Abstract：The I&C designs of the reactor and coolant system for Qinshan Phase II NPP Project aremainly based on the corresponding designs of Daya Bay NPP,but some adaptive modifications have beentaken to change the three coolant loops to the two coolant loops.This paper summaries the I&C designs andthe development of the key instrumentation for the reactor and coolant system of Qinshan Phase II NPP.Itdescribes the selection of the reactor protection variables,core control and monitoring by the reactor http://www.51lunwen.org/ controlsystem and the measures to improve the plant availability.It also introduces the process for development ofkey instrumentation in China in detail.The successful operation of unit 1 shows that the design andimplementation are very success.
Key words：Instrumentation and Control；Indigenous design；Local manufacture of equipment
摘要：秦山核电二期工程反应堆及反应堆冷却剂系统的仪表和控制设计参考了大亚湾核电站的设计，但作了冷却剂系统三环路改二环路的适应性修改。本文总结了秦山核电二期工程反应堆及反应堆冷却剂系统仪表和控制的设计、重要仪表控制设备的研制。具体介绍了反应堆保护系统保护变量的选取、反应堆控制系统对堆芯的控制和监测以及提高核电厂可利用率的设计，并着重介绍了重要仪表控制设备的国产化研制过程。1号机组的成功运行证明：设计和研制是非常成功的。
关键词：仪表和控制；设计自主化；设备国产化
1前言
秦山核电二期工程1号机组安装后顺利通过调试，提前一个月投入商业运行，说明秦山核电二期工程，尤其是其核蒸汽供应系统(NSSS)的设计是成功的。
秦山核电二期工程反应堆及反应堆冷却剂系统仪表和控制，是核岛仪表和控制的核心部分，主要由堆芯仪表、反应堆控制系统、反应堆保护系统及一些诸如松脱部件监测和振动监测等系统组成。参考大亚湾核电厂的设计，做了三环路改二环路的适应性修改，并在设备国产化上下了大功夫。因此，就这部分设计而言，已经实现了设计自主化、设备国产化的我国的核电方针。
2反应堆保护系统
首先是保护变量的选取。秦山核电二期工程停堆保护系统的保护变量有21个，外加手动停堆共22个(表1)。
按照压水堆纵深防御的概念，停堆保护系统的功能是：保护堆芯燃料元件包壳和冷却剂系统边界两道屏障，即①堆芯线功率密度不超过安全限值(LPD保护)，②堆芯不发生偏离泡核沸腾(DNB保护)，③冷却剂系统不超压。
(1)表1中8，超功率ΔT保护，针对LPD的保护，并辅以1～6共6项核功率快变化的多样性保护。
(2)表1中7，超温ΔT保护，针对DNB的保护，并辅以9，12，13，14，15，16快变化的多样性保护。
(3)表1中10，稳压器压力高，保护冷却剂系统边界的完整性，并辅以15，16，18多样性保护。
(4)表1中21，ATWT保护，作为停堆保护失灵的缓解措施。
除了21项自动触发停堆保护以外，还设置了手动停堆的后备措施。
当发生设计基准事故后，为缓解事故后果、防止放射性外逸，要自动启动专设安全设施。启动专设安全设施的保护变量，在参考大亚湾核电厂设计的基础上，做了三环路改二环路的适应性修改。
所有这些保护变量以及它们的整定值，在设计中都作了计算分析、理论验证，验证了设计的正确性。
其次是反应堆保护系统的系统设计。系统设计主要遵照我国现行法规、国家标准进行。主要有：①HAD102/10《核电厂保护系统及有关设施》；②GB4083-83《反应堆保护系统安全准则》；③GB5204-94《核电厂安全系统定期试验与监测》；④GB12727-91《核电厂安全系统电气物项质量鉴定》；⑤RCCE(1993)《压水堆核电站核岛电气设备设计和建造规则》(法国)。
系统满足单一故障准则、定期试验准则、独立性准则、以及多样性准则等；元器件经过高质量筛选，系统设备在制造、安装过程中的质量保证，所有这些使本系统达到了高的可靠性。
3反应堆控制系统
秦山核电二期工程在功率运行时(15%FP以上)，反应堆控制系统能保证反应堆功率自动跟踪汽机负荷的变化，同时把反应堆及反应堆冷却剂系统自动调节到规定状态，并保持这个状态，即冷却剂平均温度、冷却剂系统压力、冷却剂系统的水装量，以及蒸汽发生器的水装量，都保持在设计的程序值上，并在功率负荷的变化过程中，控制这些状态参数的动态偏差，不使其启动反应堆保护系统，以达到高的核电厂可利用率。
反应堆控制系统通过棒控系统调节反应堆功率，使反应堆平均温度Tavg维持在程序温度Tref±0.83℃的温度范围内。当Tavg偏离超出这个温度范围时，棒控系统就自动调节。当Tavg比Tref高出3℃时，向冷凝器的蒸汽排放就会自动投入，它协助棒控系统，抑制系统的动态偏差，不使超差。当Tavg低于Tref太多，落在C22信号线以下时，C22信号就自动启动汽机,以(5-10)%FP/min的速率快速降负荷，直至Tavg恢复到C22信号线以上方止。
秦山核电二期工程在正常功率运行时，对堆芯的控制和监测是充分的。4组控制棒的提升与插入严格按照核设计规定的顺序进行。在正常功率运行时，规定仅1组D棒(主调节棒)插入堆芯，停在咬量位置。对D棒组的插入工程毕业论文低位与低低位均设有报警，以告知操纵员充硼，或紧急充硼。调节棒除了调节堆芯功率外，还兼有调节堆芯轴向功率分布的功能，设置了堆芯功率分布监测系统，对堆芯轴向偏移Δi进行实时监测。在主控制室操纵台上有“Δi-PR”的显示图,供操纵员监视。当“Δi-PR”的运行点超出预定范围，先发报警，接着会产生C21信号，自动启动汽机，以(5-10)%FP/min的速率快速降负荷，直至C21信号消失为止，以保护堆芯。除此以外，在堆芯121盒燃料组件中的30盒的水流出口处，安装热电偶，直接监测燃料组件的出口流温度，并设有高温报警。还设有堆芯欠热度的显示和报警。
反应堆及反应堆冷却剂系统的控制设计，在确保核安全的前提下，尽量提高核电厂的可利用率，有以下设计：
设置汽机快速降负荷的控制，既保证了堆芯的安全，同时不使功率运行中出现的偏离发展到停堆保护。启动汽机快速降负荷的变量，除了上述的堆芯轴向偏移(C21信号)和冷却剂平均温度Tavg偏离程序温度Tref过低外(C22信号)，还有超温ΔT和超功率ΔT两个变量，即当它们还未达到停堆保护整定值以前的某个值，就启动汽机快速降负荷，以保护堆芯，防止进一步发展到停堆保护。
当机组甩去全部外负荷时，机组将转为厂用负荷运行，反应堆自动降到30%FP功率水平，并停在此暂时的运行状态，靠向冷凝器的蒸汽排放来平衡一、二回路的功率负荷。全部过程是自动的。当电网在短时内恢复，就可重新合闸，并自动提升机组功率，以提高机组的可利用率。
利用向冷凝器蒸汽排放的控制还可做到汽机煞车不停堆，此时，反应堆同样会自动降功率，并运行在30%FP功率水平，只要向冷凝器的蒸汽排放控制是正常可用、冷凝器的真空是好的。
以上这些设计，在设计阶段用CATIA-2程序进行了仿真计算，验证了这些设计是可行的。仿真计算结果整理在RRC系统手册第十章里。在1号机组调试阶段也做过真堆试验，最终验证了反应堆控制系统的正确设计和可行。2002年4月10日下午1:30甩至厂用负荷试验，对反应堆控制系统来说是一次成功的。记录的试验曲线与对应的仿真计算很相近。
4设备国产化
秦山核电二期工程反应堆及反应堆冷却剂系统仪表和控制的设备，除了堆芯测量、堆外核测、松脱部件监测和振动监测外，全部选用国产设备。堆外核测设备，松脱部件监测和振动监测设备都安排了国内攻关研制，后因投资增加了外汇借贷，才决定进口。现在看来这些仪控设备的研制都是成功的，尤其是反应堆保护系统和棒控棒位系统的研制，非常成功，且有特色。
反应堆保护系统逻辑装置，连同ATWT装置，在专家论证立项后，安排在国家核电“八五”重点攻关计划内。采用CMOS集成元件、光电隔离组件、以及核级继电器组成的反应堆保护系统逻辑装置，经过五年努力，研制出了工程样机(单列)，并通过部级鉴定。又经过2年努力，由北京核仪器厂制造出正式装堆产品，并成功地通过了现场调试，应用于1号机组。
系统的构造参考了大亚湾核电厂的设计，但作了三环路改二环路、以及供电电源种类改变的适应性修改。通过1号机组的调试，证明性能符合设计要求，质量好。除了保护系统逻辑装置本体以外，还研制了对该装置进行定期试验用的T2试验装置。利用微电脑技术，实现了该装置的自动定期试验，并能将故障定位到插件，做到设备故障检查既准确，又省时，具有很好
