三代非能动核电站稳压器压力控制特点浅析

核电厂稳压器电加热器自动控制研究******************，海南三亚572000摘要：压水堆核电站一回路启动时需先给一回路充水，一回路满水待条件满足后通过稳压器（PZR）内的加热器将稳压器内冷却剂加热至饱和状态并建立汽腔。

稳压器建汽腔的目的在于更好地控制一回路的压力，同时为一回路水装量提供一定缓冲。

目前核电厂的稳压器建汽腔过程中，通过操纵员的经验手动控制加热器的投退形成汽腔，汽腔形成后通过加热器/喷淋阀的控制来稳定并逐步提升一回路压力至正常运行值。

关键词：核电厂稳压器；电加热器；自动控制引言随着现代工业发展的加快和人民生活质量的不断提高，电器的使用在国民经济的许多部门和人民生活的各个方面都有所增加，为人民带来了真正的便利，促进了经济的迅速和健康发展发电厂正常运行时，为了使核电站和核电站高温区的内部温度保持在设备正常运行、人员健康和安全规定的限度内，需要启动电动转发器来加热进气电力加热在核电站得到广泛和大量的使用。

如果发现加热损坏，只需更换加热元件就能解决问题，根本无法解决问题，必须找出根本原因，以便采取更有针对性的解决办法。

1稳压器电加热器设备稳压器加热器和喷淋阀是稳压器压力控制系统的主要设备。

稳压器电加热器的基本功能是与稳压器喷淋相互配合，控制和调节反应堆冷却剂系统（RCP）压力。

稳压器内主要有比例式加热器和通断式加热器。

1）比例式加热器003/004RS：比例式电加热器主要在稳压器内压力小幅度波动时起作用，用于补偿PZR容器的散热以及连续喷淋带来的热损失。

2）通断式加热器001/002/005/006RS：通断式加热器用于反应堆启动或瞬态过程，主要考虑在机组各种瞬态扰动下对一回路压力进行补偿和调节。

2温度控制系统设计分析(1)工艺控制系统的基本要求:工艺控制系统(称为设定值)的输入保持不变时，整个系统应处于相对平衡状态，调整后的参数应保持在允许的设定值或偏差范围内。

当所有内部和外部生产因素和条件都发生变化时，需要对正常生产进行干扰，调整后的参数将与原始参数发生变化，工艺控制系统是不断克服不同类型干扰的影响，以便调整后的参数能够恢复到原始参数主要操作方法如下:风机从进气管中抽出空气，分别通过冷却器和电流器获得压力和温度符合技术要求的空气。

第三代核电厂主蒸汽隔离阀控制改进建议摘要：主蒸汽隔离阀（MSIV）是核电厂重要安全设备之一，事故情况下可以迅速切断核岛与常规岛之间的连接，确保机组安全。

本文结合国内二代加堆型的主蒸汽隔离阀实际调试、运行、维修经验，对第三代核电AP1000堆型的主蒸汽隔离阀进行技术分析，分析两种堆型对主蒸汽隔离阀的设计、运行要求，提出对三代核电主蒸汽隔离阀的改进建议，确保核电厂安全。

关键词：主蒸汽隔离阀；AP1000堆型；分析改进作为核电厂核岛隔离边界的重要设备，主蒸汽隔离阀（MSIV）是核电厂重要安全设备之一，事故情况下可以迅速切断核岛与常规岛之间的连接，确保机组安全我国核电厂一般采用平行式闸阀作为主蒸汽隔离阀，执行机构采用气液控制，又一个氮气贮罐和一个与其相连接的液压缸组成：正常工况下，通过排出执行机构中的液压流体来关闭阀门；开阀时，通过泵将液压流体打入执行机构，克服氮气压力和阀门自动，打开阀门；氮气贮罐确保阀门快关功能的重要设备。

这种气液控制的主蒸汽隔离阀具有丰富的核电厂使用经验，可靠性高。

在主蒸汽隔离阀的控制系统上，AP1000第三代核电遵循非能动简化的设计理念，在确保安全的情况下对主蒸汽隔离阀的控制系统进行了修改，简化了阀门的结构和控制逻辑，取消了专用PLC机柜，将主蒸汽隔离阀的控制纳入全厂统一DCS控制系统中，确保了全厂仪控系统的统一性，方便核电厂维修人员进行后续管理，提出以下三条阀门控制改进建议：1.增加MSIV开阀允许条件：根据核电厂操作规程，当准备开启主蒸汽隔离阀前，需要进行主蒸汽管道暖管工作，通过打开主蒸汽隔离阀的旁路阀，将阀门前后的管道充满高温高压的蒸汽，压力达到一定值。

这么做的原因是因为主蒸汽管道截面积较大，所以主蒸汽隔离阀瓣面积也较大，如阀门前后存在差压时开启阀门，阀瓣在上升过程中会受到强大的差压力和蒸汽流质的冲击力，导致阀瓣弯曲变形，影响阀门的正常功能甚至危害机组安全。

在核电厂运行规程中，需操作员确认蒸汽管道暖管成功后，才可手动发出开阀命令，打开主蒸汽隔离阀。

方家山核电机组主给水除氧器压力控制方家山核电站位于中国湖南省常德市桃源县，是我国首批自主设计、建造和拥有完全自主知识产权的第三代核电站。

作为核电站系统中的重要组成部分，核电机组主给水除氧器在核电站中起着至关重要的作用。

本文将重点介绍方家山核电机组主给水除氧器的压力控制，分析该系统在核电站运行中的重要性和应用。

方家山核电机组主给水除氧器是核电站中的重要设备，其主要功能是将给水中的氧气和其它不良气体除去，以保证给水中的氧含量符合要求。

主给水除氧器通过化学方法将给水中的氧气和其它气体转化成不易挥发的物质，从而达到除氧的目的。

在核电站中，主给水除氧器不仅可以保证给水中的氧含量符合要求，还可以减少热传输系统中的氧化腐蚀，延长设备的使用寿命，提高系统的稳定性和可靠性。

主给水除氧器对核电站的安全运行和设备寿命起到了至关重要的作用。

在核电站中，主给水除氧器的压力控制是非常关键的。

主给水除氧器的工作压力需要始终保持在一个合适的范围内，以确保其正常工作和除氧效果。

一般来说，主给水除氧器的工作压力由系统设计参数和运行条件综合确定，需要根据实际情况进行调整和控制。

在方家山核电站，主给水除氧器的压力控制采用先进的自动控制系统，可以根据实时数据对主给水除氧器的压力进行实时调整和控制，以保证其处于最佳工作状态。

主给水除氧器的压力控制原理主要包括以下几个方面：1. 系统设计参数的影响：主给水除氧器的设计参数直接影响其工作压力的控制。

设计参数包括主给水除氧器的尺寸、结构、材料等，这些参数将影响其最大承受压力和安全工作范围。

在设计阶段，需要对主给水除氧器进行充分的计算和分析，以确定其最佳的设计参数，从而为后续的压力控制提供基础。

2. 运行条件的影响：主给水除氧器的工作压力还受到系统运行条件的影响。

系统运行条件包括主给水流量、温度、压力等因素，这些因素将直接影响主给水除氧器的工作状态和压力变化。

在实际运行中，需要根据系统运行条件对主给水除氧器的工作压力进行实时调整和控制，以满足给水除氧的要求。

AP1000第三代核电站主回路管道和稳压器PZR
第三代核电 2009-09-29 19:22 阅读34 评论0
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1. AP1000的主回路有2个环路，每个环路有1条内径为31″的热段管，2条内径为22″的冷段管，其中一
个环路上有1条螺旋形稳压器波动管。

2. M310的主回路有3个环路，每个环路有1条内径为28″的热段管，1条内径为28″的冷段管，1条内径
为28″的交叉段管，其中一个环路上有1条Ω形稳压器波动管。

3. AP1000的稳压器容积约59立方米，M310约39立方米。

容积增加，相应瞬态响应能力增强，可减少
停堆事件发生频率，并有利于限制事件发展。

4. AP1000中与主回路相连的系统减少，如取消传统设计中的高压安注和低压安注系统。

摘录自：《非能动安全先进核电厂AP1000》《AP1000设计成熟度及对中广核工程适应性研究报告。

2011年7月第21期科技视界SCIENCE &TECHNOLOGY VISION 科技视界Science &technology vision目前,世界各国除了对正在运行的第二代机组进行延寿与补充性建一些二代加的机组外,接下来新一批的核电建设重点是采用更安全、更经济的先进第三代核电机组。

我国国家引进的美国非能动AP1000核电站属于第三代核电站的非能动型核电厂。

资料图院AP1000效果图第三代核电站的安全性和经济性都将明显优于第二代核电站。

世界各国除了对正在运行的第二代机组进行延寿与补充性建一些二代加的机组外,接下来新一批的核电建设重点是采用更安全、更经济的先进第三代核电机组。

AP1000的优劣我国国家引进的美国非能动AP1000核电站属于第三代核电站的非能动型核电厂,广东核电集团公司引进的法国EPR 核电站属于第三代核电站的改进性核电厂。

AP1000核电厂在安全系统设计上的最大创新点着眼于“非能动”。

在发生自然灾害或者意外事故的情况下,机组可利用自然物理现象,即重力、自然循环(蒸发、冷凝和密度差)等,驱动应急堆芯冷却系统及其他安全系统,从而防止发生类似福岛核电站因断电而导致的一系列危机状况。

这一机型拥有的其他优势还包括:设计寿命为60年,比二代核电技术的设计寿命长20年;反应堆燃料元件换料周期为18个月,而采用二代技术的机型周期则是12个月;此外,由于简化了核岛系统,并采用模块化设计和建造,AP1000的建设工期也得以缩短。

由此看来,相比二代技术,AP1000确实在理论设计方面显现出不少优势,然而因为缺乏工程实践,这一机型的安全性也不可避免地受到了质疑。

优势:安全性:核电站安全目标有两个指标,一是反应堆堆芯熔化率(简称堆熔概率),二是大规模释放放射性物质的概率(简称释放概率)。

如果以每核反应堆每年来计算的话,二代堆的堆熔概率为10-4,也就是每堆每年出现万分之一的可能性;而释放概率为10-5,也就是每堆每年有10万分之一的可能会发生核物质大规模释放。

先进三代核电机组甩负荷至厂用电试验瞬态分析先进三代核电机组是指使用先进的核能装置技术的第三代核电机组，具有更高的安全性、可靠性和经济性。

在核电站运行过程中，由于各种原因，可能会出现电网负荷突然减少或增加的情况。

为了保证核电机组的安全稳定运行，需要进行甩负荷至厂用电试验，即将部分核电机组的负荷切换至核电厂自用电中进行试验。

甩负荷至厂用电试验是核电机组试运行阶段的一项重要工作，通过这项试验可以验证核电机组在实际运行中的负荷调整能力、稳定性和可靠性。

通过分析试验过程中的瞬态响应，可以评估核电机组在应对突发负荷变化时的动态响应能力。

试验开始时，首先需要对核电机组进行预调负荷，即将负荷调至试验前确定的预期值。

然后，通过调节核电机组的控制参数，使得核电机组负荷逐步调整至试验目标。

在负荷调整过程中，需要监测并记录核电机组的各参数，包括功率、转速、压力、温度等。

在试验过程中，可能会出现瞬态事件，如突发的负荷增加或减少。

这时，核电机组需要迅速响应，调整自身的负荷以适应新的工作条件。

瞬态事件的发生可能会产生较大的冲击力，并对核电机组的运行产生一定的影响，因此需要对这些瞬态事件进行分析。

瞬态分析是对试验过程中发生的瞬态事件进行详细分析和评估的过程。

需要对瞬态事件的性质和原因进行分析，确定其对核电机组的影响程度。

然后，根据瞬态事件的特点，进行相应的计算和仿真模拟，评估其对核电机组的影响。

根据分析结果提出相应的改进措施，以提高核电机组在瞬态响应方面的性能。

瞬态分析的一个重要方面是考虑核电机组的保护系统。

在瞬态事件发生时，保护系统能够及时发现并切断故障电路，保护核电机组的安全运行。

在瞬态分析中需要对保护系统的性能进行评估，确保其能够有效地识别和应对瞬态事件。

2021年12期创新前沿科技创新与应用Technology Innovation and Application压水堆核电站稳压器控制策略研究*曹华宇，段宇*，谢文俊，于汇辰，郑旭，徐良晨，张宇（南京工程学院能源与动力工程学院，江苏南京211167）稳压器一回路系统中的压力能够按照设定的工况或者稳定工况及时进行调节，这样才能确保核电站运行的安全性，所以稳压器控制系统将其中的压力调节在指定范围内（工况压力在15.5MPa 附近）就显得尤为重要。

同样水位的控制也是如此。

传统的PID 控制器不依懒于控制对象的精确模型，具有控制原理简单、容易实现，实用性强的特点，只需要确定比例增益、积分增益、微分增益并进行适当的参数整定即可设计出一个PID 控制器。

在机电、化工、机械等行业都有广泛的应用。

但是稳压器是一个非线性、时变且易受干扰的复杂系统，由于PID 控制器本身的不足，会使得动态偏差较大导致超调量变大进而影响核电站运行的稳定，且不能满足实时工况的动态调节，控制效果不尽人意，达不到理想要求。

因此出现了许多新型的控制策略，例如自抗扰控制器，智能控制，模糊PID 控制等等。

本文基于生物的免疫系统设计出免疫PID 控制器并对其进行仿真研究。

仿真结果显示，免疫PID 控制器能够提高稳压器压力和水位控制系统的稳定性，减小动态偏差，缩短调节时间，优于传统的PID 控制器。

1稳压器与常规PID 参数整定稳压器在压水堆核电站一回路中起着举足轻重的作用，不仅对压力进行实时控制同时又提供超压和低压保护。

核电站中常用的稳压器有气罐式和电热喷雾式两种，它们的结构以及原理都不同。

气罐式稳压器结构简单，辅助设备少，维护管理更为方便，在早期核电站中广泛使用。

但在压缩空气和提高惰性气体的时候易造成泄露，并且易溶于水，从而造成系统和设备的腐蚀，安全性能大大降低。

所以为了提高核电站运行的安全性和减少公众对核问题的担忧，如今在大功率核电站中都使用电热喷雾式稳压器[1]。

AP1000多样化驱动系统的若干方面思考AP1000是西屋公司开发的第三代非能动先进压水堆核电站，其与传统的压水堆核电站最大的不同，就是其采用了“非能动”技术，而爆破阀正是实现非能动系统触发的关键设备之一。

DAS提供了触发专设安全设施包括爆破阀的功能。

本文将对AP1000核电站DAS中爆破阀的控制驱动方法进行分析，并对其中的硬件延时模块存在的隐患提出改进措施。

1 DAS系统及爆破阀简介1.1 DAS系统简介AP1000的DAS是一个非安全相关系统，它使用与保护和安全监测系统（Protection and Safety Monitoring System，PMS）不同的专用工艺仪表、信号处理单元、先进逻辑处理平台、2oo2的逻辑运算、驱动装置来实现如下功能：（1）自动反应堆停堆、跳机以及自动触发安全专设的功能；（2）手动反应堆停堆、跳机以及手动触发安全专设的功能；（3）电厂关键参数的监测功能。

PMS从设计的角度防止了共模故障的发生，不过，万一发生小概率的共模故障时，DAS将提供一个后备保护。

DAS整定值和延时的设计策略是：在PMS有机会发挥其设计功能之前，DAS所有的自动停堆及安全专设功能将不会触发。

1.2 爆破阀简介爆破阀是AP1000核电机组特有的设备。

此类阀门具有无泄漏、耐高压、耐腐蚀等特点。

上述特点使其在正常运行时，可以保证阀门本体零泄漏，从而能够可靠地应用在主回路上，承担系统一次压力边界功能。

爆破阀所在处的系统压力过高，一般的操作动力机构不足以保证阀门可靠开启。

所以只能采用炸药定向爆破技术，克服阻力，迅速有效地打开阀门。

AP1000电站中共有12个爆破阀，分为4组，分别为自动卸压系统第4级（ADS-4）的4台14”爆破阀，打开爆破阀，实现对反应堆冷却剂系统的卸压；安全壳内置换料水箱注入（IRWST Injection）的4台8” 爆破阀，打开爆破阀，IRWST的水靠重力向反应堆堆芯注水；安全壳再循环至反应堆的2台8”爆破阀，打开爆破阀，实现对堆芯的长期冷却；IRWST疏水至安全壳的2台8”爆破阀，打开爆破阀，实现对堆芯的长期冷却。

三代非能动核电站1E级直流配电设备鉴定试验要求及抗震试验研究摘要：以三代非能动核电站1E级直流及UPS系统（IDS）中的1E级直流配电设备为例，根据其运行环境条件、安全功能，阐述了安装在和缓环境下安全级直流系统设备的鉴定试验程序要求，分析了1E级直流配电设备存在的显著老化机理，并结合抗震试验要求，提出1E级直流配电设备样机结构设计要点。

关键词：IDS；1E级直流配电设备；老化机理；抗震试验Qualification and Design Point of Class 1E Switchboard of CAP Nuclear Power Plant(1.Shanghai Power Equipment Research Institute,Shanghai,200240，China）Abstract：According to operating environmental condition and safety function of Class 1E Switchboard which used in the Class 1E Direct Current System (IDS) in Active Nuclear plant, whether there was obvious aging factor in 1E Switchboard was discussed. And according to the seismic of qualification, some design point of class 1E switchboard was put forward.Key words：IDS; 1E Switchboard; Aging factor; Seismic0 引言由于三代非能动核电站采用了最高标准的安全设计，所以对核电设备的设计和鉴定也提出了更高的要求。

例如，三代非能动核电的抗震试验将地震反应谱的上限频率扩展到了100Hz，且零周期加速度ZPA水平最大值达到1.74g g为重力加速度，垂直最大达到1.63g，这些要求远高于目前二代改进型机组抗震鉴定的要求[1]。