重水堆的數(shù)字化儀控系統(tǒng)應(yīng)用可行性分析

馬潔光 田書柘

摘要：全世界對(duì)清潔能源高速擴(kuò)大的需求，也促成了國(guó)內(nèi)核電事業(yè)的飛速發(fā)展， 數(shù)字化儀控系統(tǒng)作為一項(xiàng)發(fā)展較為成熟的控制領(lǐng)域技術(shù)，廣泛應(yīng)用于我國(guó)各座核電廠的建設(shè)與運(yùn)行。世界上已經(jīng)發(fā)展成商業(yè)規(guī)模并且不斷有后續(xù)建造項(xiàng)目的核電站技術(shù)絕大部分是壓水堆。但是重水堆作為核電站堆型多樣化的情勢(shì)，也有其特殊用途。本文將結(jié)合數(shù)字化儀控系統(tǒng)的特點(diǎn)以及重水堆反應(yīng)堆堆型的特點(diǎn)及要求，介紹重水堆核電廠數(shù)字化儀控系統(tǒng)應(yīng)用的可行性分析。

關(guān)鍵詞：核電;重水堆;數(shù)字化儀控系統(tǒng); 可行性分析

中圖分類號(hào)：TK323? ?文獻(xiàn)標(biāo)識(shí)碼：A

文章編號(hào)：1009-3044（2019）21-0257-02

開(kāi)放科學(xué)（資源服務(wù)）標(biāo)識(shí)碼（OSID）：

核電站非安全級(jí)數(shù)字化儀控系統(tǒng)（以下簡(jiǎn)稱：系統(tǒng)）是核電站的信息神經(jīng)和控制中樞，對(duì)于保證核電站能安全、可靠、穩(wěn)定和經(jīng)濟(jì)運(yùn)行以及提升核電站生產(chǎn)管理水平都起著至關(guān)重要的作用。

從系統(tǒng)的發(fā)展路徑大致可以分為三代產(chǎn)品，第一代是基于模擬組合儀表和繼電器邏輯的傳統(tǒng)儀控系統(tǒng);第二代是以傳統(tǒng)儀控系統(tǒng)為主，計(jì)算機(jī)采集控制系統(tǒng)為輔的混合型儀控系統(tǒng)[1]，大亞灣、秦山一期是典型的例子;第三代是基于計(jì)算機(jī)和網(wǎng)絡(luò)技術(shù)的數(shù)字化儀控系統(tǒng)，包括數(shù)字化的先進(jìn)主控室，目前已經(jīng)運(yùn)行的田灣核電站、方家山核電站、福清核電站、寧德核電站、紅沿河核電站等以及大部分國(guó)內(nèi)在建的核電站都采用這種方式。

核電儀控系統(tǒng)與電站運(yùn)行直接相關(guān)主要包括三個(gè)層次，儀表和執(zhí)行器層（Level0），控制層（Level1）和監(jiān)控層（Level2）。儀表和執(zhí)行器層目前采用數(shù)字化技術(shù)較少，主要是采用了一些帶現(xiàn)場(chǎng)總線功能的智能變送器;控制層主要是基于數(shù)據(jù)采集單元、DCS控制站和PLC產(chǎn)品，完成自動(dòng)控制和保護(hù)功能;監(jiān)控層是基于DCS的數(shù)據(jù)服務(wù)器、操作站和少量的應(yīng)急硬操設(shè)備，實(shí)現(xiàn)先進(jìn)主控室功能[2]?？刂茖樱↙evel1）和監(jiān)控層（Level2）是主要由DCS等數(shù)字化儀控系統(tǒng)組成。

2 重水堆綜述

世界上已經(jīng)發(fā)展成商業(yè)規(guī)模并且不斷有后續(xù)建造項(xiàng)目的核電站技術(shù)絕大部分是加壓水冷堆（Pressurized Water-cooled Reactors），主要包括壓力容器式的加壓輕水堆（PWR）和壓力管式的加壓重水堆（CANDU），秦山三期核電站采用了由加拿大原子能公司（AECL）原創(chuàng)開(kāi)發(fā)成功的70萬(wàn)KW級(jí)第二代半成熟技術(shù)CANDU-6型重水堆[3]。

CANDU-6機(jī)組的380燃料通道成水平布置，可進(jìn)行模塊式組裝。采用重水作為慢化劑和冷卻劑，利用中子吸收截面小，慢化系數(shù)大，慢化性能好，中子利用率高而可直接采用天然鈾作為核燃料，節(jié)省了鈾濃縮分離功，方便了乏燃料的貯存。采用不停堆換料運(yùn)行方式，省去了輕水堆大約每年一次的停堆換料時(shí)間，并可及時(shí)卸出破損的燃料組件，降低其對(duì)冷卻劑回路的污染，有利于提高電站的利用率。

CANDU型重水堆核電站與通常的壓水堆（PWR）核電站之間有極大的相似性，據(jù)估計(jì)，CANDU與PWR電站大約75%以上的設(shè)備基本上是相同的[4]。（1）它們都有兩個(gè)主回路，一回路為反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)，主要由反應(yīng)堆堆芯、主泵、蒸汽發(fā)生器和穩(wěn)壓器等組成;二回路由蒸汽發(fā)生器、汽輪發(fā)電機(jī)組、冷凝器和給水泵等組成。（2）它們的核蒸汽供應(yīng)系統(tǒng)是類似的。核裂變反應(yīng)在堆芯中進(jìn)行，產(chǎn)生的能量主要釋放在核燃料棒內(nèi)，經(jīng)主泵加壓的高壓冷卻劑從核燃料棒的表面快速地沖刷流過(guò)，同時(shí)不斷地把熱量帶走，高溫高壓冷卻水在蒸汽發(fā)生器的U型管內(nèi)快速流過(guò)時(shí)不斷地把熱量傳遞給管子外側(cè)的水，而水沸騰所產(chǎn)生的高溫高壓水蒸氣推動(dòng)汽輪機(jī)，從而帶動(dòng)發(fā)電機(jī)發(fā)電。與通常的壓水堆一樣，堆芯和一回路所有帶核的設(shè)備完全被包容在安全殼內(nèi)，使其與二回路汽輪發(fā)電機(jī)系統(tǒng)以及環(huán)境隔離。除了反應(yīng)堆本體之外，CANDU與PWR的核蒸汽供應(yīng)系統(tǒng)所用到的一些主要設(shè)備，如蒸汽發(fā)生器、冷卻劑循環(huán)泵、穩(wěn)壓器等也是類似的。（3）它們的常規(guī)島部分所采用的汽輪發(fā)電機(jī)、冷凝器、給水泵等一系列設(shè)備和相關(guān)技術(shù)基礎(chǔ)基本上也是一樣的。

3重水堆控制系統(tǒng)的設(shè)計(jì)要求

重水堆核電站的主要控制回路，包括反應(yīng)堆功率調(diào)節(jié)系統(tǒng)，電站負(fù)荷控制器，一回路壓力控制器以及蒸汽發(fā)生器給水調(diào)節(jié)系統(tǒng)等。此外，還有一系列監(jiān)測(cè)系統(tǒng)等。如壓力管出水口溫度，一回路壓力及流量、燃料元件破損監(jiān)測(cè)及重水泄漏監(jiān)測(cè)等。在設(shè)計(jì)這些控制系統(tǒng)及監(jiān)測(cè)系統(tǒng)時(shí)，必須考慮下列安全限制：

l 控制系統(tǒng)必須保證在任何時(shí)候反應(yīng)性增長(zhǎng)的最大速率不超過(guò)0.3mk/s，以限制反應(yīng)堆最大允許的超功率值。同時(shí)，要求有足夠的控制能力，以便在事故情況下引入反應(yīng)堆的負(fù)反應(yīng)性速率和數(shù)值必須大于最大可能的反應(yīng)性增加速率和數(shù)值，即要求能夠安全地抑制任何可能出現(xiàn)的正反應(yīng)性擾動(dòng)。

l 反應(yīng)堆啟動(dòng)時(shí)的周期，一般控制在30秒以上，任何時(shí)候不得短于10秒。

l 對(duì)壓力管出口的水溫度及燃料管內(nèi)的功率必須加以限制，以保證燃料元件溫度在允許限制以內(nèi)。

l 應(yīng)將一回路冷卻劑溫度的變化速率限制在一定范圍內(nèi)，以保證系統(tǒng)的運(yùn)行壓力及溫度應(yīng)力在允許范圍內(nèi)。

總之，核電站各控制系統(tǒng)及監(jiān)測(cè)系統(tǒng)的任務(wù)，就是要保證工藝系統(tǒng)在安全限制范圍內(nèi)運(yùn)行，一旦超出安全限制范圍，必須由保護(hù)系統(tǒng)實(shí)現(xiàn)可靠地停堆。

4重水堆的數(shù)字化儀控系統(tǒng)應(yīng)用可行性結(jié)論

在儀控構(gòu)成方面，重水堆采用模擬盤控制臺(tái)、繼電器控制和電站計(jì)算機(jī)系統(tǒng)相結(jié)合的混合控制，繼電器存在故障探測(cè)、在線維護(hù)和可維護(hù)性方面的不足，電站計(jì)算機(jī)也存在集中風(fēng)險(xiǎn)和備件供應(yīng)等問(wèn)題，而以計(jì)算機(jī)和網(wǎng)絡(luò)通訊為基礎(chǔ)的核電站數(shù)字化儀控系統(tǒng)能滿足重水堆在儀控方面的要求。

在儀控功能方面，數(shù)字化核電儀控系統(tǒng)所使用的編程語(yǔ)言更加靈活，可以實(shí)現(xiàn)由復(fù)雜的繼電器硬件邏輯和匯編語(yǔ)言完成的一切功能。控制器采用嵌入式32位專用處理器（CPU主頻240MHz，雙核架構(gòu)），性能優(yōu)于重水堆電站計(jì)算機(jī)所采用的SSCI-890控制器（CPU頻率8MHz和主存儲(chǔ)器2MB），并且存儲(chǔ)器容量更大?？刂破鞑捎弥鱾淙哂嘣O(shè)計(jì)，無(wú)擾切換，保證毫秒級(jí)的切換時(shí)間，完全滿足重水堆對(duì)冗余的要求，且在供電冗余方面優(yōu)于重水堆。

在儀控性能方面，重水堆的I/O刷新時(shí)間2s，觸點(diǎn)掃描時(shí)間為4ms，核電數(shù)字儀控系統(tǒng)對(duì)精度、響應(yīng)時(shí)間和容量的要求高于重水堆，能滿足重水堆對(duì)儀控系統(tǒng)的要求。

在儀控工藝系統(tǒng)方面，主慢化劑系統(tǒng)、端屏蔽冷卻系統(tǒng)、環(huán)隙氣體系統(tǒng)和重水相關(guān)系統(tǒng)是重水堆所特有的系統(tǒng)，但控制方法與壓水堆一樣，均為常規(guī)的開(kāi)關(guān)量控制和模擬量回路控制，核電數(shù)字化儀控系統(tǒng)能滿足要求。

在主控室方面，重水堆主要包括模擬盤控制平臺(tái)，DCC控制平臺(tái)及大屏幕顯示三部分。而核電數(shù)字化儀控系統(tǒng)采用先進(jìn)的主控室設(shè)計(jì)，能完成對(duì)電站主要系統(tǒng)設(shè)備和參數(shù)進(jìn)行操作和狀態(tài)監(jiān)測(cè)，以及實(shí)現(xiàn)報(bào)警管理及I&C故障顯示，趨勢(shì)顯示，日志記錄，掛牌操作、操作規(guī)程和工況計(jì)算等功能。

基于重水堆和壓水堆在儀控系統(tǒng)方面的分析，核電數(shù)字化儀控系統(tǒng)可用于重水堆是可行的。

參考文獻(xiàn)：

[1] 毛明.核電站儀控系統(tǒng)自動(dòng)化的綜合分析[J].核科學(xué)與工程， 2016，2：216.

[2] 史覬，蔣明瑜.核電站儀表與控制系統(tǒng)（I&C）系統(tǒng)數(shù)字化關(guān)鍵技術(shù)研究現(xiàn)狀[J].測(cè)控技術(shù)，2004，23（2）：29-32.

[3] 張延發(fā).秦山三期CANDU-6核電機(jī)組的核安全審評(píng)[J].自動(dòng)化儀表， 2009，9：280-283.

[4] 劉學(xué)斌. DCS控制在秦山三核的運(yùn)用. 秦山三核第三屆青年科技與管理論文?？?，2012：64.

【通聯(lián)編輯：梁書】