的仪表控制系统为数字化分布式控制系统，采用了西屋的Common Q 和Ovation两种平台。
Common Q平台属1E级，用于实现安全仪控功能，设备能够满足抗震要求；Ovation平台属非1E级，是全数字化控制系统平台，为分布式控制系统(Distributed Control System, DCS)。
Ovation系统由Emerson公司设计和开发，具有监视电厂实时状态、分散电厂信息及电厂过程控制等功能，可以实现电厂启动、升功率、功率运行及停堆等功能。
汽轮机控制与诊断系统(TOS)被纳入一体化的Ovation平台，由汽轮机监测系统(TSI)、汽轮机控制系统(MTC)、汽轮机保护系统(MTP)和汽轮机状态监测及故障诊断系统(TDM)组成[2]。
