重水堆的数字化仪控系统应用可行性分析
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摘要：全世界对清洁能源高速扩大的需求，也促成了国内核电事业的飞速发展， 数字化仪控系统作为一项发展较为成熟的控制领域技术，广泛应用于我国各座核电厂的建设与运行。世界上已经发展成商业规模并且不断有后续建造项目的核电站技术绝大部分是压水堆。但是重水堆作为核电站堆型多样化的情势，也有其特殊用途。本文将结合数字化仪控系统的特点以及重水堆反应堆堆型的特点及要求，介绍重水堆核电厂数字化仪控系统应用的可行性分析。
关键词：核电;重水堆;数字化仪控系统; 可行性分析
中图分类号：TK323 文献标识码：A
文章编号：1009-3044（2019）21-0257-02
开放科学（资源服务）标识码（OSID）：
核电站非安全级数字化仪控系统（以下简称：系统）是核电站的信息神经和控制中枢，对于保证核电站能安全、可靠、稳定和经济运行以及提升核电站生产管理水平都起着至关重要的作用。
从系统的发展路径大致可以分为三代产品，第一代是基于模拟组合仪表和继电器逻辑的传统仪控系统;第二代是以传统仪控系统为主，计算机采集控制系统为辅的混合型仪控系统[1]，大亚湾、秦山一期是典型的例子;第三代是基于计算机和网络技术的数字化仪控系统，包括數字化的先进主控室，目前已经运行的田湾核电站、方家山核电站、福清核电站、宁德核电站、红沿河核电站等以及大部分国内在建的核电站都采用这种方式。
核电仪控系统与电站运行直接相关主要包括三个层次，仪表和执行器层（Level0），控制层（Level1）和监控层（Level2）。仪表和执行器层目前采用数字化技术较少，主要是采用了一些带现场总线功能的智能变送器;控制层主要是基于数据采集单元、DCS控制站和PLC产品，完成自动控制和保护功能;监控层是基于DCS的数据服务器、操作站和少量的应急硬操设备，实现先进主控室功能[2]。控制层（Level1）和监控层（Level2）是主要由DCS等数字化仪控系统组成。
2 重水堆综述
世界上已经发展成商业规模并且不断有后续建造项目的核电站技术绝大部分是加压水冷堆（Pressurized Water-cooled Reactors），主要包括压力容器式的加压轻水堆（PWR）和压力管式的加压重水堆（CANDU），秦山三期核电站采用了由加拿大原子能公司（AECL）原创开发成功的70万KW级第二代半成熟技术CANDU-6型重水堆[3]。
CANDU-6机组的380燃料通道成水平布置，可进行模块式组装。采用重水作为慢化剂和冷却剂，利用中子吸收截面小，慢化系数大，慢化性能好，中子利用率高而可直接采用天然铀作为核燃料，节省了铀浓缩分离功，方便了乏燃料的贮存。采用不停堆换料运行方式，省去了轻水堆大约每年一次的停堆换料时间，并可及时卸出破损的燃料组件，降低其对冷却剂回路的污染，有利于提高电站的利用率。
CANDU型重水堆核电站与通常的压水堆（PWR）核电站之间有极大的相似性，据估计，CANDU与PWR电站大约75%以上的设备基本上是相同的[4]。（1）它们都有两个主回路，一回路为反应堆冷却剂系统，主要由反应堆堆芯、主泵、蒸汽发生器和稳压器等组成;二回路由蒸汽发生器、汽轮发电机组、冷凝器和给水泵等组成。（2）它们的核蒸汽供应系统是类似的。核裂变反应在堆芯中进行，产生的能量主要释放在核燃料棒内，经主泵加压的高压冷却剂从核燃料棒的表面快速地冲刷流过，同时不断地把热量带走，高温高压冷却水在蒸汽发生器的U型管内快速流过时不断地把热量传递给管子外侧的水，而水沸腾所产生的高温高压水蒸气推动汽轮机，从而带动发电机发电。与通常的压水堆一样，堆芯和一回路所有带核的设备完全被包容在安全壳内，使其与二回路汽轮发电机系统以及环境隔离。除了反应堆本体之外，CANDU与PWR的核蒸汽供应系统所用到的一些主要设备，如蒸汽发生器、冷却剂循环泵、稳压器等也是类似的。（3）它们的常规岛部分所采用的汽轮发电机、冷凝器、给水泵等一系列设备和相关技术基础基本上也是一样的。
3重水堆控制系统的设计要求
重水堆核电站的主要控制回路，包括反应堆功率调节系统，电站负荷控制器，一回路压力控制器以及蒸汽发生器给水调节系统等。此外，还有一系列监测系统等。如压力管出水口温度，一回路压力及流量、燃料元件破损监测及重水泄漏监测等。在设计这些控制系统及监测系统时，必须考虑下列安全限制：
l 控制系统必须保证在任何时候反应性增长的最大速率不超过0.3mk/s，以限制反应堆最大允许的超功率值。同时，要求有足够的控制能力，以便在事故情况下引入反应堆的负反应性速率和数值必须大于最大可能的反应性增加速率和数值，即要求能够安全地抑制任何可能出现的正反应性扰动。
l 反应堆启动时的周期，一般控制在30秒以上，任何时候不得短于10秒。
l 对压力管出口的水温度及燃料管内的功率必须加以限制，以保证燃料元件温度在允许限制以内。
l 应将一回路冷却剂温度的变化速率限制在一定范围内，以保证系统的运行压力及温度应力在允许范围内。
总之，核电站各控制系统及监测系统的任务，就是要保证工艺系统在安全限制范围内运行，一旦超出安全限制范围，必须由保护系统实现可靠地停堆。
4重水堆的数字化仪控系统应用可行性结论
在仪控构成方面，重水堆采用模拟盘控制台、继电器控制和电站计算机系统相结合的混合控制，继电器存在故障探测、在线维护和可维护性方面的不足，电站计算机也存在集中风险和备件供应等问题，而以计算机和网络通讯为基础的核电站数字化仪控系统能满足重水堆在仪控方面的要求。
在仪控功能方面，数字化核电仪控系统所使用的编程语言更加灵活，可以实现由复杂的继电器硬件逻辑和汇编语言完成的一切功能。控制器采用嵌入式32位专用处理器（CPU主频240MHz，双核架构），性能优于重水堆电站计算机所采用的SSCI-890控制器（CPU频率8MHz和主存储器2MB），并且存储器容量更大。控制器采用主备冗余设计，无扰切换，保证毫秒级的切换时间，完全满足重水堆对冗余的要求，且在供电冗余方面优于重水堆。
在仪控性能方面，重水堆的I/O刷新时间2s，触点扫描时间为4ms，核电数字仪控系统对精度、响应时间和容量的要求高于重水堆，能满足重水堆对仪控系统的要求。
在仪控工艺系统方面，主慢化剂系统、端屏蔽冷却系统、环隙气体系统和重水相关系统是重水堆所特有的系统，但控制方法与压水堆一样，均为常规的开关量控制和模拟量回路控制，核电数字化仪控系统能满足要求。
在主控室方面，重水堆主要包括模拟盘控制平台，DCC控制平台及大屏幕显示三部分。而核电数字化仪控系统采用先进的主控室设计，能完成对电站主要系统设备和参数进行操作和状态监测，以及实现报警管理及I&C故障显示，趋势显示，日志记录，挂牌操作、操作规程和工况计算等功能。
基于重水堆和压水堆在仪控系统方面的分析，核电数字化仪控系统可用于重水堆是可行的。
参考文献：
[1] 毛明.核电站仪控系统自动化的综合分析[J].核科学与工程， 2016，2：216.
[2] 史觊，蒋明瑜.核电站仪表与控制系统（I&C）系统数字化关键技术研究现状[J].测控技术，2004，23（2）：29-32.
[3] 张延发.秦山三期CANDU-6核电机组的核安全审评[J].自动化仪表， 2009，9：280-283.
[4] 刘学斌. DCS控制在秦山三核的运用. 秦山三核第三届青年科技与管理论文专刊，2012：64.
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