摘要：全shijie對清潔能源高速擴(kuò)大的需求，也促成了國內(nèi)核電事業(yè)的飛速發(fā)展，差壓變送器作為一項發(fā)展較為成熟的控制領(lǐng)域技術(shù)，廣泛應(yīng)用于我國各座核電廠的建設(shè)與運行。shijie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，也有其特殊用途。本文將結(jié)合差壓變送器的特點以及重水堆反應(yīng)堆堆型的特點及要求，介紹重水堆核電廠差壓變送器應(yīng)用的可行性分析。

 

1 核電站非安全級數(shù)字化儀控發(fā)展背景

核電站非安全級差壓變送器（以下簡稱：系統(tǒng)）是核電站的信息神經(jīng)和控制中樞，對于保證核電站能安全、可靠、穩(wěn)定和經(jīng)濟(jì)運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，地衣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；第三代是基于計算機(jī)和網(wǎng)絡(luò)技術(shù)的差壓變送器，包括數(shù)字化的先金主控室，目前已經(jīng)運行的田灣核電站、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)與電站運行直接相關(guān)主要包括三個層次，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，實現(xiàn)先金主控室功能 [2] �？刂茖樱↙evel1）和監(jiān)控層（Level2）是主要由DCS等差壓變送器組成。

 

2 重水堆綜述

shijie上已經(jīng)發(fā)展成商業(yè)規(guī)模并且不斷有后續(xù)建造項目的核電站技術(shù)絕大部分是加壓水冷堆（Pressurized Water-cooledReactors），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)開發(fā)成功的70萬KW級第二代半成熟技術(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。采用不停堆換料運行方式，省去了輕水堆大約每年一次的停堆換料時間，并可及時卸出破損的燃料組件，降低其對冷卻劑回路的污染，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，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，同時不斷地把熱量帶走，高溫高壓冷卻水在蒸汽發(fā)生器的U型管內(nèi)快速流過時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汽輪機(jī)，從而帶動發(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)測及重水泄漏監(jiān)測等。在設(shè)計這些控制系統(tǒng)及監(jiān)測系統(tǒng)時，必須考慮下列安全

限制：

控制系統(tǒng)必須保證在任何時候反應(yīng)性增長的#大速率不超過0.3mk/s，以限制反應(yīng)堆#大允許的超功率值。同時，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#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。反應(yīng)堆啟動時的周期，一般控制在30秒以上，任何時候不得短于10秒。

對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)。

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)運行，一旦超出安全限制范圍，必須由保護(hù)系統(tǒng)實現(xiàn)可靠地停堆。

 

4重水堆的差壓變送器應(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、繼電器控制和電站計算機(jī)系統(tǒng)相結(jié)合的混合控制，繼電器存在故障探測、在線維護(hù)和可維護(hù)性方面的不足，電站計算機(jī)也存在集中風(fēng)險和備件供應(yīng)等問題，而以計算機(jī)和網(wǎng)絡(luò)通訊為基礎(chǔ)的核電站差壓變送器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)所使用的編程語言更加靈活，可以實現(xiàn)由復(fù)雜的繼電器硬件邏輯和匯編語言完成的一切功能。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)于重水堆電站計算機(jī)所采用的SS⁃CI-890控制器（CPU頻率8MHz和主存儲器2MB），并且存儲器容量更大�？刂破鞑捎弥鱾淙哂嘣O(shè)計，無擾切換，保證毫秒級的切換時間，完全滿足重水堆對冗余的要求，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刷新時間2s，觸點掃描時間為4ms，核電數(shù)字儀控系統(tǒng)對精度、響應(yīng)時間和容量的要求高于重水堆，能滿足重水堆對儀控系統(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)的開關(guān)量控制和模擬量回路控制，核電差壓變送器能滿足要求。

在主控室方面，重水堆主要包括模擬盤控制平臺，DCC控制平臺及大屏幕顯示三部分。而核電差壓變送器采用先金的主控室設(shè)計，能完成對電站主要系統(tǒng)設(shè)備和參數(shù)進(jìn)行操作和狀態(tài)監(jiān)測，以及實現(xiàn)報警管理及I&C故障顯示，趨勢顯示，日志記錄，掛牌操作、操作規(guī)程和工況計算等功能。

基于重水堆和壓水堆在儀控系統(tǒng)方面的分析，核電差壓變送器可用于重水堆是可行的。