核电厂核级冷水机组控制系统设计与研究

目前,在二代加核电站中,核级冷水机组控制系统普遍采用可编程逻辑控制器实现机组控制及保护等功能。随着三代核电站对安全标准的提高,传统核级冷水机组控制系统已无法满足核电厂对控制系统安全分级、设备鉴定以及设计验证的要求。通过分析三代核电厂对核级冷水机组的安全分级及功能要求,提出采用安全级数字化仪控平台实现机组的控制及保护。控制系统在设计过程中,采用了隔离、功能分散、故障安全以及冗余配置等设计方法,全面提升了核级冷水机组控制系统的可用性及可靠性,进而提高了核级冷水机组在电厂事故工况下执行安全功能的能力。该控制系统的设计及实施,为后续核级主设备采用安全级数字化仪控平台实现控制系统设计提供了更好的解决方案。     

基于FSS对二次侧非能动余热排出系统的验证

  目的  作为应对全厂断电事故（SBO）所做的重要设计改进项，二次侧非能动余热排出系统（ASP）基于蒸汽发生器（SG） 的二次侧闭式自然循环，在全部补水丧失的情况下，可以有效导出堆芯余热。  方法  基于全范围模拟机Full Scope Simulator(简称FSS)，在模拟机平台引入SBO+SBO柴油机失效+ASG气动泵失效事故工况，通过仿真模拟的方式，验证ASP系统对机组一、二回路的影响。  结果  仿真结果表明:ASP系统投运后，堆芯余热被有效导出，运行4 h后，SG内水位可恢复至8.6 m，SG内压力降至1.2 MPa（a），堆芯出口温度降至约为209 ℃，堆芯饱和温度裕度大于20 ℃，堆芯不存在融毁风险，事故处于可控状态。  结论  ASP系统满足设计工况需求，可实现堆芯余热的长期有效导出。