【文档说明】核电站仪表岗前培训第一章至第三章.pptx，共(71)页，896.941 KB，由精品优选上传

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核电站测量仪表授课教师苏杰第一章核电站仪表和控制系统概述1.1压水堆核电厂基本结构及流程1.2核电厂仪表和控制系统的主要功能核电厂仪表和控制系统主要有三种功能：信息功能、控制功能和保护功能⚫信息功能：监测核电厂的有关参数，及时提供给操作员；对数据进行处理和存储。信息功能主要包括1）监测反应堆的中子

通量水平及其变化率；2）监测堆内中子通量分布及温度场分布；3）监测核电厂的区域辐射剂量和工艺过程辐射剂量；4）监测核电厂的工艺过程参数；5）检测设备的状态、位置、运动速度；6）监测燃料元件包壳的破损；7）

监测冷却剂的纯度；8)监测反应堆及设备事故的状态；9）设备潜在故障的诊断及报警；10）供电的监测与报警；11）火灾的监测与报警；12）异常、故障或事故的声光报警；13）系统间的信息传输；14）计算机的信息处理及存储；15）环境监测。⚫控制功能

：控制核电厂在规定的工况下运行。主要包括：（1）现场控制；（2）远距离控制；（3）自动控制。●核电厂控制可分为两个部分：反应堆功率控制和过程控制主要的控制系统有：——反应堆功率控制系统；——一次冷却剂过程参数监测及控制系统；——二次冷却剂过程参数

监测及控制系统；——汽轮机控制及保护系统；——发电机控制及保护系统；——换料控制系统；——核电厂信息处理系统。⚫保护功能:用于保护核电厂、环境及人员的安全。当核电厂出现事故时，保护核电厂的主要设备、人员的安全，控制放射性对环境的

影响。主要包括：1）当核电厂出现异常瞬态事件时，立即触发安全停堆，防止瞬态事件的进一步发展；2）当核电厂出现事故时，除立即触发停堆外，还触发有关的专用安全设施动作，来终止或缓解事故的动作；3）设置安全连锁，防止因操纵员误操作而造成事故工况；4）对执行安全功能的设备进行

故障诊断，保证它们的安全功能不受影响。1.3压水堆反应性控制反应性定义为上一代与下一代中子数的相对变化，即增殖因数k上一代中子数新生一代中子数=k212NNN−=kk1−=1.3.1压水堆反应性效应压水堆中引起反应性变化的主要是燃料、慢化剂和毒物。1）燃料温度系数燃料温度的上升

导致燃料有效吸收截面增大，中子吸收增大。238U的燃料温度系数总是负的。2）慢化剂温度系数慢化剂水的温度升高，水膨胀，密度减小，慢化能力减弱，反应性变小；而硼毒作用将随硼密度减小而下降，使反应性增大。压水堆在功率运行时，要求慢化剂温度系数

是负的。3）慢化剂压力系数4）慢化剂汽泡系数5）中毒效应氙和钐吸收大量热中子而引起放映性的变化。1.3.2压水堆固有的自稳自调特性自稳性：反应堆出现内、外扰动时，反应堆能维持原功率水平的特性。例如反应堆引入一个正的反应性扰动，由于温度效应

产生一个负反应性，抵消了正反应性扰动。自调性：负荷变化时，反应堆自身能迅速达到热平衡。例如汽轮机负荷突然变化的过程，体现出压水堆的自调特性。1.3.3反应性控制的功能要求及措施1.反应性控制的目的反应性控制，就是采取各种有效的控制方式，在确保安全的前提下，

控制反应堆的剩余反应性。(1)满足反应堆长期运行的需要;(2)使反应堆在整个堆芯寿期内，保持平坦的功率分布，使功率峰因子尽可能的小;(3)适应外界负荷的变化;(4)反应堆出现事故,能通过保护系统迅速落棒停堆，并保持一定的停

堆浓度。2反应性控制方法常用控制棒组件、加装可燃毒物棒和在冷却剂中加入硼酸等联合的控制方法。（1）控制棒：用于控制反应堆快速的反应性变化。—停堆；—在功率运行范围内，由慢化剂温度变化引起的反应性变化；—由负荷变化引起的反应性变化：—与功率系数有关的

反应性变化等。（2）慢化剂中可溶性毒物控制在慢化剂中加入一定浓度的可溶性中子吸收剂B。通过调节溶液中硼酸浓度或溶液总体积来补偿反应性。硼酸浓度控制有自动补偿、稀释、快速稀释和加浓等方式。—伴随着反应堆的启动运行，由于从冷

态到热态运行中的温度变化以及燃耗、中毒等引起的比较缓慢的反应性下降，采用稀释的方法调节；—停堆、换料及补偿氙的衰变引起的反应性增加，需要加浓调节。（3）可燃毒物棒控制压水堆采用在堆内装入中子吸收截面较大的物质，把它作为固定不动的

控制棒装入堆芯，用以补偿堆芯寿命初期的剩余反应性。一般为含硼玻璃棒。在首次燃料循环开始时，它具有降低对慢化剂中硼酸浓度的要求的作用。在第一寿期终了换料时，可燃毒物棒就去掉。1.4压水堆核电厂负荷运行方式核电厂负荷运行方式主要有

两种：基本负荷（模式A)运行方式和负荷跟踪（模式G)运行方式1.基本负荷（模式A)运行方式2.负荷跟踪（模式G)运行方式两种模式的比较在机组采取比较缓慢的负荷跟踪运行时，可以采用模式A。这种情况下调硼操作所排出的慢化剂数量比采用模式G要少得多。而在快速的负荷跟踪运行时，情况正好相

反。在燃料循环末期，用模式A不可能进行快速的负荷跟踪运行。模式A适合于带基本负荷运行的机组，功率调节性能较差，但在运行过程中设备受到的热应力较小，这将无疑地有利于安全和机组的寿命。采用模式G功率调节系统操作方式，可以使机组具有灵活的功率调节性能。在任何情况下机组

可以参与负荷跟踪和电网调频运行。1.5压水堆核电厂稳态运行方案所谓核电厂稳态运行方案是指反应堆及动力装置在稳态运行条件下，以负荷功率或反应堆功率为核心，各运行参数，如，温度、压力和流量等应遵循的一种相互关系的特性。核电厂的输出功率PH与蒸汽发生器一次

侧和二次侧的温度差有如下联系：反应堆输出功率Pn可表示为核电厂运行的目标是使PH＝Pn)()(savgsHTTUAP−=2/)(chavgTTT+=)(chpnTTFCP−=核电厂稳态运行控制方案一般有三种：Tavg恒定运行模式，蒸汽发生器蒸汽压力Ps

恒定运行模式Tavg随功率变化运行模式。1.一次冷却剂平均温度恒定的运行方式⚫Tavg恒定运行模式是指压水堆核电厂一次冷却剂平均温度在整个功率范围内保持恒定不变的运行方式。⚫当一次冷却剂流量保持不变时，二回路的输出功率P2)(2savgTTKP−=这种运行方式的优点适应反应堆的

自调特性，稳定性好。另外，由于Tavg恒定，冷却剂容积变化小，稳压器的尺寸相对可以小。缺点要保持Tavg恒定不变，随着P2增加，Ts就要下降，因此Ps（蒸汽发生器压力）也要下降。蒸汽发生器出口温度Ts下降会使汽输机效率降低，Ps不能低于设计要求的最低值。2.蒸汽压力恒定的运行方式蒸

汽压力恒定是指在整个运行过程中，蒸汽发生器的蒸汽压力Ps保持不变，运行方式如图1-9所示。优点有利于汽轮机的运行缺点一次冷却剂的平均温度Tavg变化较大，它将产生如下后果：——必须采用一个比较大的稳压器；——一回路排出待处理的液体容量比较大；——调

节棒组件移动的范围较大。3.一次冷却剂平均温度随功率线性变化的运行方式平均温度随功率成线性变化的程序运行方式是一种热和机械制约之间的折衷方式。现在，大多数压水堆核电厂均采用此种稳态运行方案。Tavg随功率的变化可由下式描述：Tavg=Tav0+

KP21.6核电厂I&C系统设计准则由于核电厂的特殊性，决定了它的传感器及保护系统有特别的设计要求，而其它系统则与常规电厂无大的区别。1.核电厂I&C系统设计应满足的法规及要求下列文件的规定对I&C系统的设计起指导作用：1)HAF102核电厂设计安全规定；2）HAF102/10核电厂保

护系统及有关设施;3）HAF102/14核电厂安全有仪表和控制系统。I&C系统设计中应考虑满足单一故障准则、故障安全准则以及多样性和独立性等要求，实现系统的可维修性，保证系统安全可靠实行。2.传感器1）

传感器的分类传感器按下列三个准则分类：a）是否属于保护系统；b）是否属于安全级即1E级；c）有无抗地震要求。2)传感器的环境条件传感器必须能经受安装位置的环境影响，特别是事故和事故后的环境对传感器的影响。3）传感器仪表

管线的设计原则3.反应堆保护系统它的设计原理:1）反应堆保护系统的目的是为了保护核电厂三道安全屏障的完整性；2）除非从产生危险条件到需要保护动作的间隔时间很长（如大于l0min),操纵员来得及进行干预，否则保护系统从触发到动作完成

均为自动，而且保护动作一经触发就必须完成；3）必须遵循单一故障准则，即单一故障不会造成保护功能的丧失，这在设计上必须考虑保护系统具有充分的冗余度。4）为探测系统内部故障及证实系统性能能满足设计要求，保护系统应设计成能在在役情况下进行定期试验；5）保护系统有时与控制系统共用一些敏感元件（如堆

外测量），此时为了防止控制系统故障扩展到保护系统，信号必须经过隔离的设备如隔离放大器分别传送：6）共模故障对多重冗余的通道威胁很大，克服的办法是采用电气隔离（如通道电源独立）及实体分隔（如A列、B列）；7）此外在保护系统中尚需考虑保护功能的手动触发、通

道的旁通等。第二章核电厂仪表和控制系统及其供电设备的安全分级为保证安全，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。假设始发事件：在设计过程中确定能导致预计运行事件或事故工况的事件或它们的组合。1.核

电厂仪表和控制系统及其供电设备的安全分级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(1E)设备;安全有关的(SR)设备;非安全重要(NS)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．2.核电厂仪表和控制系统分级原则通

常采用确定论法，即按其执行的功能对电厂核安全的重要性分级，不考虑失效的概率或缓解效应。但是在可能的情况下，也应考虑概率论法，即仪表及其供电设备执行的功能失效的后果、要求执行该功能的频度和该功能在需要时不能被执行的概率，这三个因子的乘积必须低于可接受的水平。1)安

全级（1E级）设备执行下述功能，或对核安全有下述影响的仪表及其供电设备属核安全级：—预防PIE或缓解PIE后果，例如，反应堆紧急停堆并维持在次临界状态，堆芯余热和安全壳热量排出，应急堆芯冷却，安全壳隔离；—若在需要它们动作响应PIE时失效（拒动），可能产生严重后果；

—它们的故障或误动作直接导致严重后果;—为允许操纵员干预以预防事故或缓解事故后果而提供的信息或控制能力；—控制放射性释放。2）安全有关的(SR)设备执行下述功能的仪表和控制系统设备属于核安全有关的：—控制电厂运行，使得过

程变量保持在运行限值以内：—其故障或失效可能要求安全级系统或设备动作；—在电厂设计基准范围之内，预防或减轻较小的放射性排放或较小的燃料性能劣化：—记录或监测电厂安全级系统和设备的状态，向控制室操纵员发出故障警告：—减少对安全级系统或

设备的性能要求或提高其性能；—为安全级设备和运行人员提供一个可接受的环境，例如在电厂有放射性释放时；—PIE的监测和报警（属1E级的除外），以降低其频度;—监测可控放射性排出物，保持放射性物质排放率和排放总量在允许限

值之内，警告核电厂人员现场有大量放射性物质释放或有辐照危险。3）非安全重要（NS）设备非安全重要仪表及其供电设备对核安全没有明显影响。3.对1E级设备的基本要求(1)功能保证要求;(2)可靠性保证要求;(3)性能保证要求;(4)耐环境能力保证要求;(5)质

量保证（QA）和质量控制（QC)要求3.1参数测量的基本概念1.测量的定义：测量是利用某种工具并以实验或计算的方法获取被测参数数值的过程。具体说，是指被测参数与预先确定的被测参数的“单位”进行比较，并获取比值的过程。2.测量的基本公式：x=αUx实

际的关系式应该是x≈αUx第三章核电厂过程参数的测量表征被测对象物质属性客观存在的量值称为真值。从显示元件上得到的被测量的数值被称为测定值。测定值不可能等于真值，测量误差必然存在。绝对误差相对误差3.1.1测量

误差与精度1）测量误差根据测量误差的性质，一般可将误差分为三类：随机误差、系统误差、粗大误差0xx−=%10000−=xxxa)随机误差当对同一测量值进行多次等精度的重复测量时，得到一系列不同的测量值（常称为测量列），每个测量值

都含有误差，这些误差的出现没有确定的规律，即前一个数据出现后，不能预测下一个数据的大小和方向。但就误差整体而言，却明显具有某种统计规律。随机误差是由很多暂时未能掌握或不便掌握的微小因素构成，随机误差的存在是不可避免的

。就个体而言，随机误差是没有规律的，无法通过实验方法消除。测量次数足够多时，随机误差的分布遵从一定的统计规律，可以从理论上来估计随机误差对测量结果的影响。b)粗大误差由于测量者的粗心所造成的误差。含有粗大误差的数值称为坏值。它是对测量结果的严重歪曲。此种误差一旦发现，这类数

据一定要予以剔除。C）系统误差在同一条件下，多次测量同一测量值时，误差的绝对值和符号保持不变，或者按一定的规律变化,这类误差称为系统误差。系统误差产生的原因往往是可知的或者是可以掌握的。这类误差可以通过实验方法予以消除或通过

引入修正值的方法加以更正。2）测量精度a)精密度重复测量时，测量结果的分散性。精密度反映了随机误差的影响大小。b)准确度测量结果与真值的接近程度，系统误差的影响程度c)精确度系统误差和随机误差综合影响程度⚫不精密（随机误差大）⚫不准确（系统误差大）精密（随机误差小）不准确（系统误差大）

不精密（随机误差大）准确（系统误差小）精密（随机误差小）准确（系统误差小）测量精度举例3.1.2测量仪表的性能仪表的质量指标(主要介绍仪表的计量性能指标）1）仪表测量范围仪表在保证规定精确度的前提下所能测量的被测量的区域称为仪表的测量范围。仪表的上

、下限在上述相同条件下仪表所能测量的被测量的最高、最低值分别称为仪表测量的上限和下限（简称上、下限，又称仪表的零位和满量程值）。仪表的量程仪表的量程是指测量范围上限与下限的代数差。2）仪表的灵敏度仪表的灵

敏度是指其输出信号的变化值与对应的输入信号变化值的比值。用数学形式表示，在某一点处仪表的灵敏度为式中S——在某一点处仪表的灵敏度；φ——仪表的输出信号；x——仪表的输入信号。求得仪表的灵敏度后注意：不要把

单位丢掉！！！dxdxSx==→0lim3）分辨率分辨率反映仪表对输入量微小变化的反应能力。模拟仪表的分辨率是指使仪表示值产生可观察变化对应输入量的最小变化值；数字仪表的分辨率的定义是使末位数产生单位变化对应的输入量的变化值。对应的输入量变化值越小，分辨

率就越高。从测量角度看，希望仪表分辨率高些好。4）线性度线性度反映仪表的输入一输出特性曲线与选用的对比直线之间的偏离程度。线性度又称为非线性误差。常用的对比直线有三种情况，对应有三种线性度的表示方式:1）端基线性度;2）零基线性度;3）最小二乘

线性度%100=ALmDD三种线性度表示法示意（a）端基线性度；（b）零基线性度（c）最小二乘线性度注意：选用的对比直线不同，计算结果不同。5）仪表的基本误差基本误差在规定的正常工作条件下，仪表整个量程范围内各点示值误差中绝对值最大的误差称为仪表的基本误差。一般可用绝对误差（δb

）和引用误差(γb)两种形式表示。Ajmax=%100=Ajj6）仪表允许误差按计量部门的规定，仪表厂家保证某一类仪表的基本误差不超过某个规定的数值，此数值就被称为仪表的允许误差（容许误差）。允许误

差也可用绝对误差与引用误差两种形式表示，其符号分别为δyu和ηyu。注意:允许误差是一种极限误差，在仪表刻度范围内各点的示值误差均应保证小于至多等于允许误差值。yujyuj;7)仪表精度等级允许误差ηyu去掉百分号剩下的数值就称

为仪表的精度等级（或准确度等级），俗称精度级。要掌握:精确度合格的仪表应满足其基本误差不大于仪表的允许误差，是否满足这一要求是仪表检定工作的主要任务之一。注意理解：基本误差、允许误差和仪表的精确度等级的关系。8）仪表可靠性随着现代工业生产自动化程度

的日益提高，测量仪表的任务不仅是提供精确的读数，而且常常是自动化生产过程中的一个组成部分。测量仪表的故障会影响控制系统，甚至会导致整个生产装置的严重事故。衡量检测仪表的可靠性还没有专门的尺度，目前以有效性作为可靠性指标，即平均修复时间平均无故障时间平均无故障时间有效性可靠性+

==9）仪表的动态特性动态特性是指仪表跟踪测量随时间变化的能力。一般用被测量初始值为零作阶跃变化时，仪表的示值随时间变化所显示的时间特性来评价。10）仪表的稳定性稳定性是指测量仪表表示值不随时间和使用条件变化的性能。3.1.3测量系统的组

成环节间的联系1-被测对象；2-敏感元件；3-变换元件；4-显示或控制部件；5-传递元件举例1:一块温度表，测量范围0—1000℃，0.5级准确度，满量程指针总位移为200mm，对该表检定结果如下所示。求：（1）各示值的绝对误差及相对误差；（2）仪表的基本误差，

该仪表合格否？（3）仪表的平均灵敏度。被检表读数（℃）0，100，200，300，400，500，600，700，800，900，1000标准表读数（℃）0，99，202，304，398，502，604，705

，800，895，1000举例2:已知某温度仪表的的测温范围为200～600℃，仪表刻度盘上小圆圈内标有1.0数字，试问该仪表的准确度等级、允许误差各为多少？仪表最大允许示值误差为多少摄氏度？对上述温

度表进行校验时，在各校验点上的数值如下表所示：仪表示值200，300，400，500，600标准表示值正200，301，399，498，601反200，300，398，497，601根据校验记录，计算

该表的基本误差和变差？判断该表是否合格？3.2核电厂过程参数仪表的功能核电厂中有放射性和非放射性介质的工艺过程系统都需要借助测量、控制。保护仪表通道的准确可靠的信息和动作，帮助核电厂运行人员在核电厂正常和不正常条件下操控整个核电厂。特别是在核电厂发生设计基准事

故期间及事故后，仍需依靠监测系统提供的进行操作以减轻事故对主设备的进一步损坏，以及事故对公众和环境的破坏。根据仪表的不同功能要求，可把仪表分为：－－测量通道仪表，提供运行数据－－控制通道仪表，提供控制信号－－保护通道仪表，提

供触发保护系统动作的信号⚫不同通道的仪表性能要求不一样。⚫来自探测器的信号经变换器后，根据其功能的要求，分别送到保护系统、监控系统，去完成显示、报警、控制和保护功能。3.3反应堆过程参数仪表的特点高可靠性和可用性要求1）

能在严酷环境下长期工作的1E级仪表⚫仪表要长期在高温、高压、高辐射的环境下工作。仪表系统的功能与反应堆控制、堆芯热量导出、控制放射性排放有关⚫我国大亚湾核电厂把1E级仪表分为K1、K2、K3三类。K1类是通过鉴定试验证明，能在地震

以及反应堆事故和事故后条件下能正确执行其监测任务的安全壳内仪表。K2类是通过鉴定试验证明，能在地震情况下正确执行其监测任务的安全壳内仪表。K3类是通过鉴定试验证明，能在地震情况下正确执行其监测任务的安全壳外仪表。2）高精度仪表反应堆核功率信号

的精确度对核电厂的控制保护和高效运行至关重要，反应堆核功率信号又是以蒸汽供应系统的热功率为基准进行刻度。这就要求测量系统中的热工参数的过程仪表具有高精度。很多过程参数属于保护参数，其测量精度直接影响反应堆的安全运行。3）快速响应的

仪表为满足保护通道的响应时间要求，在过程参数测量系统中采用快响应仪表。4）高可靠性和可用性仪表系统特别是对可靠性和可用性很高的反应堆保护系统和事故后监测系统，用多重性和多样性对付“单一故障”，用多样性、独立性（实体屏障

和电气隔离）对付“共因故障”，采用故障安全原则等来提高可靠性。设置故障检查来提高可靠性和可用性。