摘要：全shijie對清潔能源高速擴大的需求，也促成了國內核電事業的飛速發展，差壓變送器作為一項發展較為成熟的控制領域技術，廣泛應用于我國各座核電廠的建設與運行。shijie上已經發展成商業規模并且不斷有后續建造項目的核電站技術絕大部分是壓水堆。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。本文將結合差壓變送器的特點以及重水堆反應堆堆型的特點及要求，介紹重水堆核電廠差壓變送器應用的可行性分析。

 

1 核電站非安全級數字化儀控發展背景

核電站非安全級差壓變送器（以下簡稱：系統）是核電站的信息神經和控制中樞，對于保證核電站能安全、可靠、穩定和經濟運行以及提升核電站生產管理水平都起著至關重要的作用。

從系統的發展路徑大致可以分為三代產品，地衣代是基于模擬組合儀表和繼電器邏輯的傳統儀控系統；第二代是以傳統儀控系統為主，計算機采集控制系統為輔的混合型儀控系統 [1] ，大亞灣、秦山一期是典型的例子；第三代是基于計算機和網絡技術的差壓變送器，包括數字化的先金主控室，目前已經運行的田灣核電站、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在建的核電站都采用這種方式。

核電儀控系統與電站運行直接相關主要包括三個層次，儀表和執行器層（Level0），控制層（Level1）和監控層（Level2）。儀表和執行器層目前采用數字化技術較少，主要是采用了一些帶現場總線功能的智能變送器；控制層主要是基于數據采集單元、DCS控制站和PLC產品，完成自動控制和保護功能；監控層是基于DCS的數據服務器、操作站和少量的應急硬操設備，實現先金主控室功能 [2] �？刂茖樱↙evel1）和監控層（Level2）是主要由DCS等差壓變送器組成。

 

2 重水堆綜述

shijie上已經發展成商業規模并且不斷有后續建造項目的核電站技術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）原創開發成功的70萬KW級第二代半成熟技術CANDU-6型重水堆 [3] 。

CANDU-6機組的380燃料通道成水平布置，可進行模塊式組裝。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，據估計，CANDU與PWR電站大約75%以上的設備基本上是相同的 [4] 。（1）它們都有兩個主回路，一回路為反應堆冷卻劑系統，主要由反應堆堆芯、主泵、蒸汽發生器和穩壓器等組成；二回路由蒸汽發生器、汽輪發電機組、冷凝器和給水泵等組成。（2）它們的核蒸汽供應系統是類似的。核裂變反應在堆芯中進行，產生的能量主要釋放在核燃料棒內，經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生器的U型管內快速流過時不斷地把熱量傳遞給管子外側的水，而水沸騰所產生的高溫高壓水蒸氣推動汽輪機，從而帶動發電機發電。與通常的壓水堆一樣，堆芯和一回路所有帶核的設備完全被包容在安全殼內，使其與二回路汽輪發電機系統以及環境隔離。除了反應堆本體之外，CANDU與PWR的核蒸汽供應系統所用到的一些主要設備，如蒸汽發生器、冷卻劑循環泵、穩壓器等也是類似的。（3）它們的常規島部分所采用的汽輪發電機、冷凝器、給水泵等一系列設備和相關技術基礎基本上也是一樣的。

 

3重水堆控制系統的設計要求

重水堆核電站的主要控制回路，包括反應堆功率調節系統，電站負荷控制器，一回路壓力控制器以及蒸汽發生器給水調節系統等。此外，還有一系列監測系統等。如壓力管出水口溫度，一回路壓力及流量、燃料元件破損監測及重水泄漏監測等。在設計這些控制系統及監測系統時，必須考慮下列安全

限制：

控制系統必須保證在任何時候反應性增長的#大速率不超過0.3mk/s，以限制反應堆#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堆的負反

應性速率和數值必須大于#大可能的反應性增加速率和數值，即要求能夠安全地抑制任何可能出現的正反應性擾動。反應堆啟動時的周期，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。

應將一回路冷卻劑溫度的變化速率限制在一定范圍內，以保證系統的運行壓力及溫度應力在允許范圍內。

總之，核電站各控制系統及監測系統的任務，就是要保證工藝系統在安全限制范圍內運行，一旦超出安全限制范圍，必須由保護系統實現可靠地停堆。

 

4重水堆的差壓變送器應用可行性結論

在儀控構成方面，重水堆采用模擬盤控制臺、繼電器控制和電站計算機系統相結合的混合控制，繼電器存在故障探測、在線維護和可維護性方面的不足，電站計算機也存在集中風險和備件供應等問題，而以計算機和網絡通訊為基礎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，數字化核電儀控系統所使用的編程語言更加靈活，可以實現由復雜的繼電器硬件邏輯和匯編語言完成的一切功能�？刂破鞑捎们度胧�32位專用處理器（CPU主頻240MHz，雙核架構），性能優于重水堆電站計算機所采用的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，核電數字儀控系統對精度、響應時間和容量的要求高于重水堆，能滿足重水堆對儀控系統的要求。

在儀控工藝系統方面，主慢化劑系統、端屏蔽冷卻系統、環隙氣體系統和重水相關系統是重水堆所特有的系統，但控制方法與壓水堆一樣，均為常規的開關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計，能完成對電站主要系統設備和參數進行操作和狀態監測，以及實現報警管理及I&C故障顯示，趨勢顯示，日志記錄，掛牌操作、操作規程和工況計算等功能。

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