壓水堆核電廠數(shù)字化控制系統(tǒng)

采用以分散式計算機系統(tǒng)為基礎(chǔ)的壓水堆核電廠一體化控制系統(tǒng)。整個控制系統(tǒng)大體可分為四個層次：①數(shù)據(jù)采集及指令執(zhí)行層；②直接控制層；③協(xié)調(diào)控制層；④人機接口和信息管理層。協(xié)調(diào)控制層用以在各個直接控制器之間傳遞控制參數(shù)，藉以確定各直接控制器的控制策略。上述信息的傳遞通過高速數(shù)據(jù)總線進行，為了提高可靠性，采用冗余的結(jié)構(gòu)。數(shù)字化控制系統(tǒng)廣泛采用CRT顯示，鍵盤、跟蹤球及觸摸屏操作，作為主控制室的人機接口。系統(tǒng)還設(shè)置了以太網(wǎng)的高速數(shù)據(jù)總線，用以向管理信息系統(tǒng)和技術(shù)支援中心傳遞信息。下圖示出壓水堆數(shù)字化控制系統(tǒng)的總體結(jié)構(gòu)。

數(shù)字化壓水堆控制系統(tǒng)與現(xiàn)有的壓水堆控制系統(tǒng)主要的差別在于前者采用以微處理機為基礎(chǔ)的數(shù)字化系統(tǒng)，而后者采用由經(jīng)典的模擬電路和邏輯電路組成的系統(tǒng)。但兩者在控制參數(shù)、系統(tǒng)功能、測量元件及執(zhí)行機構(gòu)等方面基本一致。

由于采用數(shù)字化的儀表和控制，大大改善了人機接口的人因工程設(shè)計，使操縱人員能夠正確有效地判斷各種運行工況和瞬態(tài)，迅速做出正確的對策，改善了核電廠的可操作性，提高了核電廠的可用率。在系統(tǒng)中由于運用了冗余和表決技術(shù)，防止單一故障導(dǎo)致不恰當(dāng)?shù)耐６?。?shù)字化系統(tǒng)具有較強的自動測試和自診斷能力，并且配備有自動故障定位裝置，使運行維修人員能及時消除系統(tǒng)故障，提高系統(tǒng)無故障運行的時間。鑒于系統(tǒng)采用冗余結(jié)構(gòu)，并設(shè)有旁路裝置，因此故障部件的維修和更換可在線進行，而不致產(chǎn)生誤動作。由于采用分散式的結(jié)構(gòu)，使控制機柜靠近控制站，并采用數(shù)字化通信，節(jié)省大量電纜，簡化電纜敷設(shè)，有助于降低核電廠儀表和控制的投資，利用光纜進行數(shù)據(jù)傳輸還提高系統(tǒng)的抗干擾能力和隔離性能。由于采用標(biāo)準(zhǔn)化的設(shè)備和部件級的檢修，因此減少了備品備件的種類和數(shù)量，縮短了維修時間。此外，數(shù)字化系統(tǒng)有較強的數(shù)據(jù)處理功能，可以在事故發(fā)展的初期進行預(yù)報，諸如用于堆芯保護的核電廠限制系統(tǒng)等。

壓水堆數(shù)字化控制系統(tǒng)主要包括下列系統(tǒng)：

(1)計算機信息處理系統(tǒng)；

(2)主控制室人機接口裝置；

(3)反應(yīng)堆保護系統(tǒng)；

(4)反應(yīng)堆控制系統(tǒng)；

(5)堆芯中子注量率測量系統(tǒng)；

(6)控制棒控制及位置指示系統(tǒng)；

(7)汽輪發(fā)電機組控制系統(tǒng)；

(8)非安全級核電廠控制系統(tǒng)等。

反應(yīng)堆控制系統(tǒng) 主要包括反應(yīng)堆功率控制、穩(wěn)壓器壓力控制、穩(wěn)壓器水位控制、蒸汽發(fā)生器水位控制、給水泵轉(zhuǎn)速控制、蒸汽排放控制，以及各種電動閥門的控制。上述控制分別由相應(yīng)的計算機子系統(tǒng)實施。對于執(zhí)行調(diào)節(jié)控制功能的子系統(tǒng)，控制算法的運算由相應(yīng)的計算機子系統(tǒng)獨立運算，以保證在控制系統(tǒng)故障時，其影響僅局限在核電廠的某一特定功能上。這類子系統(tǒng)采用故障切換(fail over)的冗余結(jié)構(gòu)，每個子系統(tǒng)有兩個控制器，一個工作，一個備用。工作單元的信息，通過冗余數(shù)據(jù)信息通道傳送到備用單元，用以調(diào)整備用單元控制算法的狀態(tài)值，使切換時不致產(chǎn)生沖擊。當(dāng)檢測出工作單元故障時，自動切換到備用單元。對于執(zhí)行邏輯控制功能的子系統(tǒng)，采用表決冗余。這類子系統(tǒng)有三個獨立的控制器，接受同樣的輸入信號，進行相同運算。每個控制器與相應(yīng)的冗余數(shù)據(jù)信息通道接口，可以隨時傳送和接收數(shù)據(jù)，互相之間通過串行數(shù)據(jù)鏈交換信息，輸出與三個I/O總線接口，由信號輸出適配器經(jīng)三取二表決后輸出。來自反應(yīng)堆保護系統(tǒng)的數(shù)據(jù)傳輸，采取相應(yīng)的隔離和冗余措施，以保證反應(yīng)堆保護系統(tǒng)和反應(yīng)堆控制系統(tǒng)的獨立性和可靠性。

為了提高系統(tǒng)的可靠性，每個計算機子系統(tǒng)均連續(xù)執(zhí)行診斷測試程序，以檢驗計算機內(nèi)存、總線、處理器正常的執(zhí)行功能。系統(tǒng)還通過與模擬信號的比較來檢查輸入數(shù)據(jù)的質(zhì)量，此外還通過反饋讀出輸出模擬量來確認數(shù)-模轉(zhuǎn)換的正確性。一旦發(fā)現(xiàn)故障，除自動切換到備用處理器外，還通過數(shù)據(jù)傳輸送到廠級計算機系統(tǒng)，提請操縱人員注意。

汽輪發(fā)電機組控制系統(tǒng) 主要由汽輪機的電液控制(DEH)系統(tǒng)、汽水分離再熱器的蒸汽再熱溫度控制(RTC)系統(tǒng)、緊急停機(ETS)系統(tǒng)、自動電壓調(diào)節(jié)(AVR)系統(tǒng)，以及汽輪發(fā)電機組振動及脹差監(jiān)察(TSI)系統(tǒng)等組成。汽輪發(fā)電機組控制系統(tǒng)綜合上述控制系統(tǒng)的性能，并通過接口與核電廠控制系統(tǒng)協(xié)調(diào)，以改善核電廠的運行特性，或?qū)崿F(xiàn)核電廠的遙控自動調(diào)度。

核電廠控制系統(tǒng) 主要針對非安全級系統(tǒng)和核電廠輔助系統(tǒng)的控制和數(shù)據(jù)采集，諸如起動和停閉的順序控制，凝汽器、除氧器水位控制，體積控制箱水位控制，反應(yīng)堆補給水控制等等。系統(tǒng)通過分布式處理單元來實施，同時通過數(shù)據(jù)傳輸將信息傳送到計算機信息處理系統(tǒng)。

主控室人機接口 由于計算機的應(yīng)用，主控室人機接口的設(shè)計將采用全新的觀念。主控室的布置將由傳統(tǒng)的按系統(tǒng)為基礎(chǔ)的設(shè)計轉(zhuǎn)向以功能為基礎(chǔ)的設(shè)計；主控室的信息顯示、報警、控制將更趨向于智能化，利用專家系統(tǒng)的原理開發(fā)各種操縱員支持系統(tǒng)，協(xié)助操縱員及時做出正確的判斷和處理；在裝備上將廣泛采取大屏幕顯示、人機交互的由鍵盤、跟蹤球、觸摸屏組成的操縱器和在關(guān)鍵場合由常規(guī)的開關(guān)、按鈕組成的后備操縱器，以及高度自動化的信息處理和報表生成系統(tǒng)。

法國新一代的全數(shù)字化N4型壓水堆核電廠(Chooz B)已于1995年正式投用，美國西屋開發(fā)的數(shù)字化控制系統(tǒng)已在英國的Sizewell B壓水堆核電廠上投用。

2021年10月11日，《壓水堆核電廠物項分級》發(fā)布。

2022年5月1日，《壓水堆核電廠物項分級》實施。

2021年10月11日，《壓水堆核電廠設(shè)計擴展工況分析要求》發(fā)布。

2022年5月1日，《壓水堆核電廠設(shè)計擴展工況分析要求》實施。

本標(biāo)準(zhǔn)規(guī)定了壓水堆核電廠反應(yīng)堆堆內(nèi)構(gòu)件（以下簡稱“堆內(nèi)構(gòu)件”）材料、設(shè)計、制造和試驗等方面的基本要求。本標(biāo)準(zhǔn)適用于壓水堆核電廠反應(yīng)堆堆內(nèi)構(gòu)件的設(shè)計和制造。