第26卷  第3期2019年3月仪器仪表用户INSTRUMENTATION
Vol.262019  No.3
国内外研究堆仪控系统调研
马 权，罗 琦，宋小明，刘艳阳
（中国核动力研究设计院 核反应堆系统设计技术重点实验室，成都  610213）
摘    要：研究堆代表了当前核反应堆的最新发展水平，而仪控系统是核反应堆的信息神经和控制中枢，在整个反应堆系统中具有举足轻重的作用。本文梳理了截至目前国内外研究堆仪控系统的发展现状，总结了国外发达核大国和国内典型的研究堆仪控系统的技术特点，重点关注了其保护和控制功能，回顾了研究堆仪控系统的发展历史和趋势，并指出了目前国内与国外发达国家的差距。关键词：研究堆；仪控系统；保护；控制
中图分类号：TL362              文献标志码：A
Research on Domestic and International Research Reactor Control System
Ma Quan ，Luo Qi ，Song Xiaoming ，Liu Yanyang
（Science and Technology on Reactor System Design Technology Laboratory, Nuclear Power Institute of China,Cheng-du,610213,China）Abstract：The research reactor represents the latest development level of the current nuclear reactor, and the instrument control system is the information nerve and control center of the nuclear reactor, and plays a decisive role in the entire reactor system. This paper combs the development status of the research and control instrument system at home and abroad, summarizes the technical characteristics of the developed nuclear powers and domestic research reactor control systems, focuses on its protection and control functions, and reviews the research reactor control. The development history and trends of the system, and pointed out the gap between domestic and foreign developed countries.
Key words：research reactor；instrument and control system；protection；control
收稿日期：2019-01-04
作者简介：马权（1981-），男，四川南充人，博士，核动力仪控工程中心副主任，主要从事核电厂数字化仪控系统研制和供货工作。
0  引言
研究堆是核反应堆的一种，主要目的是为基础研究和应用研究提供多种用途的中子源，也称为非动力反应堆。研究堆的用途非常广泛，涉及原子核物理、生命科学、材料科学、探测化学、生物学、核天文学、核考古学、同位素生产以及医学核农业等方面的试验研究[1]。相较于核电厂，研究堆有其自身的特点：结构比较简单，设计的复杂程度也有所降低；运行功率较低；研究堆启动和停堆的时间周期较短，并且在研究堆生命周期中需要频繁地对燃料组件进行更换，并且在整个过程中需要更多的人员进行实际操作，这也使得相关的人员操作对研究堆的运行和安全
十分重要。
作为整个反应堆系统的信息神经和控制中枢，研究堆仪表与控制系统对于保证反应堆安全、可靠、稳定和经济地运行以及提升生产管理水平起着至关重要的作用[2-4]。鉴于安全性在核反应堆的首要地位，核反应堆仪控技术须采用相当成熟的常规电子技术。随着近几十年来控制技术、网络通信技术、计算机技术、嵌入式技术、组态软件、现场总线技术、数据库技术和人工智能的不断成熟进步，包括研究堆在内的反应堆仪控技术也从传统的经典控制技术转变成现代控制技术，现在也在朝智能控制方向迈进。本文拟对国内外主要核大国的研究反应堆仪控系统进行研究尽管成熟的数字化仪控系统（DCS）技术产品己经在
DOI:10.3969/j.issn.1671-1041.2019.03.011
文章编号：1671-1041(2019)03-0040-04
。
马 权·国内外研究堆仪控系统调研
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非核电领域得到了非常广泛的应用，但是由于研究堆工艺流程相对复杂（与非核电领域）、安全设计纵深防御理念及设备安全分级等问题，使得研究堆控系统不但要拥有上述DCS通用特点，还增加了研究堆对数字化仪控平台独有的技术特点。此外，与典型核电站相比，研究堆仪控系统具有如下特点：1）研究堆仪控系统需要设置功率自动调节系统；2）无需负荷跟踪及汽轮机的控制系统；3）研究堆系统数量、采集点数都较少，而且逻辑控制较简单。
1  国外研究堆
1.1  美国TRIGA
20世纪70年代，美国核工业界就已经认识到了模拟仪控系统的缺点以及不利于安全的各种因素，也不能成为核电厂保护功能的最佳解决方案。因此，美国核工业界从那时起就逐渐地开展数字化反应堆保护系
统的不断探索和实践。TRIGA堆是所有核反应堆中唯一具有真正“固有安全”而非“机械安全”的反应堆[5,6]。
其数字化反应堆保护系统主要功能有：1）通过对所有的停堆变量进行实时监控，当产生的定值超出范围时，将产生紧急停堆信号；2）对部分相关保护变量进行实时监控，当产生的定值超出范围时，产生专设安全设施驱动信号；3）除此以外，还有人机接口、系统通信、自检验等辅助功能。
DCS一般采用2oo4（四取二）的总体架构，有以下特点：1）有4个完全相同的冗余通道；2）通过光纤进行各个
通道间的相互通信；3）通过隔离的串行通信线路实现其他系统与各个通道间的通信；4）2oo4逻辑通过硬接线的方式进行实现；5）为了增加系统的可靠性，将两个2oo4的逻辑再按照1oo2（二取一）的逻辑进行连接。
1.2  德国FRG
20世纪70年代，德国就开始在核反应研究堆采用数字化保护系统，德国的第一代系统由三冗余通道组成，采用2oo3（3取2）逻辑结构方式。其中，每个冗余通道为一台AEG60-10计算机，应用汇编语言编程[7,8]。
20世纪80年代，德国一方面将数字化技术应用到一些轻水堆的仪控系统中，如应用微处理器的测量偏离泡核沸腾仪表系统、报警系统、某些辐射监测系统以及主冷却剂泵转速测量系统等；另一方面，20世纪80年代以后，KFK 为LMFBR型反应堆研制了一套数字化保护系统，该系统应用西门子公司的基于8088微处理器的单板计算机SMPE8。
20世纪80年代，西门子KWU成功研制出新一代数字化反应堆保护系统TELEPERM-XS，该系统具有4个冗余通道，每个通道由8台微处理器组成的分布式系统组成。
1.3  法国CABRI
法国的CABRI数字化反应堆保护系统主要包括反应堆停堆系统和专设安全设施驱动系统两个部分。该数字化反应堆保护系统具有以下特点[9,10]，见表1。
1.4  日本JMTR
日本材料试验堆（JMTR）一座50MW的罐式反应堆，
表1  CABRI系统特点
Table 1  Cabri System features
特点
每个停堆触发事件均采用两个物理多样性的触发准则，每一个触发准则均能够完成反应堆紧急停堆系统功能；
每一个物理量有4个传感器，其信号分布在4个冗余序列中；
每个物理多样性准则的数据采集、一致性检查、限值生成和逻辑判断均在4个冗余子系统内同时进行；
控制棒停堆断路器的动作来自两个多样性子系统的触发信号，采取四取二硬件逻辑表决产生；硬件逻辑电路的中间继电器以故障安全模式（低电平动作）运行。当RTS机柜数去电源时，将导致反应堆紧急停堆系统动作，确保安全停堆
每个触发事件均采用两个物理多样性的触发准则，每一个触发准则均能够完成ESFAS功能；每一个物理量有4个传感器，其信号分布在4个冗余序列中；
每个物理多样性准则的数据采集、一致性检查、限值生成和逻辑判断均在4个冗余子系统内同时进行；ESFAS的动作由来自两个多样性子系统的触发信号采取四取二逻辑表决产生四取二逻辑表决在独立的计算机中实现；
ESFAS的动作输出到专用的优选模块，驱动相应的执行机构。优选模块可接受多个系统的输入信号，并保证反应堆保护系统动作信号始终具有最高的优先级
系统反应堆停堆系统
专设安全设施驱动系统
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用轻水慢化和冷却，反应堆堆芯包括22根标准燃料元件和5根带有燃料跟随体的控制棒，带辐照孔道的铍和铝反射层。该堆主要用于材料辐照效应研究，例如导电和辐射发光的辐照效应，压力容器中不锈钢的脆性转变，超铀元素化合物的固体物理学等。
日本材料试验堆（JMTR）对于仪控系统的要求与中国先进研究堆（CARR）和中国绵阳研究堆（CMRR）基本相同，例如：需要反应堆功率自动调节、一二回路冷却剂流量稳定（无自动调节要求）、无负荷跟踪及汽轮机的控制等。
JMTR仪控系统的特点总结如下：1）JMTR采用数字化仪控系统设计，相对于模拟控制系统更加安全、智能可靠；2）JMTR数字化仪控系统按照网络架构可分为4层（0层为工艺系统接口层；1层为自动控制和保护层；2层为操作层和信息管理层；3层为全厂技术管理层）；3）JMTR 数字化仪控系统分为安全
级和非安全级；4）JMTR保护系统采用3个通道完全独立的冗余设计，当一个通道故障时，仍能保证反应堆的安全可靠运行；5）与典型核电厂相比，JMTR系统数量、采集点数都较少，而且逻辑控制较简单。
2  国内研究堆
2.1  高温气冷堆
HTR-10的非安全级控制系统采用了北京和利时公司的DCS，其保护系统采用工控计算机实现保护功能，而其功率调节系统仍采用模拟智能控制器[11]。根据核电站仪控设备实现的功能要求，仪控系统划分为4个处理层级如表2所示。
HTR-10的保护系统由冗余的3个执行安全功能的通道站和2个独立的系统监视站组成。3个通道站采用冗余的2oo3逻辑结构，每个通道站又包括1个显示功能计算机、1个监测功能计算机、2个安全功能计算机以及3个I/O站。通道站主要实现反应堆保护功能以及变量的数据采集、处理、计算、传输、信息显示。系统监视站是由带触摸屏的大屏幕彩显示器、系统监视计算机以及系统显示计算机组成的2个冗余的多处理机系统，主要供操作员监视保护变量的值和反应堆的状态以及对3个通道站各种信息和图形的显示。
2.2  中国实验快堆（CEFR）
CEFR的计算机监控系统采用施耐德公司Quantum系列PLC（可编程控制器）实现，该系统主要负责全厂的监测以及一回路、二回路辅助系统的控制[12-14]。CEFR有两套独立的反应堆停堆系统，并满足卡棒准则。保护系统针对假设始发事件设置多个保护停堆监测参数、保护参数、各独立通道实体隔离。保护系统各个通道包括下列装置：断路器装置、逻辑处理装置、隔离装置、过程参数检测装置、核参数监测装置等。
2.3  中国先进研究堆（CARR）
CARR的控制保护系统，包括反应堆功率控制和反应堆保护。系统由工控计算机完成，通过网络连接起所有的控制系统。在主控室，操纵员通过计算机屏幕就可以对整个反应堆进行监测和控制。
通过对CARR仪控系统要求和仪控系统组成的介绍，总结得出CARR仪控系统特点如下：
1）CARR采用数字化仪控系统设计，相对于模拟控制系统更加安全、智能可靠。
2）CARR数字化仪控系统按照网络架构可分为4层（0层为工艺系统接口层；1层为自动控制和保护层；2层为操作层和信息管理层；3层为全厂技术管理层）。
3）CARR数字化仪控系统分为安全级和非安全级。
4）CARR保护系统采用3个通道完全独立的冗余设计，当一个通道故障时，仍能保证反应堆的安全可靠运行。
5）与典型核电厂相比，CARR系统数量、采集点数都较少，而且逻辑控制较简单。
2.4  西安脉冲堆
西安脉冲堆控制和保护系统采用模拟和数字结合的技术，由中国核动力研究设计院研制。该系统由核测量系统、关键过程测量系统和保护逻辑系统3个子系统组成[17-19]。
表2  仪控系统处理层级
Table 2  Processing level of instrument control system
处理层级
LEVEL0（电站工艺接口层）
LEVEL1（过程处理和保护层）LEVEL2（操作和信息管理层）
LEVEL3（全厂技术管理层）
详细描述
即现场各类测量仪表，如温度、压力、流量和液位等传感器，以及现场的执行
器，如阀门等；
其对应设备为现场控制站主控制器及I/O板卡；
包括主控室中的操作员站，以及各种服务器，维护工程师站，技术支持中心等挂
接在监控网上的各种设备；
主要作用是采集来自DCS系统的相关数据，用于电站的综合监测。
马 权·国内外研究堆仪控系统调研
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核测量系统及关键过程测量系统主要执行脉冲堆运
行时核功率及关键过程测量，并向保护逻辑系统给出执行
安全功能的初始信号。核测量仪表均采用成熟测量技术，
实现数字化。核测量系统监测的参数信息、设备状态信息
与保护系统逻辑系统的信息汇总后通过通信的方式送控制
台，在控制台上设置安全参数显示单元进行显示，同时通
过机柜内设置的显示机箱进行有关参数的信息显示。保护
逻辑系统主要执行紧急停堆功能。
关键过程测量系统由现场各种传感器、变送器、信号
采集模块组成。其中现场各种传感器和变送器保持不变，
其与工艺系统接口、供电接口以及信号接口均保持不变。
采集模块对变送器输出的标准信号进行隔离，并输出标准
信号。
保护逻辑系统自动连续监测选定的保护参数，进行定
值比较、符合以及二取一逻辑处理。当这些保护参数任何
一个达到或者超过其整定值时，保护系统发出停堆动作指
令，使控制棒在重力作用下自动、快速插入堆芯，停闭反
应堆以确保反应堆安全。
2.5  中国工程试验堆
中国工程试验堆（CENTER）是国内正在建设中的高
通量工程试验堆，建成后将替代现有即将退役的高通量工
程试验堆（HFETR），成为国内核技术研发的重要工具和
平台。CENTER为轻水慢化和冷却、重水反射、稍加压型
研究堆，该堆芯采用U
3Si
2
-Al弥散的套管型燃料元件，燃料
包壳材料为6061铝。CENTER的设计借鉴HFETR的成熟技术，同时将根据HFETR的实际运行经验和CENTER总体设计要求改进和创新以达到较髙的技术水平。
CENTER工程试验堆的仪控系统分为安全级和非安全级。其中，安全级仪控系统主要执行紧急停堆功能、专设安全设施驱动功能、专设支持系统功能、事故后监测系统功能以及部分其他安全级功能和自诊断、定期试验、信号传输等非安全级功能。根据安全级DCS系统执行的功能，安全级DCS系统分为如下几部分：
1）执行自动紧急停堆功能、自动专设安全设施驱动系统功能以及专设支持系统功能部分，包括与之相关的手动闭锁或者复位操作，称其为自动保护功能处理部分。
安全级DCS系统的自动保护功能处理部分包含3个保护组（保护组I，保护组II，保护组III）和两个逻辑系列（逻辑系列A和逻辑系列B），紧急停堆相关的信号采集及逻辑处理在3个保护组内实现，专设安全设施驱动系统功能由保护组和逻辑系列共同实现。
2）手动保护功能触发部分。手动保护功能触发信号来自于主控室的安全盘、辅助控制室的安全盘以及考验回路控制室。该部分主要是在数字化控制系统丧失的情况下，仍能通过硬逻辑电路产生的手动命令保证反应堆的安全。
3）事故监测系统。事故后监测系统用于监测和记录反应堆事故过程变量、监测单个安全系统和安全重要的其他系统状态变量的参数变化。
非安全级仪控系统执行除安全级功能之外的其他仪控功能。根据非安全级DCS系统执行的功能，非安全级DCS系统分为如下几部分：
①主工艺系统过程测量与控制。
②工艺配套过程测量与控制。
③三泵房控制系统。
④通风中心控制系统。
安全级DCS内部设备采用点对点光纤通信，通信接收链路和发送链路独立。非安全级DCS采用两层网络的方式进行数据传输，避免在一个网路中互相干扰，其分为1层控制网和2层的操作网，两个网络均采用
冗余的环网结构。安全级与非安全级件通过网关进行通信，传输介质为光纤，确保通信隔离和电气隔离。
3  总结
研究堆仪控系统的发展反映了数字化技术在世界各国核电厂核反应堆仪控系统中的应用，主要分为3个阶段：第一阶段计算机主要用于完成系统信息显示和状态、功能简述以及系统定期检查等辅助功能；第二阶段计算机主要用于复杂保护算法和定值比较等部分控制或保护功能；第三阶段实现了全数字化反应堆保护。
通过对比世界各主要国家数字化研究堆仪控系统，可以发现他们存在以下共同特点：1）都采用多通道的冗余方案；2）都通过对输入信号进行处理，以此来降低信号发生故障的可能性；3）都采用了相关检测方法，对输入信号进行校验，从而能够对发生故障的信号进行及时地处理；4）都对功能进行简化分类处理；5）都简单化了系统结构；6）都简化硬件多软件处理。
国外仪控系统的数字化技术发展较早，目前欧美等发达国家的反应堆仪控系统已经实现了全数字化，而国内与之相比还有比较大的差距。对于国内的研究堆，HTR-10非安全级采用了DCS，安全级没有用数字化技术；CEFR控制采用了数字化技术，保护没有采用数字化技术；CARR的仪控系统已经全部数字化；西安脉冲堆没有采用数字化仪控系统，能监测的过程量比较少；中国工程试验堆是国内首个采用了
全数字化仪控系统的研究堆，目前正在建设中。
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黄 勇·核电站顺序控制技术设计原则与基本要求
第3期47
护的继电器触点、开关触点宜采用动合型的。
5  结束语
本文提出了将控制对象纳入顺序控制系统的基本原则，为核电站顺序控制系统的设计提供了依据。遵循上述原则，最大范围的采用顺序控制技术，可以提高核电站的自动化水平，减少操作员的操作次数，降低工作强度。同时，也有助于缩小控制盘和监视画面的占地空间。最重要的是有利于操作员在紧急情况下和运行方式多变情况下做出正确的选择，有利于机组的安全运行。
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