1、核岛控制系统的总目标
1）当机组稳态运行时,建立并保持一回路和二回路之间的功率平衡。
2）抑制运行的瞬态过程以避免机组紧急停堆并重建机组稳态运行。
3）给反应堆操作人员提供监测仪表,这些仪表显示控制系统所需的全部输入和输出参数,并向操作人员提供对各系统采取手动操作的能力。
2、核岛控制系统围绕核电站安全性和可用性两个目标进行设计。
1）核电站仪控系统的主要功能是在正常运行、预计运行事件和事故工况下,监测电厂参数和各系统的运行状态，为运行人员安全有效地操作提供各种必要的信息，自动地或通过运行人员手动控制将工艺系统或设备的运行参数维持在运行工况规定的限值内。在异常工况和事故工况下,触发自动保护动作,保护人员、反应堆和系统设备的安全，避免环境受到放射性污染。
2）核电站的设计和制造质量须确保在正常运行和正常运行瞬态过程中不会发生故障；安全系统的设计应尽量减少异常瞬态和事件的影响；专设安全设施的设计应能尽量减少假想事故对放射性物质包容的影响。
3、核岛仪控系统设计原则
核电站设计须在保证公众的健康和安全没有过度风险的前提下，保证反应堆正常运行。核电的安全运行需要后台支持,如强大的电源，充足的冷却水等，所以,通常都是多冗余备用模式。核岛仪控系统的设计必须遵从以下原则：
1）根据电厂安全性目标设计,满足电厂纵深防御的要求。正常运行时，当出现异常工况，由电厂控制系统进行调节来使电厂恢复正常运行；当发生预期设计瞬态事件时,由保护系统来触发执行安全功能；设计基准事故时,由保护系统来触发执行安全功能。
2）安全重要仪控系统采用冗余设计,满足单一故障准则。同时也用来提高系统的可靠性,避免仪控系统丧失其功能,影响电厂的运行和安全。在结构和部件上,一个冗余的子系统执行其功能不依赖于其它子系统，子系统的故障，也不能影响到其它子系统的正常工作。冗余子系统之间的内部信号交换必须经过电气隔离或通讯隔离。
3）层次化的组织结构。包括工艺系统接口层，自动控制和保护层,操作和管理信息层,全厂技术管理层；
4）通过不同仪控系统、结构和部件的多样化设计,来降低产生共模故障的风险。仪表和控制的总体结构将基于两种不同的软硬件平台,分别用于安全级和非安全级仪控系统功能；保护系统采用功能多样性设计，对保护变量进行合理分组，每个事故的触发事件尽量采用不同测量原理的变量,防止软件共模故障造成的影响；此外,还保留了手动触发停堆和专设动作的系统级命令，该命令完全旁路数字化保护系统；后备盘在工作站故障的情况下，可以维持电站正常运行4小时，并在需要时，将电厂带人安全停堆状态。
5）控制的优先与切换，保证保护的高安全级。来自紧急操作设备的控制命令与来自保护系统的自动命令一样,具有zui高的安全级别。
4、核岛仪控系统的安全分级
按照安全分级的要求，仪控系统可分为安全级、安全相关级和非安全级三大部分。安全级系统在实现或维持电厂安全上起着重要作用。主要包括反应堆保护系统、专设安全设施逻辑系统、安全功能支持系统（部分电气、设备冷却、重要厂用水、部分通风系统）、大气旁排等系统、以及事故后监测系统（PAMS）。安全级系统要求由冗余的通道组成，各通道之间要求硬件隔离和电气隔离。
安全相关系统在实现或保持核电站的安全方面起补充、支持或间接的作用，能对电厂安全作出贡献的其它功能，如维持运行限制工况，安全系统可用性的监督，内部产生危害的效应的预防,放射性释放的检測J/监督,事故后运行所使用的功能等。
非安全级系统包括核电站中除了上述安全级和安全相关级以外的各种控制系统、电站计算机信息和控制系统以及一些仪表控制系统。
5、核岛仪控制系统结构
仪表和控制采用数字化分布式控制系统，整个系统主要分为下列四个层次：
1）全厂技术管理层：完成多机组间的信息共享及与外界的联络；
2）操作和管理信息层：完成过程控制、过程信息及信息管理等任务；
3）自动控制和保护层：完成系统级和设备级的控制和过程监测；
4）工艺系统接口层：完成对现场设备及过程参数的控制和测量。
其中，自动控制和保护层包括安全级保护和控制系统、安全相关级控制系统、非安全级控制系统。
安全级的过程仪表系统和安全级的核仪表系统采集测量信息，进行运算,与整定值比较后产生逻辑信号。保护系统进行逻辑运算,产生反应堆紧急停堆驱动信号和专设安全设施动作的驱动信号。保护系统内部之间的通过安全级的数据通讯网络实现，通讯网络采用光纤网以满足相互电气隔离的要求。高安全级系统与低安全级系统之间的数据通讯如果通过网关执行，一般只能由高安全级向低安全级传递数据,而不能由低安全级向高安全级传递数据。
安全相关级控制系统是在事故后中长期阶段（手动操作）为支持达到安全停堆状态功能所必须的仪控系统和设备。
非安全级控制系统主要功能是在电站正常运行工况下执行自动控制和监督任务。
6、压水堆核电站核岛主要系统
核岛系统主要包括一回路主系统和一些安全和辅助系统。一回路主系统包括反应堆冷却剂系统（RCP）,—回路辅助系统包括化学和容积控制系统（RCV）、硼和水补给系统（REA）和余热排出系统（RRA）等,专设安全设施包括安注系统（RIS）、安全壳喷淋系统（EAS）、辅助给水系统（ASG）和安全壳隔离系统（EIE）。
整个一回路系统又称核蒸汽供应系统，核蒸汽供应系统具有充分的传热能力,能把反应堆功率运行和处于次临界时（包括电厂停堆冷却和初始阶段）产生的热量传递给蒸汽和动力转换系统,并能把电厂停堆冷却第二阶段和冷停堆期间产生的热量传递给余热排出系统。
7、反应堆控制系统
7.1控制系统功能是：
a）当机组稳态运行时,维持主要运行参数尽可能接近核电站设计所要求达到的zui优值,使电厂的输出功率维持在所要求的范围内；
b）使核蒸汽供应系统能适应正常运行的各种瞬态工况,根据电网的要求和运行的需要，改变系统的运行状态，保持操作灵活性；
c）在运行瞬态或设备故障时,使电厂主要参数在允许的范围内,尽可能减少反应堆保护系统的动作。
反应堆控制系统还执行下述功能：
1）能使核电站承受：
在可能的氙限制条件下，在15%FP~FP的范围内，±10%的阶跃负荷变化以及5%/min的线性负荷变化都不会引起反应堆紧急停堆、蒸汽排放和稳压器安全阀开启。
甩掉的外电网负荷而不会引起反应堆紧急停堆,也不会引起稳压器或蒸汽管路的释放阀或安全阀开启。
只要冷凝系统和冷凝器蒸汽排放阀可用,汽机跳闸不会引起反应堆紧急停堆。
2）在运行瞬态期间，控制温度调节棒组，以保持反应堆冷却剂平均温度（Tavg）在规定的范围以内。
7.2压水堆的主要控制：
1）反应性控制和功率分布控制
压水堆的快速变化反应性控制主要通过改变控制棒在堆芯中的位置来实现,较缓慢的反应性变化通过调节水中硼浓度来实现。燃料装载完成后，控制棒的插人影响到功率分布,此外，堆芯进出口慢化剂的温差（功率水平）对轴向功率分布也有影响。
2）功率调节
根据汽轮机负荷和反应堆冷却剂的平均温度，操纵控制棒在堆芯中的位置，以调节反应堆的功率,使其与汽轮机组的出力相匹配。
3）平均温度调节系统
调节温度调节棒保持一回路平均温度尽可能接近由负荷决定的整定值。在稳态和暂态过程中，协助功率调节棒补偿功率亏损。
4）一回路系统压力控制
借助稳压器的加热器（在水区内）或喷雾器（在蒸汽区内），以保持稳压器压力在规定范围内。
5）稳压器水位控制
反应堆冷却剂系统内的水容量，即稳压器水位是靠化学和容积控制系统（RCV）来保持的。
6）蒸汽发生器水位控制
基本功能是调节进入蒸汽发生器二次侧的给水流量，使得在正常运行工况下蒸汽发生器的水位保持在规定范围内。
7）蒸汽排放控制
蒸汽排放系统的作用是在汽轮机负荷突然大幅度减少之后，有控制地将蒸汽直接排放至凝汽器，从而在蒸汽发生器上保持一个人为的负荷以减小反应堆冷却剂系统的瞬态变化。
8、反应堆保护系统
反应堆保护系统是核电站重要的安全系统之一,对限制核电站事故的发展、减轻事故后果,保证反应堆及核电站设备和人员的安全、防止放射性物质向周围环境的释放具有十分重要的作用。反应堆保护系统的功用是保护三大核安全屏障（即燃料包壳、—回路压力边界和安全壳）的完整性。
反应堆保护系统包括紧急停堆系统和专设安全设施驱动系统,监测经安全分析确定的保护参数，当这些参数超过预先确定的整定值时触发紧急停堆和或启动专设安全设施。通过对停堆断路器和安全驱动器的控制，确保反应堆的安全。
1）触发反应堆停堆的信号如下：
a）核功率超功率停堆；
b）堆芯热功率超功率停堆；
c）反应堆冷却剂系统稳压器压力和水位停堆；
d）反应堆冷却剂系统低流量停堆；
e）蒸汽发生器水位停堆；
0汽轮机跳闸引起的反应堆停堆；
g）停堆保护系统拒动（ATWT）信号触发停堆；
h）安全注人信号触发停堆；
i）安全壳喷淋信号和安全壳B阶段隔离信号触发停堆.
j）手动停堆。
2）依靠专设安全设施驱动系统触发的具体功能有：
a）反应堆紧急停堆（如果反应堆紧急停堆系统没能触发紧急停堆）；
b）安全注人信号；
c）安全壳A阶段隔离，其功能是隔离所有对保护反应堆并不必需的管道以防止裂变产物释放到安全壳外；
d）蒸汽管道（VVP）隔离，以防止一台以上蒸汽发生器的连续失控排放，从而防止RCP失控冷却；
e）主给水管道（ARE）隔离,用于防止或缓解RCP过度地被冷却；
f）安全壳压力高值信号；
g）启动辅助给水系统，以排出堆芯热量。
9、核电站DCS系统
9.1以引进法国阿尔法核能公司（前法马通核能公司）的压水堆技术核电站为例,其核岛控制系统的设计一般基于西门子epermXS（TXS）和epermXP（TXP）两个平台。所有IE级功能（安全级，保护仪表功能）和部分安全相关级（事故后仪表功能中的TXS和安全显示系统QDS设备）都在TXS中完成，TXS由法马通核能公司提供，相当于随设备供货的控制系统。其他部分安全相关级和非安全级功能在TXP中实现,这部分控制功能可由DCS供货商提供。
9.2安全级DCS系统包括:反应堆保护控制系统（RPS）,优先级执行机构控制系统（PACS）和核心控制系统（CCS）。
其中，反应堆保护控制系统主要功能是反应堆保护、安全功能驱动、事故后检测等等。
优先级执行机构控制系统主要负责安全执行机构的控制,包括优先级管理、执行器驱动、基本元件保护和执行器监视。
核心控制系统主要进行堆芯部分的监视和控制,以及与外界的数据交换。
10、控制室
整个核电站核电站，包括核岛、常规岛和部分BOP采用集中监测控制，便于运行人员对生产过程的监视、控制和事故处理。通过设置在主控室里的监测和控制设备，可实现电厂的启动、停闭、正常运行和异常工况或事故工况的处理。安全控制系统设置有4个完全相同的计算机化工作站（OWP）,毎一个工作站又分为控制部分和报警部分。4个工作站中，两个是运行时主要操作员站，一回路和二回路操作员站,其他两个作为备用和监视及处理辅助任务。硬接线系统位于2行人员工作站之间,上面设有很少量的按钮,可以直接启动反应堆停堆、专设安全设施、以及汽机跳阐等控制命令。
尽管计算机化控制系统具有高度的可靠性,但在总体设计中还是考虑了全部失去电站计算机信息和控制系统的可能性。为此，在主控制室内设置了后备盘。
在总体设计中,考虑了主控制室的不可利用性，为此设置了应急停堆站。当主控制室是可利用时，应急停堆站的功能是闭锁着的；当主控制室由于某种原因（例如发生火灾）变得不可利用时就启用应急停堆站。
中心设在主控制室附近，是专家组评价和诊断电站状况的场所。在事故条件下,中心具有和主控制室相同的可居留性条件。在一段有限的时间内，中心可以容纳一定数量的技术专家和电站管理人员同时工作。在中心每个机组设置有1个专门的工作站（简化的运行人员工作站），给中心的工作人员提供在主控制室中可以得到的完全相同的信息，但操作规程除外,该专门工作站不提供控制功能。
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