核电站安全级控制系统通信研究

发布时间：2019-10-21 07:58

【摘要】：为了缓解能源紧张并减少环境污染，在我国发展核电是大势所趋。同时，巨大的电力缺口促使着各国在福岛事件后逐步重启核电的建设。2012年，国家相关部门规定新建核电机组必须符合三代安全标准。在三代堆设计中，增加了对设计基准事故的防御和缓解，，即对反应堆保护系统有了更高的要求，同时也促使相应的控制系统满足更高的要求。核电站控制系统的发展经历了模拟仪表、模拟仪表和数字化设备组合及基于计算机技术的纯数字化三代控制系统的历程。目前国内新建的机组均采用了全数字化的控制系统。因此研发具有自主知识产权的安全级数字化控制平台已是迫在眉睫。通信作为数字化技术中的关键技术之一，对构建整个控制系统，实现各个控制站间的数据交互起着关键的作用。通信技术存在点对点通信、环网通信、总线通信等多种技术形态，分别具有不同的特点。核电站控制系统一般分为安全级和非安全级两大部分，安全级控制系统因主要用于保证核电站的安全控制功能，在可靠性方面要求更高，因此，相关核安全法规和标准对通信设计提出了很多要求。本文是基于国内已经应用的安全级控制平台：TXS和MELTAC平台，通过对二者通信技术和架构的分析研究，实现适用于三代核电项目-APWR的安全级控制系统的通信架构设计。文中通过对安全级控制系统的分析，将其按照功能分为两部分：实现紧急停堆功能和启动安全专设设施功能。并结合参考的控制系统，分别设计其通信架构，最后经过通信接口分析和任务需求等，将二者合成完整的通信架构，并对其进行分析，在确保其遵循标准的和满足任务需求的同时，论证其对已有的通信架构的优化，也论述了其满足冗余性、实时性和可扩展性等方面的优势，并结合相应的硬件和已应用的项目来分析该架构的可靠性和实用性。
【图文】：

核电站安全,反应堆,核仪表

括检修车间、现场实验室、废物辅助厂房、除盐水生产车间、主开关站等。2.2 核电站安全相关工艺系统核电站中与安全相关的主要工艺系统如图2-1所示，主要包括安全注入系统（RIS）、核仪表系统（RPN）、安全壳喷淋系统（EAS）、余热排出系统（RRA）、化学和容积控制系统（RCV）、反应堆硼和水补给系统（REA）、反应堆冷却剂系统（RCP）、反应堆水池和乏燃料水池冷却和处理系统（PTR）、、辅助给水系统（ASG）、主给水系统（ARE）、主蒸汽系统（VVP）等[1,6]。(1) 核仪表系统（RPN）在反应堆压力容器外面安装着一系列中子探测器，核仪表系统利用这些探测器来获取反应堆的功率、功率变化率以及功率的径向和轴向分布等，这些数据直接关系到反应堆的安全。同时，也用于防范反应堆发生超功率事件，获取中子注量率高和注量率变化率高信号，供给反应堆保护系统以触发反应堆紧急停堆。

反应堆,安全级,屏障,运行参数

2.3 核电站安全级系统构成核电站安全级系统主要是保证反应堆保护功能的实现，主要是保护三大核安全屏障的完整性。如图2-2所示，三大屏障包括燃料包壳、一回路压力边界和安全壳[19]。图2-2 反应堆的三道屏障当某些重要的运行参数超过安全整定值时，立即触发安全级系统的反应堆紧急停堆系统，及时停闭反应堆。保护防止放射性泄露的三道安全屏障的完好性。当发生主冷却剂管道破裂造成失水事故时，除了紧急停闭反应堆，还要触发专设安全设施，用来中止或缓解事故的后果。当核电站的某些重要设备和系统出现故障时，也需要采取保护措施来保护这些设备以及相关的系统不受损坏。因此，在安全级控制系统主要有反应堆紧急停堆系统和安全专设设施驱动系统两大系统组成。2.3.1 反应堆紧急停堆系统反应堆紧急停堆系统主要是在一些专门的测量参数超过设定值时实现紧急停堆，主要指通过采集相关运行参数进行设定值和逻辑运算，当运行参数达到危及三大安全屏障完整性时
【学位授予单位】：华北电力大学
【学位级别】：硕士
【学位授予年份】：2014
【分类号】：TM623

【参考文献】