隨著人類活動(dòng)產(chǎn)生的溫室氣體不斷增加,由此引起的全球氣候變暖等一系列環(huán)境問題也越發(fā)嚴(yán)重,因此,世界各國(guó)都開始大力發(fā)展清潔能源,核電作為一種高效的清潔能源重新得到了人們的重視。在我國(guó)的能源中長(zhǎng)期規(guī)劃中,核電占據(jù)了一個(gè)十分重要的位置。預(yù)計(jì)到2020年,我國(guó)的核電規(guī)模將由現(xiàn)在的不足1000萬千瓦增加到7000萬千瓦。因此,開展對(duì)核電站數(shù)字化儀控系統(tǒng)的研究,提高核電站的自動(dòng)化水平和安全性,已經(jīng)成為一個(gè)重要的課題。AP1000是由美國(guó)西屋公司開發(fā)的第三代核電站技術(shù),采用了先進(jìn)非能動(dòng)的壓水堆（Advanced Passive PWR）,電功率1250MWe,設(shè)計(jì)壽命60年,主要安全系統(tǒng)采用非能動(dòng)設(shè)計(jì)。本文在研究AP1000非能動(dòng)安全系統(tǒng)和數(shù)字化儀控系統(tǒng)的基礎(chǔ)上,重點(diǎn)分析了反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)的控制對(duì)象和控制特性,詳細(xì)描述了穩(wěn)壓器、反應(yīng)堆冷卻劑泵、反應(yīng)堆冷卻劑主管道等關(guān)鍵設(shè)備的儀表和控制功能,制定出反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)儀控部分和停堆邏輯的系統(tǒng)需求。在以上工作的基礎(chǔ)上,結(jié)合AP1000依托項(xiàng)目,完成了反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)儀表功能和控制邏輯的設(shè)計(jì)以及反應(yīng)堆停堆保護(hù)邏輯的設(shè)計(jì)。 

【文章頁數(shù)】：60 頁

【學(xué)位級(jí)別】：碩士

【文章目錄】：
摘要
Abstract
第1章 緒論
    1.1 本課題的研究意義
    1.2 本課題的技術(shù)背景
        1.2.1 AP1000技術(shù)概述
        1.2.2 核電站數(shù)字化儀控系統(tǒng)技術(shù)分析
        1.2.3 國(guó)外核電站數(shù)字化儀控系統(tǒng)的應(yīng)用情況
        1.2.4 數(shù)字化儀控系統(tǒng)在國(guó)內(nèi)核電站的應(yīng)用情況
    1.3 論文主要內(nèi)容及安排
第2章 AP1000數(shù)字化儀表控制系統(tǒng)
    2.1 AP1000儀控系統(tǒng)總體結(jié)構(gòu)
    2.2 AP1000儀控系統(tǒng)分系統(tǒng)介紹
    2.3 AP1000儀表和控制系統(tǒng)平臺(tái)
        2.3.1 Ovation平臺(tái)
        2.3.2 Common Q平臺(tái)
    2.4 本章小結(jié)
第3章 反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)
    3.1 系統(tǒng)概述
    3.2 系統(tǒng)功能
        3.2.1 安全相關(guān)功能
        3.2.2 非安全相關(guān)的縱深防御功能
        3.2.3 其他非安全相關(guān)的功能
    3.3 儀表和控制要求
    3.4 本章小結(jié)
第4章 反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)儀表功能和控制邏輯設(shè)計(jì)
    4.1 穩(wěn)壓器
        4.1.1 穩(wěn)壓器儀表
        4.1.2 穩(wěn)壓器控制邏輯
    4.2 反應(yīng)堆冷卻劑泵(RCP)
        4.2.1 反應(yīng)堆冷卻劑泵儀表
        4.2.2 反應(yīng)堆冷卻劑泵控制邏輯
    4.3 反應(yīng)堆冷卻劑主管道
        4.3.1 反應(yīng)堆冷卻劑主管道儀表
    4.4 自動(dòng)卸壓系統(tǒng)(ADS)
        4.4.1 ADS啟動(dòng)邏輯
    4.5 本章小結(jié)
第5章 反應(yīng)堆停堆保護(hù)邏輯的分析與設(shè)計(jì)
    5.1 反應(yīng)堆停堆的設(shè)計(jì)準(zhǔn)則
        5.1.1 要求停堆的核電站模式
        5.1.2 停堆功能所應(yīng)用的變量
        5.1.3 用于停堆的與空間位置相關(guān)的參數(shù)
        5.1.4 對(duì)各種反應(yīng)堆運(yùn)行方式下停堆變量的運(yùn)行范圍限制
        5.1.5 故障、事故、自然現(xiàn)象或可能事件的停堆
    5.2 停堆邏輯的設(shè)計(jì)與分析
        5.2.1 核啟動(dòng)停堆
        5.2.2 核超功率停堆
        5.2.3 堆芯釋熱停堆
        5.2.4 一回路超壓停堆
        5.2.5 喪失熱阱停堆
        5.2.6 主給水隔離停堆
    5.3 本章小結(jié)
第6章 結(jié)束語
    6.1 本文工作總結(jié)
    6.2 展望
參考文獻(xiàn)
致謝
卷內(nèi)備考表


【參考文獻(xiàn)】：
期刊論文
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碩士論文
[1]OPC技術(shù)在核電站化容系統(tǒng)仿真中的應(yīng)用研究[D]. 張?jiān)罘?上海交通大學(xué) 2007
[2]數(shù)字化核級(jí)設(shè)備的開發(fā)及過程監(jiān)控[D]. 胡曉英.上海交通大學(xué) 2007



本文編號(hào)：3659497