AP1000反应堆控制系统特点分析
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AP1000反应堆功率控制系统棒联锁逻辑分析'AP1000反应堆功率控制系统棒联锁逻辑分析1 概述反应堆功率控制系统用于维持和调节反应堆堆芯参数在设计要求范围内,以确保反应堆按照电厂功率要求输出热功率。
作为主要过程控制系统之一,反应堆功率控制系统的控制逻辑设计对电厂稳定运行至关重要。
AP1000反应堆功率控制系统包括两个子系统:反应堆冷却剂平均温度(Tavg)控制子系统和反应堆轴向功率偏移(AO)控制子系统(以下简称Tavg控制和AO控制)。
Tavg 控制响应二回路负荷要求,根据一回路工艺过程实测温度值与二回路要求值之间的偏差计算并输出控制,调节反应堆功率控制棒组(M棒组)按一定速率(8步/分至72步/分)在堆芯移动,从而实现维持或调节反应堆冷却剂平均温度在程序设定值的目的,Tavg控制即反应堆输出热功率控制。
AO控制根据堆外核测仪表所测的反应堆上下部功率之差(反应堆功率轴向偏差)与系统设定偏差带之间的偏移量来计算并输出控制,调节反应堆轴向功率偏移控制棒组(AO棒组)按固定速率(8步/分)在堆芯移动,从而维持轴向功率偏差在要求的偏差控制带内。
反应堆稳定运行及瞬态过程中,Tavg控制子系统和AO控制子系统同时独立采集不同的堆芯参数,响应不同的控制要求,逻辑上独立运算,最终输出控制指令至棒控系统不同类型的控制棒组。
在系统功能设计上两者相对独立,但在实际控制执行中,两者存在逻辑接口。
西屋原设计中两个子系统的逻辑接口包括:(1)在控制棒交换过程中,AO控制棒将执行Tavg控制指令,此时仅执行Tavg控制。
(2)在M棒移动过程中,AO棒的移动将被闭锁,直至M棒动作(Tavg调节)结束。
接口1:是AP1000反应堆控本文由联盟收集整理制过程中的周期性操作,本文不做分析。
接口2)即为实现M棒组动作优先于AO棒组动作的棒联锁设计,M棒动作指令将直接作为闭锁AO棒移动的条件之一,本文重点对此联锁设计进行分析。
AP1000的特点和优势及其在我国的应用南华大学核资院工程学院资勘102班AP1000是西屋公司在已开发的非能动先进压水堆AP600的基础上开发的。
为Advanced Passive PWR的简称,1000为其功率水平(百万千瓦级),该堆型为西屋公司设计的3代核电堆型。
现在对核电站的反应堆分为四代:第一代(GEN-I)核电站是早期的原型堆电站,即1950年至1960年前期开发的轻水堆(light water reactors, LWR)核电站,如美国的希平港(Shipping Port)压水堆(pressurized-water reactor, PWR)、德累斯顿(Dresden)沸水堆(boiling water reactor, BWR)以及英国的镁诺克斯(Magnox)石墨气冷堆等。
第二代(GEN-Ⅱ)核电站是1960年后期到1990年前期在第一代核电站基础上开发建设的大型商用核电站,如LWR(PWR,BWR)、加拿大坎度堆(CANDU)、苏联的压水堆VVER/RBMK等。
目前世界上的大多数核电站都属于第二代核电站。
第三代(GEN-Ⅲ)是指先进的轻水堆核电站,即1990年后期到2010年开始运行的核电站。
第三代核电站采用标准化、最佳化设计和安全性更高的非能动安全系统,如先进的沸水堆(advanced boiling water reactors, ABWR)、系统80+(9system 80+)、AP600、AP1000、欧洲压水堆(European pressurized reactor, EPR)等。
第四代(GEN-Ⅳ)是待开发的核电站,其目标是到2030年达到实用化的程度,主要特征是经济性高(与天然气、火力发电站相当)、安全性好、废物产生量小,并能防止核扩散。
美国能源部成立的“近期项目实施组”(NTDG)在2002年提出的“美国2010年部署新核电厂的路线图”评审报告中对已经出笼的GE的ABWR 和ESBWR,西屋的AP600和AP1000和IRIS,Exelin的PBMR.法玛通的SWR1000 ,GA的GT-MHR)从设计深度、获得安全当局批准的能力、现实基础条件的匹配性、安全经济性能能的可信度等进行评价时只有ABWR一种机型评为一级,AP1000及其他机型等为二等[1]。
AP1000核电技术特点介绍2009-03-23 17:20AP1000是西屋公司开发的一种两环路1000MWe的非能动压水反应堆核电。
与传统的PWR安全系统相比,非能动安全系统要简单得多,它们不需要现有核电站中那些必不可少、种类繁多的安全支持系统,如相关的安全级交流电源、HVAC(加热、通风、空调系统)、冷却水系统以及安装这些部件的抗震厂房。
非能动安全系统的采用和系统的简化,减少了运行人员的操作。
通过这些设计改进,AP1000机组的安全性得到了显着的改进,其堆芯熔化概率3×1.0×10-7/堆年,远低于URD要求的1.0×10-5/堆年,进一步将AP600“非能动”理念引入压水反应堆设计,使得设计大大简化、安全性提高、投资有所降低、设计与性能特点满足用户要求文件(URD)的要求。
AP1000的设计满足用户对具有非能动安全性能的先进轻水堆的要求(URD),具有第三代先进轻水堆的简单性、安全性、可靠性和经济性的特点。
AP1000 的主要性能特点是系统简化、非能动安全、数字化仪控和模块化建造,主要设计目标包括:机组额定电功率:≈1000MWe电站设计寿命:60年堆芯损坏频率:<1.0×1E-5/堆年严重事故下大量放射性物质释放至环境的频率:<1.0×1E-6/堆年换料周期:18个月另外,AP1000的设计目标还包括从设计、认证、建设、运行、检测和维修等方面提供一个尽可能简化的核电站。
模块化建设由于初投资大,因此核电发电成本对建设期的长短非常敏感,现有核电站的建设期太长就成为新建核电站在财务上的主要障碍之一。
为此,AP1000将实行一种新的建设模式——虚拟建造技术和模块式建设方式。
虚拟建造技术是利用虚拟现实技术的思想将三维工厂设计技术与施工进度计划管理结合在一起,以实现对AP1000的建造进行可视化计划编制和可视化进度仿真及优化的一项新技术。
采用这项技术,有可能大幅度地提高核电厂施工现场的平行施工能力和工作效率,实现模块化设计和模块化施工,达到缩短AP1000施工工期的目的。
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。