核电站主要控制系统

核电站主要控制系统核电站主要控制系统作者：杜绍茂摘要：本文以压水堆核电站设备和系统为基础，介绍了核电站的生产过程、核岛部分的主要控制系统和常规岛的汽轮机控制系统。提出了核电站汽轮发电机组与反应堆供汽系统的功率协调匹配是核电站控制的关键。电站的负荷控制是自动运行的，在主控室里设置有电站运行功率的整定操作开关，汽轮发电机自动地运行在整定功率水平上。反应堆的功率接受来自汽轮机自动调节系统的信号，并通过冷却剂水的温度反应性调节作用自动地跟踪汽轮机的蒸汽负荷需求。为了保证反应堆动力回路的静态运行方式得以实现，设计有温度调节，即反应堆控制系统是按照冷却剂平均温度差信号ATav进行调节的。2.1反应堆控制系统为了使核电站在正常的带负荷运行中尽量拉平反应堆内（活性区内）的中子通量分布，在堆物理的设计中，采取了以下原则：（1） 当核电站运行在额定功率时，所有的控制棒（L棒组和D棒组）均提到活性区的顶部；在部分功率运行时，应该使尽可能少的棒组（D棒组）依次地插入到活性区。（2） 活性区轴向功率密度通过L棒组进行自动调节，使得活性区上半部和下半部的平均功率差不多。（3） 对于慢变化的反应性补偿和调节，依靠改变冷却剂水中的含硼浓度来实现。棒控制系统的设计应保证活性区堆的上述设计要求得以实现。下图二表示了反应堆控制系统分三部分，即L棒组、D棒组和冷却剂的含硼浓度。这三个控制通道同时接收温度差信号△Tav。控制系统对于设置不同的控制死区，使L棒组通道死区最大（例如±1.5*0,D棒组通道的死区次之（例如±1C）,含硼浓度控制通道的死区最小（例如切.5Q）。对于小扰动或者小的负荷变化，只需控制冷却剂的含硼浓度就够了，D棒组和L棒组不参与动作；如果出现中等程度的扰动或者较大的负荷变化，D棒组和冷却剂含硼浓度控制同时参与控制；只有当出现大的扰动或者大的负荷变化以后，ATav值才超过L棒组控制通道的死区，这时L棒组、D棒组和冷却剂含硼浓度控制一起投入工作以满足负荷变化要求。L棒组数量多，总棒值大，用于克服大扰动。然而，过渡过程一结束，L棒组还应回到规定的活性顶部位置（大约为活性区有效长度的5〜15%范围内）。L棒组回到规定的活性顶部位置是通过对L棒组和D棒组的联合控制是来达到这种状态的。D棒组控制通道同时接受L棒组的位置差信号和ATav信号。△Ll=（Llc+Llu）-LI（Llc+Llu）为L棒组的位置定值信号，其中Lie为变化部分，Lhi为不变部分，变化部分Lie来自活性区上半部和下半部的功率密度测量，它代表两部分功率密度的动态差。L1是L棒组的实测位置。当过渡过程达到了新的稳态时，L棒组的实际位置由不变部分Liu所规定，操作员也可以在操纵台上整定Liu的数值。额定功率运行时，所有的D棒组和L棒组一样均提到活性区顶部，这个位置也可以通过操作员调节Ldu值来整定。在降低功率运行时，D棒组按照堆物理设计的预定程序依次插入活性区，由D棒组位置整定器通过核功率信号n产生Ldc信号来实现。Ldc是D棒组位置整定值的不变部分。两者之和，（Ldc+Ldu）构成D棒组的位置整定值，再与D棒组位置的实测值Ld相减得出位置差信号，去控制冷却剂含础浓度控制通道，这样D棒组的位置，通过含硼浓度的控制得到保证。。…、O——汹O—X。…、O——汹O—Xo-->tOS3艮鲫解控辩舫椎四综上所述，反应堆控制系统就是在动态过程中，L棒组、D棒组和冷却剂含硼浓度的控制，根据扰动的大小(通过控制通道死区的整定)一齐投入或者部分投入，以便迅速克服系统扰动，保证良好的机组运行动态品质，当扰动结束达到新稳态运行时，实现反应堆设计所规定的L棒组和D棒组的棒位要求，做到活性区空间中子通量的展平。2.2稳压器控制系统稳压器控制系统包括压力控制系统和水位控制系统。稳压器的压力控制系统：为了保持反应堆冷却剂的压力在一个不变的整定值上，并防止冷却剂压力超出规定范围引起反应堆停堆和安全阀动作。稳压器压力一般设置四种手段进行调节：通过喷雾阀向稳压器蒸汽空间喷水；通过压力释放阀向稳压器外排放蒸汽；用比例加热器加热稳压器中的水；用大功率加热器加热稳压器中的水。在稳态运行时，为了补偿稳压器中连续喷雾和稳压器中的散热损失，稳压器的压力控制系统以压力测量值与压力整定值之间的偏差信号引入调节回路。调节回路控制比例加热器或喷雾阀，控制压力的上升或下降。比例加热器与喷雾阀之间有一个动作死区，防止喷雾阀频繁动作。在动态过程中，压力波动的幅度大。当汽轮机负荷下降，压力随之上升，若通过喷雾仍然不能阻止压力上升，那么调节回路启动释放阀，向外排放蒸汽来释放压力。反之，当汽轮机负荷上升，压力随之下降，调节回路启动全部加热器投入，使稳压器中水部分汽化，使压力回升，直到重新恢复到整定值为止。电加热器与稳压器的水位设置水位联锁控制，当稳压器水位降低到电加热器有可能露出水面时，全部电加热器被自动切除，防止加热元件干烧。稳压器的水位控制系统：反应堆冷却剂系统中的储水量由其化学容积控制回路来保证。而储水量并非可以直接控制的参数。只有通过间接控制稳压器的水位来保证储水量，但在储水量恒定的情况下，稳压器的水位却是冷却剂平均温度的函数，同时稳压器的水位还表征稳压器的工作状态。稳压器的水位控制系统是通过控制冷却剂系统的补水流量来维持水位为整定值。整定值是冷却剂平均温度的函数。水位测量值与水位设定值之间的偏差信号引入调节回路，调节回路输出补水流量信号，该流量信号值与实际流量值的比较信号，送入补水阀控制的调节回路，开启和关闭补水阀。操作员在控制室可以根据不同情况手动调节补水流量，以便在启动、停堆期间允许控制稳压器的水位。一、核电站的生产过程利用核能生产电能的电站称为核电站。由于核反应堆的类型不同，核电站的系统和设备也不同。下面以压水堆核电站为例简单介绍核电站生产过程。压水堆核电站主要由压水反应堆、反应堆冷却剂系统（简称一回路）、蒸汽和动力转换系统（简称二回路）、循环水系统（简称三回路）、发电机和输配电系统及其辅助系统组成，压水堆核电站生产过程如图一所示。通常将一回路及核岛辅助系统、专设安全设施和厂房称为核岛。二回路及其辅助系统和厂房与常规火电厂系统和设备相似，称为常规岛。电厂的其他部分，统称配套设施。实质上，从生产的角度讲，核岛利用核能生产蒸汽，常规岛用蒸汽生产电能。压水堆核电厂主要由上述一回路、二回路和三回路等三个回路组成。一回路生产蒸汽，二回路和三回路将蒸汽的热能转换为推动汽轮发电机组转动的机械能。反应堆冷却剂系统将堆芯核裂变放出的热能带出反应堆并传递给二回路系统以产生蒸汽。通常把反应堆、反应堆冷却剂系统及其辅助系统合称为核供汽系统。一回路内的高温高压含硼水，由反应堆主冷却剂泵输送，流经反应堆堆芯，吸收了堆芯核裂变放出的热能，再流进蒸汽发生器，通过蒸汽发生器传热管壁，将热能传给二回路蒸汽发生器给水，然后再被反应堆主冷却剂泵送入反应堆。如此循环往复，构成封闭回路。整个一回路系统设有一台稳压器，一回路系统的压力靠稳压器调节，保持稳定。二回路系统由汽轮机发电机组、冷凝器、凝结水泵、给水加热器、除氧器、给水泵、蒸汽发生器、汽水分离再热器等设备组成。蒸汽发生器的给水在蒸汽发生器吸收热量变成高压蒸汽，然后驱动汽轮发电机组发电，作功后的乏汽在冷凝器内冷凝成水，凝结水由凝结水泵输送，经低压加热器进入除氧器，除氧水由给水泵送入高压加热器加热后重新返回蒸汽发生器，如此形成热力循环。在压水堆电厂，一回路系统的冷却剂与汽轮机回路工质是完全隔离的，这就是所谓的“间接循环”。B-压耕局M咛翟循环水系统主要用来为冷凝器提供冷却水。与沸水堆核电厂不同，压水堆核电厂采用间接循环，即推动汽轮机做功的蒸汽在蒸汽发生器中产生。反应堆冷却剂将堆芯热量载出，通过蒸汽发生器传给给水。这样做的优点是一回路成为隔离放射性的一道屏障，但多了蒸汽发生器。现代压水堆核电厂设计原则是应遵循多道屏障、纵深防御、单一故障准则，具有抗御自然灾害能力，遵守国家的辐照剂量标准。二、核电站主要控制系统核电站的主要控制系统是：反应堆控制系统，稳压器控制系统，蒸气发生器控制系统，蒸气排放控制系统，汽轮机控制系统。目前我国核电站通常是带基本负荷运行，但设计时一般都考虑了变负荷运行方式。2.3蒸气发生器控制系统蒸气发生器控制系统是保持蒸汽发生器的水位不论在稳态还是动态工况下都在规定的限度以内，而水位是靠对给水流量的控制来保证。核电站主给水系统自高压加热器出口给水母管至蒸汽发生器进口为止，在给水管道上设置有旁路给水调节阀和主调节阀，每台蒸汽发生器的给水流量的调节是通过该两个给水调节阀来实现，同时给水泵的转速也受给水流量的控制。（1）三冲量给水控制系统：与火力发电厂的水位控制系统相似，每台蒸汽发生器的水位控制系统是一个三冲量控制系统，即决定给水调节阀开度的三个信号是：水位偏差信号、蒸汽流量信号和给水流量信号。蒸汽发生器的实测水位信号经过滤波回路后与规定水位进行比较，产生水位偏差信号；该水位偏差信号进入主调节回路，主调节回路输出经过蒸汽流量信号和给水流量信号的动态定值修正后，输出控制主给水调节阀的开度信号。正常运行时，即负荷在15%〜100%之间主调节阀采用三冲量控制系统。当负荷小于15%负荷时，采用单冲量对旁路给水调节阀进行控制。(2)给水泵转速控制系统：由于一般采用U型管自然循环蒸汽发生器，其蒸汽压力在不同的负荷下，它的数值变化是很大的。这就要求给水泵不仅要满足流量的要求，同时还需要使其泵出口压力与蒸汽压力相适应。给水泵转速控制系统的组成是：给水压力与蒸汽压力之差与压差整定信号比较。整定压差是根据蒸汽流量计算出来的，信号比较的偏差送给水泵转速调节回路控制给水泵的转速。当主给水泵设置成定速泵时，则蒸汽发生器的水位控制由给水调节阀完成。2.4蒸气排放控制系统蒸汽排放控制系统的功能允许核电站承受规定的甩负荷，而不使反应堆停堆，产生的多余蒸汽直接向凝汽器排放。反应堆停闭以后，通过蒸汽的排放转移剩余热量，使电站达到空负荷平衡，而不致使蒸汽发生器安全阀动作。维持反应堆装置的热备用状态，并允许手动控制反应堆达到停堆冷却状态。由于受上述反应堆负荷变动率和反应堆工作工况的情况限制，一般主蒸汽系统设有100%的蒸汽旁路排放系统，以适应运行工况的改变。为了防止高温金属部件的疲劳，实际运行中我国核电机组一般带基本负荷运行，不作为调峰机组。蒸汽排放控制系统的组成向凝汽器蒸汽排放控制系统蒸汽排放至凝汽器通常采用以下两种方式：温度控制方式，冷却剂的平均温度与汽轮机的定值平均温度比较，当负荷变化时平均温度定值也随之变化，经温度比较器产生一个温度偏差信号。该偏差信号作为控制输入信号控制开启蒸汽排放阀，向凝汽器排放蒸汽。为防止小负荷扰动引起蒸汽排放阀频繁动作，蒸汽排放阀控制回路设置有信号死区，当蒸汽负荷阶跃变化小于10%，负荷变化速度每分钟小于5%，闭锁排放阀动作。蒸汽压力控制方式，反应堆停堆和启动期间，可以将蒸汽排放阀切换到压力控制方式，在这种控制方式下，向凝汽器排放蒸汽只受蒸汽压力控制。向大气排放蒸汽控制系统当凝汽器不能使用时，蒸汽向大气排放。此时控制系统的组成是，蒸汽压力与给定值比较，得出偏差信号进入PID调节回路控制排放阀。压力整定值给定比蒸汽发生器安全阀动作压力值稍低。2.5汽轮机控制系统核电站正常运行时，在核岛一侧，为适应电网负荷变化要求，反应堆功率变化的速率必须满足跟踪电网负荷变化的要求；在常规岛一侧，汽轮机控制系统根据电网功率需求自动调节汽轮机进汽阀门开度，以到达调节并满足输出功率的要求。汽轮机控制系统通过调节汽轮机进汽阀对汽轮机实施功率控制、频率控制和压力控制，并对机组的负荷和转速实施超速限制、超加速限制、负荷速降限制和蒸汽流量限制，使机组安全经济地运行于各种工况。汽轮机控制系统一般分为基层控制器和上层控制器两层，上层控制器实现压力控制、负荷控制和应力控制等功能，当上层控制器故障时，基层控制器仍能达到对汽轮机实施增戚负荷和进行转速的控制和保护。我国大亚湾核电站采用了汽轮机调节系统反应堆压力控制模式。汽轮机压力控制其实质上是限制高压缸进口蒸汽压力最大值或限制进口压力的上升速率。给定机组出力限值，当机组出力大于限值时，压力控制模式自动投入，反之自动退出。当核仪表系统在4个功率分区的功率实际测量值P<96%Pn时，反应堆快速跟踪负荷变化；当P>9%Pn时，采取4取2逻辑原则，向汽轮机调节系统发出一个P值有效的信号，汽轮机系统进入反应堆压力控制模式。反应堆压力控制模式的作用是当反应堆核