【摘要】：為了緩解能源緊張并減少環(huán)境污染，在我國(guó)發(fā)展核電是大勢(shì)所趨。同時(shí)，巨大的電力缺口促使著各國(guó)在福島事件后逐步重啟核電的建設(shè)。2012年，國(guó)家相關(guān)部門(mén)規(guī)定新建核電機(jī)組必須符合三代安全標(biāo)準(zhǔn)。在三代堆設(shè)計(jì)中，增加了對(duì)設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故的防御和緩解，，即對(duì)反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)有了更高的要求，同時(shí)也促使相應(yīng)的控制系統(tǒng)滿足更高的要求。 核電站控制系統(tǒng)的發(fā)展經(jīng)歷了模擬儀表、模擬儀表和數(shù)字化設(shè)備組合及基于計(jì)算機(jī)技術(shù)的純數(shù)字化三代控制系統(tǒng)的歷程。目前國(guó)內(nèi)新建的機(jī)組均采用了全數(shù)字化的控制系統(tǒng)。因此研發(fā)具有自主知識(shí)產(chǎn)權(quán)的安全級(jí)數(shù)字化控制平臺(tái)已是迫在眉睫。通信作為數(shù)字化技術(shù)中的關(guān)鍵技術(shù)之一，對(duì)構(gòu)建整個(gè)控制系統(tǒng)，實(shí)現(xiàn)各個(gè)控制站間的數(shù)據(jù)交互起著關(guān)鍵的作用。通信技術(shù)存在點(diǎn)對(duì)點(diǎn)通信、環(huán)網(wǎng)通信、總線通信等多種技術(shù)形態(tài)，分別具有不同的特點(diǎn)。核電站控制系統(tǒng)一般分為安全級(jí)和非安全級(jí)兩大部分，安全級(jí)控制系統(tǒng)因主要用于保證核電站的安全控制功能，在可靠性方面要求更高，因此，相關(guān)核安全法規(guī)和標(biāo)準(zhǔn)對(duì)通信設(shè)計(jì)提出了很多要求。 本文是基于國(guó)內(nèi)已經(jīng)應(yīng)用的安全級(jí)控制平臺(tái)：TXS和MELTAC平臺(tái)，通過(guò)對(duì)二者通信技術(shù)和架構(gòu)的分析研究，實(shí)現(xiàn)適用于三代核電項(xiàng)目-APWR的安全級(jí)控制系統(tǒng)的通信架構(gòu)設(shè)計(jì)。文中通過(guò)對(duì)安全級(jí)控制系統(tǒng)的分析，將其按照功能分為兩部分：實(shí)現(xiàn)緊急停堆功能和啟動(dòng)安全專(zhuān)設(shè)設(shè)施功能。并結(jié)合參考的控制系統(tǒng)，分別設(shè)計(jì)其通信架構(gòu)，最后經(jīng)過(guò)通信接口分析和任務(wù)需求等，將二者合成完整的通信架構(gòu)，并對(duì)其進(jìn)行分析，在確保其遵循標(biāo)準(zhǔn)的和滿足任務(wù)需求的同時(shí)，論證其對(duì)已有的通信架構(gòu)的優(yōu)化，也論述了其滿足冗余性、實(shí)時(shí)性和可擴(kuò)展性等方面的優(yōu)勢(shì)，并結(jié)合相應(yīng)的硬件和已應(yīng)用的項(xiàng)目來(lái)分析該架構(gòu)的可靠性和實(shí)用性。
【圖文】：

括檢修車(chē)間、現(xiàn)場(chǎng)實(shí)驗(yàn)室、廢物輔助廠房、除鹽水生產(chǎn)車(chē)間、主開(kāi)關(guān)站等。2.2 核電站安全相關(guān)工藝系統(tǒng)核電站中與安全相關(guān)的主要工藝系統(tǒng)如圖2-1所示，主要包括安全注入系統(tǒng)（RIS）、核儀表系統(tǒng)（RPN）、安全殼噴淋系統(tǒng)（EAS）、余熱排出系統(tǒng)（RRA）、化學(xué)和容積控制系統(tǒng)（RCV）、反應(yīng)堆硼和水補(bǔ)給系統(tǒng)（REA）、反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)（RCP）、反應(yīng)堆水池和乏燃料水池冷卻和處理系統(tǒng)（PTR）、、輔助給水系統(tǒng)（ASG）、主給水系統(tǒng)（ARE）、主蒸汽系統(tǒng)（VVP）等[1,6]。(1) 核儀表系統(tǒng)（RPN）在反應(yīng)堆壓力容器外面安裝著一系列中子探測(cè)器，核儀表系統(tǒng)利用這些探測(cè)器來(lái)獲取反應(yīng)堆的功率、功率變化率以及功率的徑向和軸向分布等，這些數(shù)據(jù)直接關(guān)系到反應(yīng)堆的安全。同時(shí)，也用于防范反應(yīng)堆發(fā)生超功率事件，獲取中子注量率高和注量率變化率高信號(hào)，供給反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)以觸發(fā)反應(yīng)堆緊急停堆。

2.3 核電站安全級(jí)系統(tǒng)構(gòu)成核電站安全級(jí)系統(tǒng)主要是保證反應(yīng)堆保護(hù)功能的實(shí)現(xiàn)，主要是保護(hù)三大核安全屏障的完整性。如圖2-2所示，三大屏障包括燃料包殼、一回路壓力邊界和安全殼[19]。圖2-2 反應(yīng)堆的三道屏障當(dāng)某些重要的運(yùn)行參數(shù)超過(guò)安全整定值時(shí)，立即觸發(fā)安全級(jí)系統(tǒng)的反應(yīng)堆緊急停堆系統(tǒng)，及時(shí)停閉反應(yīng)堆。保護(hù)防止放射性泄露的三道安全屏障的完好性。當(dāng)發(fā)生主冷卻劑管道破裂造成失水事故時(shí)，除了緊急停閉反應(yīng)堆，還要觸發(fā)專(zhuān)設(shè)安全設(shè)施，用來(lái)中止或緩解事故的后果。當(dāng)核電站的某些重要設(shè)備和系統(tǒng)出現(xiàn)故障時(shí)，也需要采取保護(hù)措施來(lái)保護(hù)這些設(shè)備以及相關(guān)的系統(tǒng)不受損壞。因此，在安全級(jí)控制系統(tǒng)主要有反應(yīng)堆緊急停堆系統(tǒng)和安全專(zhuān)設(shè)設(shè)施驅(qū)動(dòng)系統(tǒng)兩大系統(tǒng)組成。2.3.1 反應(yīng)堆緊急停堆系統(tǒng)反應(yīng)堆緊急停堆系統(tǒng)主要是在一些專(zhuān)門(mén)的測(cè)量參數(shù)超過(guò)設(shè)定值時(shí)實(shí)現(xiàn)緊急停堆，主要指通過(guò)采集相關(guān)運(yùn)行參數(shù)進(jìn)行設(shè)定值和邏輯運(yùn)算，當(dāng)運(yùn)行參數(shù)達(dá)到危及三大安全屏障完整性時(shí)
【學(xué)位授予單位】：華北電力大學(xué)
【學(xué)位級(jí)別】：碩士
【學(xué)位授予年份】：2014
【分類(lèi)號(hào)】：TM623

【參考文獻(xiàn)】

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本文編號(hào)：2551310