摘要：核電發(fā)展經(jīng)歷了第一代、第二代、第三代核機組，第四代核電機組正在研發(fā)階段，其商業(yè)化應用預計在2030年左右。作為其運行操作和監(jiān)控的中樞神經(jīng)——核電站儀表和控制系統(tǒng)，也經(jīng)歷了模擬量組合單元儀表為主的二代控制系統(tǒng)、模擬加數(shù)字二代半（加）儀控系統(tǒng)、三代全數(shù)字化儀控系統(tǒng)，核電站運行的安全性、可靠性、可用性以及經(jīng)濟性進一步提高。國際原子能機構法規(guī)及國家核安全法規(guī)已明確規(guī)定新一代核電站采用數(shù)字化儀控技術。我國核電站用高端核級儀表和控制系統(tǒng)等絕大部分使用進口產(chǎn)品，受國外幾大廠商壟斷限制。為打破壟斷，我國科研院所和企業(yè)界加大了研發(fā)投入力度，在引進核電最新AP1000機組過程中加大消化吸收創(chuàng)新力度，儀控系統(tǒng)國產(chǎn)化率和自主知識產(chǎn)權方面取得了顯著進展，已形成CAP1400自主知識產(chǎn)權，CAP1700正在預研。儀控系統(tǒng)國產(chǎn)化率的提高必將促進核電事業(yè)的大發(fā)展。
　　關鍵詞：全數(shù)字，核電，儀控系統(tǒng)，國產(chǎn)化，第三代，AP1000
　　
　　一、核電機組發(fā)展歷程
　　核電站的開發(fā)與建設始于上世紀50年代。1954年，前蘇聯(lián)建成電功率為五千千瓦的實驗性核電站；1957年，美國建成電功率為九萬千瓦的希平港原型核電站;這些成就證明了利用核能發(fā)電的技術可行性。國際上把上述實驗性和原型核電機組稱為第一代核電機組。
　　上世紀60年代后期，在試驗性和原型核電機組基礎上，陸續(xù)建成電功率在30萬千瓦以上的壓水堆、沸水堆、重水堆等核電機組，進一步證明核能發(fā)電技術可行性和經(jīng)濟性:可與火電、水電相競爭。上世紀70年代，因石油漲價引發(fā)的能源危機促進了核電的發(fā)展，目前世界上商業(yè)運行的四百多座核電機組絕大部分是在這段時期建成的，稱為第二代核電機組。
　　1979年和1986年分別發(fā)生在三里島和切爾諾貝利核電站的嚴重事故，使核電發(fā)展進入低潮，社會公眾增大了對核電安全性的顧慮，電業(yè)投資者也放慢了投資步伐。上世紀80年代，美國繼續(xù)進行發(fā)展核電事業(yè)的可行性研究。美國能源部和電力研究院的研究結果認為：以已有的核電經(jīng)驗和技術水平為基礎，美國能夠設計出新一代核電機組，其安全性能為社會公眾和電力投資者所認可，其經(jīng)濟性具備參與市場競爭的能力。進而美國電力研究院于90年代出臺了“先進輕水堆用戶要求”文件，即URD文件（UtilityReguirementsDocument），用一系列定量指標來規(guī)范核電站的安全性和經(jīng)濟性。歐洲出臺的“歐洲用戶對輕水堆核電站的要求”，即EUR（EuropeanUtilityRequirements）文件，也表達了與URD文件相同或相似的看法。國際原子能機構也對其推薦的核安全法規(guī)（NUSS系列）進行了修訂補充，進一步明確了防范與緩解嚴重事故、提高安全可靠性和改善人因工程等方面的要求。國際上通常把滿足URD文件或EUR文件的核電機組稱為第三代核電機組。
　　與此同時，為了從更長遠的核能的可持續(xù)性發(fā)展著想，以美國為首一些工業(yè)發(fā)達國家已經(jīng)聯(lián)合起來組成“第四代國際核能論壇”（Generation4InternationalNuclearEnergyForum,簡稱GIF），進行第四代核能利用系統(tǒng)的研究和開發(fā)。第四代是指安全性和經(jīng)濟性都更加優(yōu)越，廢物量極少，無需廠外應急，并具有防核擴散能力的核能利用系統(tǒng)，它的商用化估計要到2030年左右方能實現(xiàn)。
　　二、全數(shù)字化儀控系統(tǒng)是第三代核電機組的一個重要特點
　　核電站儀表和控制系統(tǒng)(簡稱儀控系統(tǒng))包括保護系統(tǒng)、控制系統(tǒng)、安全停堆系統(tǒng)以及保障系統(tǒng)等輔助系統(tǒng)所需的儀表和控制設備。儀控系統(tǒng)是核電站運行操作與監(jiān)控的中樞神經(jīng)，是確保核電站安全可靠運行的重要裝備，機組的安全可靠、經(jīng)濟運行已經(jīng)在很大程度上取決于儀控系統(tǒng)的性能水平。目前，核電站的儀控系統(tǒng)可以分為三種類型。
　　第一種是所謂的二代儀控技術，是以模擬量組合單元儀表為主的控制系統(tǒng)。如秦山一期核電站主控制系統(tǒng)所使用的FOXBORO公司的SPEC200組裝儀表、大亞灣核電站主控制系統(tǒng)采用的Baily9020系統(tǒng)，這些模擬量儀表采用小規(guī)模集成電路和運算放大器，邏輯量儀表則采用常規(guī)繼電器等硬邏輯電路來控制。
　　第二種是所謂的二代加或二代半儀控技術，即模擬加數(shù)字的儀控技術。我國目前在建的核電站大多是二代半的技術，如嶺澳核電站、秦山二期翻板核電站等，這些項目都采用常規(guī)儀表加分散控制系統(tǒng)（DCS）的方式，結合了冗余技術、網(wǎng)絡通信技術、自診斷技術、容錯技術、數(shù)據(jù)庫技術等先進的數(shù)字化網(wǎng)絡化技術，提高了系統(tǒng)的可用性。
　　第三種就是在第三代核電站里使用的全數(shù)字化技術，就是現(xiàn)在AP1000和EPR使用的全數(shù)字化儀控技術。第三代核電機組的設計原則，是在采用第二代核電機組已積累的技術儲備和運行經(jīng)驗的基礎上，針對其不足之處，進一步采用經(jīng)過開發(fā)驗證是可行的新技術，以顯著改善其安全性和經(jīng)濟性，滿足URD文件或EUR文件和IAEA法規(guī)第二版的要求。在國際上，目前已比較成熟的第三代核電壓水堆有AP-1000、ERP和System80+三個型號，System80+雖已經(jīng)美國NRC批準，但美國已放棄不用。國外近年來新建成投產(chǎn)的核電機組，如法國的N4、英國的Sizewell、捷克的Temelin、日本的ABWR均采用了數(shù)字化儀控系統(tǒng)。早期核動力廠的儀表和控制系統(tǒng)設備所采用的技術存在可靠性問題。發(fā)現(xiàn)的典型故障模式有：繼電器觸點氧化，導線和終端絕緣性能差。運行經(jīng)驗表明，儀表和控制系統(tǒng)的故障率相當高。如果不在維修方面作出巨大努力，這類儀表和控制系統(tǒng)會對安全造成嚴重影響。與模擬控制技術相比，數(shù)字化控制技術具有明顯的先進性及優(yōu)勢。數(shù)字化技術的應用將有利于改善核電廠的安全狀況及穩(wěn)定運行水平，降低設備的維修成本。經(jīng)驗證明，采用數(shù)字化儀表控制系統(tǒng)可顯著提高可靠性，改善人因工程，避免誤操作，核電站儀控系統(tǒng)采用數(shù)字化技術是核電儀控技術發(fā)展的必然。為了提高核電站運行的安全性、可靠性、可用性以及經(jīng)濟性，國際原子能機構法規(guī)及國家核安全法規(guī)已經(jīng)明確規(guī)定新一代核電站采用數(shù)字化儀控技術。世界各國核電設計和機組供應商提出的第三代核電機組無一例外地均采用整體數(shù)字化儀表控制系統(tǒng)，并且進一步向智能化方向發(fā)展。我國10MW高溫氣冷試驗堆和田灣核電站均已采用整體數(shù)字化控制系統(tǒng)，已經(jīng)投運的田灣核電站使用了西門子的成套數(shù)字化系統(tǒng)，自動化程度達到94%。而國內在役的采用模擬或模擬加數(shù)字的儀控技術核電站，也將面臨儀控系統(tǒng)的數(shù)字化改造問題。

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