浅谈AP1000核电厂安全级仪控系统
1 概述
AP1000核电厂采用了全数字化仪控系统，其中保护和安全监测系统（PMS）属于安全级，其余均为非核安全级。PMS系统为电厂提供反应堆停堆、专设安全设施、核级数据处理三大主要功能。PMS系统直接关系到核电站的安全运行，是AP1000机组中最为重要的仪控系统，因此该系统现场安装的全过程需要高度关注。
2 PMS安装工程分类及施工要点
PMS系统安装的实体工作可分解成三大类：处理机柜、电缆与光缆、中子探测器。
2.1 处理机柜
PMS总共包含39个DCS（集散控制系统）标准机柜，尺寸约为700*750*2300（宽*深*高），按照功能分为NIC（核仪表子系统柜）、BCC（双稳态逻辑处理器柜）、ILC（符合逻辑处理器柜）、MTP（检修试验柜）、QDP（核级数据处理子系统柜）、SVC（爆破阀控制子系统）、SOE（顺序事件记录柜）。PMS机柜按照不同的安全序列分别布置在辅助厂房内的6个房间内，成排布置。
PMS属于精密电子设备，对安装环境的要求高，温度必须控制在10℃～25℃、相对湿度控制在20%～75%、空气中无粉尘和腐蚀性气體。AP1000首堆工程中，现场参照ASME NQA-1的标准，在PMS房间建立了增强的Ⅲ级清洁区，不仅对进入人员、进入材料、区域内的焊接、切割、打磨等动火作业加以控制，还专门设置了临时空调、除湿机、吸尘器等设施改善安装环境。
PMS机柜的安装过程大体包括五个步骤：（1）卸车。按照核电厂物项分类原则，有抗震要求的PMS机柜属于B类物项，卸车时应十分注意机柜顶部吊耳的受力均衡性，以防止机柜结构变形。为此，首堆工程中采用了一种方形平衡梁，并与其他辅助吊具一起进行了150%静载试验；（2）引入房间。PMS机柜要求竖直搬运，但受限于厂房内门洞高度，通过时需要倾斜。此时应注意倾斜时必须确保柜门在两侧而不至于受压变形。首堆工程中专门设计了一种翻转运输小车，为提高厂房内搬运效率；（3）调平。PMS机柜在房间内的调整主要依靠滚杠，由于房间顶部的电缆桥架较为密集，借助葫芦等吊具的辅助是十分有限的。调整期间必须始终保持柜门关闭，以防止异物进入损伤内部电子元件。成排机柜调平后应及时锁紧柜间螺栓，之后进行机柜与地面的连接；（4）就位与接地。PMS机柜可采用螺栓固定或者焊接固定两种方式，在就位过程中若遇到预埋件不平整问题，可根据间隙选择采用垫块或者垫片加以调整。首堆工程中采用的是焊接方式，即在机柜基座的正面与背面以长度不小于3英寸、焊角高度不小于1/4英寸的要求进行焊接。为了防止机柜内电子元件损伤，焊接前必须确保接地可靠；（5）柜内部件装配。除了柜间的连接电缆外，PMS机柜安装期间几乎不需要对内部元件进行装配，而柜间电缆主要分为预制插头和预制端子两种，安装时应当避免遮挡控制器散热通道。
数字化仪控系统对比模拟化仪控系统的优点
1.具有很好高的控制精确性和很强大的逻辑运算处理、计算能力，能显著提高了仪控系统的综合性能，完成以往模拟仪控系统所无法实现的复杂逻辑运算处理和计算功能；
2.以通信网络连接各系统设备，大大减少了连接电缆的数量，提高了数据传输的可靠性；
3.能方便有效的实现具有多重冗余、故障安全和容错等功能，提高了系统可用性和可靠性；
4.能方便、有效的实现具有系统在线检查和自诊断功能，有助于故障分析和判断；
5.系统扩展灵活性好、可组态性强，便于维护；
6.具有强大的数据处理、数据和存储能力，改善了人机接口。
核电厂数字化仪控系统功能设计原则
故障安全原则；
单一故障原则；
多样性原则；
独立性原则；
冗余性原则；
共模故障最小原则；
节能降耗原则；
经济性原则。
(1) 单一故障准则
满足单一故障准则的设备，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。保护系统可采用模块化的模件技术及冗余技术，增强系统的可靠性及减少 共模故障出现的几率，还应符合可试验性和可维修性原则。对于构成核电厂设计的每 个安全组，都必须运用单一故障准则。安全组是用以完成各项为抑制特定假设始发时 间的后果使之不超过设计基准所规定限值所需要的动作的设备组合[7]。
(2) 冗余性
为完成一向特定安全功能而采用多于最少套数的设备，即冗余性，它是提高安全重要系统的可靠性并借以满足单一故障准则的重要设计原则[8]。为了满足冗余性的 要求，可采用相同的或不同的部件。
(3) 多样性
采用多样性原则能减少某些共模故障的可能，从而提高某些系统的可靠性[9]。设计应研究安全重要系统潜在的共模故障原因，以确定能有效应用多样性原则的场合。 同时给出安全重要系统的多样性分组。
共模故障是这样一些故障，即当它们发生时，某单一事件能阻止多重的和类似 的部件按照设计的那样工作。
Ｎｕｃｌｅａｒ Ｐｏｗｅｒ Ｔｅｃｈｎｏｌｏ
核哇三技术
核电厂数字化仪控系统
结构比较分析
王远隆
（中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家级重点实验室，四川 成都６１００４１）
摘要：采用比较方法，分别从核电厂的特殊性、系统分层原理、仪表性能等方面针对几个核电厂数
字化仪控系统结构作了对比分析，并从中提出在核电厂设计和应用这类系统时需要注意的问题。
关键词：核电厂；数字化；仪控系统
中图分类号：ＴＬ８１文献标志码：Ａ文章编号：１６７４—１６１７（２０１ １）０３～０２１２—０８
Ｃｏｍｐａｒａｔｉｖｅ ａｎａｌｙｓｉｓ ｏｎ ｔｈｅ ｄｉｇｉｔｉｚｅｄ Ｉ＆Ｃ ｓｙｓｔｅｍ
ａｒｃｈｉｔｅｃｔｕｒｅｓ ｉｎ ｎｕｃｌｅａｒ ｐｏｗｅｒ ｐｌａｎｔ
ＷＡＮＧ Ｙｕａｎ－ｌｏｎｇ
（Ｎａｔｉｏｎａｌ Ｋｅｙ Ｌａｂｏｒａｔｏｒｙ ｏｆ Ｒｅａｃｔｏｒ Ｓｙｓｔｅｍ Ｄｅｓｉｇｎ Ｔｅｃｈｎｏｌｏｇｙ，Ｎｕｃｌｅａｒ Ｐｏｗｅｒ
Ｉｎｓｔｉｔｕｔｅ ｏｆ Ｃｈｉｎａ，Ｃｈｅｎｇｄｕ ｏｆ Ｓｉｃｈｕａｎ Ｐｒｏｖ．６１００４１，Ｃｈｉｎａ）
Ａｂｓｔｒａｃｔ：：Ｉｎ ｔｈｉｓ ｐａｐｅｒ，ｔｈｅ ｄｉａｉｔｉｚｅｄ Ｉ＆Ｃ ｓｙｓｔｅｍ ａｒｃｈｉｔｅｃｔｕｒｅｓ ｉｎ ｎｕｃｌｅａｒ ｐｏｗｅｒ ｐｌａｎｔ ａｒｅ
ｃｏｍｐａｒａｔｉｖｅｌｙ ａｎａｌｙｚｅｄ ｉｎ ｔｅｒｍｓ ｏｆ ｓＩ￣ａｌｔｙ ｏｆ ｎｕｃｌｅａｒ ｐｏｗｅｒ ｐｌａｎｔ ｆｅａｔｕｚｅ，ｓｙｓｔｅｍ ｈｉｅｒａｒｃｈｙ
ｐｆｉｎｄｐｌｅ，ｉｎｓｔｒｕｍｅｎｔ ｐｅｒｆｏｒｍａｎｃｅ，ｅｔｃ．Ｔｈｒｏｕｇｈ ｔｈｅ ｃｏｍｐａｒａｔｉｖｅ ａｎａｌｙｓｉｓ，ｋｅｙ ｐｒｏｂｌｅｍｓ ａｒｃ
ｐｏｉｎｔｅｄ ｏｕｔ ｆｏｒ ｔｈｅ ｄｅｓｉｇｎ ｏｆ ａｎｄ ａｐｐ￣ｃａｔｉｏｎ ｔｈｅ ｄｉｇｉｔｉｚｅｄ Ｉ＆Ｃ ｓｙｓｔｅｍ ｏｆ ｎｕｃｌｅａｒ ｐｏｗｅｒ ｐｌａｎｔ．
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操纵员培训内容
一、核电基础理论培训（培训学时：不少于360学时）
序号 培训项目/课程 学时 主要培训内容
1 反应堆物理 80 1.原子结构、同位素、核截面和核反应率等
2.中子慢化和扩散
3.核反应堆临界理论
4.反应性随时间变化
5.温度效应和反应性控制
6.核反应堆动力学
7.核燃料循环和堆芯燃料管理概述
8.反应堆物理启动、临界试验、停堆后再启动等
2 热工水力学 80 1.热力学单位和特性、温度、显热、比热等热力学基础
2.理想气体的性质、理想气体比热力学能与比焓等热力学过程
3.卡诺循环、朗肯循环、热力循环效率等热力循环及核电厂主要热力过程
4.导热、对流、换热等传热学基础
5.流体性质、伯努利方程等流体力学
6.核燃料、包壳材料、冷却剂及其热物性
7.反应堆内的释热：核裂变产生的能量及其在堆芯内的分布、燃料棒和堆芯释热计算等
8.反应堆传热：反应堆内热量传输、燃料元件和堆内部件的传热及温度分布等
9.稳态工况下反应堆流体力学分析：单向流、两相流、自然循环等
10.堆芯稳态热工水力设计：单通道模型的反应堆稳态热工设计、子通道分析模型等 — 2 — 序号 培训项目/课程 学时 主要培训内容
3 核电厂辐射
防护 32 1.原子结构、放射性及其衰变规律、辐射和辐射量等基本概念
2.辐射探测基础
3.辐射防护基础
4.核电厂辐射与防护
5.辐射监测
6.放射性废物管理等
4 核电厂材料 24 1.核电厂材料分类、核电厂主要部件材料等
2.材料物理、机械、腐蚀性能等材料性能
3.核燃料材料
4.包壳材料
5.结构材料：压力容器材料、奥氏体不锈钢等
6.反应堆其他材料：控制材料、慢化和反射材料、冷却剂材料等
7.老化管理和失效分析基础等
5 核电厂水化学 24 1.水化学基础理论
2.腐蚀及其防护
3.化学补偿控制
4.冷却剂辐射化学
5.系统的水化学准则
6.水处理工艺和系统
