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 繆鴻興 （1935-）

 男，研究員級(jí)高級(jí)工程師。畢業(yè)于哈爾濱軍事工程學(xué)院海軍工程系艦船電氣專業(yè)。

 1967年8月~1996年10月，就職于上海核工程研究設(shè)計(jì)院，從事秦山和巴基斯坦恰希瑪30萬千瓦核電廠的設(shè)計(jì)建設(shè)等工作；曾任組長(zhǎng)、室主任；84年以后任秦山30萬千瓦核電廠副總設(shè)計(jì)師（由三委二部任命）、院副總工程師和院技術(shù)顧問等職務(wù)。

 1996年10月~2002年2月，任廣東核電集團(tuán)公司技術(shù)中心副總工程師，負(fù)責(zé)開發(fā)GNP1000（提出25項(xiàng)技術(shù)改進(jìn)）以及為我國(guó)核電驅(qū)動(dòng)項(xiàng)目編寫核電招標(biāo)規(guī)范書等技術(shù)工作。

                    2002年7月~現(xiàn)在，參加CNP1000二代+和CAP1500大型先進(jìn)壓水堆核電站方案開發(fā)研究的總體工作；

                    2003年8月以后，參加第三代核電依托項(xiàng)目招標(biāo)和合同談判工作。現(xiàn)任上海核工程研究設(shè)計(jì)院技術(shù)顧問和國(guó)家核電技術(shù)公司專家委員會(huì)專家。曾任國(guó)家核安全局第三、四、五、六屆核安全專家委員會(huì)委員。

摘要：本文闡述了中共中央政治局常務(wù)委員會(huì)決定從美國(guó)西屋公司引進(jìn)AP1000核電技術(shù)和合作建造4臺(tái)AP1000核電機(jī)組，是實(shí)現(xiàn)我國(guó)第三代核電自主化的戰(zhàn)略決策。從安全性、成熟性、經(jīng)濟(jì)性、放射性排出物以及科技含量等方面說明第三代AP1000非能動(dòng)核電廠是一種更簡(jiǎn)化、更安全、更經(jīng)濟(jì)和有持續(xù)發(fā)展前途的核電廠堆型。本文也扼要地介紹了AP1000非能動(dòng)核電廠的先進(jìn)數(shù)字化儀表控制系統(tǒng)。無論在設(shè)計(jì)理念上，還是在具體的系統(tǒng)設(shè)計(jì)方面， AP1000核電廠的儀表控制系統(tǒng)與第二代壓水堆核電廠有較大的不同，使核電廠的運(yùn)行和安全性能都得到很大的改善。

關(guān)鍵詞：AP1000先進(jìn)核電技術(shù)；戰(zhàn)略決策；優(yōu)越性；數(shù)字化儀表控制系統(tǒng)

Abstract: The article addresses that to import AP1000 nuclear power technology
 from Westinghouse Electric Corporation and cooperatively construct 4 units of 
AP1000 nuclear power plant is stratagem decision-making to realize third generation 
nuclear power self-reliance program which is decided by the Standing Committee of the 
CPC Central 
Committee. Third generation AP1000 passive nuclear power plant is a more simplified ,
safer and economic ,and sustainable development type reactor which  can be explained 
from safety ,proven technology  ,economy,  radioactive effluent, and contents of the 
science and technology etc. The article also briefly introduced AP1000 digital I&C system。
AP1000 I&C system is differ from second generation nuclear power plant whether the 
design idea or the design technique of I&C system to improve the operation capability 
and safety of the nuclear power plant.

Key words: AP1000 advanced nuclear power technology; stratagem decision-making; AP1000 advantages; digital I&C system

引言

    早在2003年初，溫家寶總理已對(duì)核電發(fā)展問題明確指示：“采用世界先進(jìn)技術(shù)，統(tǒng)一技術(shù)路線，不敢再走錯(cuò)一步，不能照顧各種關(guān)系” ，為我國(guó)核電的發(fā)展指明了方向。

    曾培炎副總理曾先后召開12次領(lǐng)導(dǎo)小組會(huì)議，溫家寶總理曾4次主持國(guó)務(wù)院會(huì)議，就我國(guó)“核電自主化依托項(xiàng)目”引進(jìn)第三代百萬千瓦級(jí)核電技術(shù)國(guó)際招標(biāo)事項(xiàng)， 聽取了各方意見，并指示國(guó)家發(fā)展改革委員會(huì)召開一次擴(kuò)大的核電自主化專家組會(huì)議，就選擇EPR還是AP1000的問題進(jìn)行咨詢。應(yīng)邀參加會(huì)議的34位國(guó)內(nèi)知名核電專家（其中包括科學(xué)院和工程院的9名院士）充分發(fā)表了各自的見解，形成了比較一致的意見，認(rèn)為選擇AP1000核電技術(shù)作為我國(guó)核電自主化項(xiàng)目的依托是合適的。

    在此基礎(chǔ)上，2006年11月中共中央總書記胡錦濤同志主持中共中央政治局常務(wù)委員會(huì)，聽取我國(guó)三代核電技術(shù)國(guó)際招標(biāo)和“國(guó)家核電技術(shù)公司”組建的工作匯報(bào)，做出從美國(guó)西屋公司引進(jìn)AP1000核電技術(shù)和合作建造4臺(tái)AP1000核電機(jī)組以實(shí)現(xiàn)我國(guó)第三代核電自主化的戰(zhàn)略決策，并要求在消化、吸收引進(jìn)技術(shù)的基礎(chǔ)上自主創(chuàng)新，實(shí)現(xiàn)設(shè)計(jì)并建成具有我國(guó)自主知識(shí)產(chǎn)權(quán)的“大型先進(jìn)壓水堆核電站”科技重大專項(xiàng)目標(biāo)。同時(shí)，批準(zhǔn)成立國(guó)家核電技術(shù)公司，它是實(shí)現(xiàn)第三代先進(jìn)核電技術(shù)引進(jìn)、工程建設(shè)和自主化發(fā)展的主要載體和研發(fā)平臺(tái)。

    2007年7月24日，國(guó)家核電技術(shù)公司、三門核電公司、山東核電公司與西屋聯(lián)合體及其分包商分別簽訂了依托項(xiàng)目4臺(tái)AP1000核電機(jī)組的核島采購(gòu)合同和相應(yīng)的技術(shù)轉(zhuǎn)讓合同，經(jīng)過中美兩國(guó)政府批準(zhǔn)，于2007年9月24日如期生效。目前，三門核電廠和海陽核電廠正在按計(jì)劃建設(shè)中，三門核電廠已于2009年3月29日如期澆灌了第一罐混凝土。

    為實(shí)施黨中央和國(guó)務(wù)院對(duì)國(guó)家核電技術(shù)公司確定的職責(zé)和要求，國(guó)家核電技術(shù)公司制定了“三步走”的戰(zhàn)略。第一步，以外方為主，我方全面參與。 負(fù)責(zé)兩個(gè)三代核電自主化依托項(xiàng)目（浙江三門、山東海陽）的核島建設(shè)，建成首批4臺(tái)AP1000核電機(jī)組。第二步，以我為主，外方支持。充分利用國(guó)內(nèi)資源，啟動(dòng)AP1000核電機(jī)組的產(chǎn)業(yè)化批量建設(shè)，外方參與部分技術(shù)支持的情況下，中方全面完成AP1000技術(shù)的消化和吸收過程，實(shí)現(xiàn)自主化。第三步，全面完成自主設(shè)計(jì)創(chuàng)新。充分利用國(guó)內(nèi)和國(guó)外各種資源，實(shí)行產(chǎn)、學(xué)、研相結(jié)合，通過“引進(jìn)、消化、吸收和再創(chuàng)新”，形成中國(guó)具有自主知識(shí)產(chǎn)權(quán)的第三代非能動(dòng)安全核電技術(shù)，并在2017年建成示范機(jī)組，取得經(jīng)驗(yàn)反饋后，開始批量建設(shè)中國(guó)自主品牌的第三代核電廠。

    因此，引進(jìn)AP1000先進(jìn)核電技術(shù)是國(guó)家的戰(zhàn)略決策。

1  AP1000非能動(dòng)核電廠的優(yōu)越性

    我國(guó)引進(jìn)的第三代AP1000非能動(dòng)核電廠是一種安全、經(jīng)濟(jì)和有持續(xù)發(fā)展前途的核電廠堆型。

    AP1000設(shè)計(jì)采用了先進(jìn)的“非能動(dòng)”安全設(shè)計(jì)理念：安全系統(tǒng)的設(shè)計(jì)采用重力、自然循環(huán)等自然力和蓄能驅(qū)動(dòng)流體流動(dòng)，在異常事件或事故情況下，帶走堆芯余熱和安全殼的熱量，不需要外部能源；不使用泵、風(fēng)機(jī)或應(yīng)急柴油發(fā)電機(jī)等能動(dòng)部件；在沒有交流電源、設(shè)備冷卻水、廠用水以及供暖、通風(fēng)與空調(diào)等安全級(jí)支持系統(tǒng)的情況下，可以保持核電廠的安全；使核電廠得到進(jìn)一步簡(jiǎn)化、安全性能得到進(jìn)一步提高、安裝建造技術(shù)得到進(jìn)一步提升，電廠的運(yùn)行和可維修性能得到進(jìn)一步改善。

1.1 安全性

    AP1000的安全性遠(yuǎn)遠(yuǎn)高于第二代壓水堆核電廠。AP1000采用了非能動(dòng)的安全系統(tǒng)，其反應(yīng)堆堆芯損傷頻率（CDF）和大量放射性釋放頻率（LRF）分別為 5.081×10-7/堆年和5.95×10-8/堆年，比第二代壓水堆核電廠低一百到一千倍；發(fā)生事故后72小時(shí)內(nèi)，不需要操作員采取任何手動(dòng)干預(yù)動(dòng)作，大大減少人因錯(cuò)誤；將堆芯熔融物滯留在壓力容器內(nèi)（IVR），避免了堆芯熔融物和混凝土底板發(fā)生反應(yīng)，使LRF降到最低。

    AP1000的人因失誤占堆熔頻率的7.74%，共因失效占堆熔頻率的57%，而EPR分別為29%和94%，AP1000明顯優(yōu)于EPR。

1.2 成熟性

    AP1000的最大特點(diǎn)是專設(shè)安全系統(tǒng)采用了非能動(dòng)技術(shù)。西屋公司利用了幾個(gè)國(guó)家的力量建立了一系列的單項(xiàng)和綜合試驗(yàn)驗(yàn)證裝置，進(jìn)行了大量的試驗(yàn)驗(yàn)證；在此基礎(chǔ)上，開發(fā)了非能動(dòng)專設(shè)安全系統(tǒng)專用的分析設(shè)計(jì)程序，設(shè)計(jì)了八個(gè)用于預(yù)防和緩解設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故和嚴(yán)重事故措施的非能動(dòng)專設(shè)安全系統(tǒng)；非能動(dòng)專設(shè)安全系統(tǒng)經(jīng)過美國(guó)核管理委員會(huì)（NRC）的嚴(yán)格審查和批準(zhǔn)。因此，AP1000的非能動(dòng)系統(tǒng)已達(dá)到成熟性的要求。

    AP1000的反應(yīng)堆和反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)（RCS）基本上與第二代核電廠相同。反應(yīng)堆和堆內(nèi)構(gòu)件，與西屋公司設(shè)計(jì)和正在運(yùn)行的比利時(shí)Doel 4和Tihange 3核電廠基本相同；RCS采用二環(huán)路主系統(tǒng)，基本上和CE公司設(shè)計(jì)的第二代“系統(tǒng)80”核電廠相同，不同之處是主泵采用屏蔽電機(jī)泵；正常運(yùn)行的重要輔助系統(tǒng)如化學(xué)和容積控制系統(tǒng)(CVS) 等和第二代核電廠也是相同的，只是更簡(jiǎn)化了。因此，AP1000的反應(yīng)堆和RCS已具有成熟的設(shè)計(jì)和運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)。

1.3 經(jīng)濟(jì)性

    由于AP1000專設(shè)安全系統(tǒng)采用非能動(dòng)理念，使專設(shè)安全系統(tǒng)配置簡(jiǎn)化、安全支持系統(tǒng)減少、安全級(jí)設(shè)備和抗震廠房減少、IE級(jí)應(yīng)急柴油機(jī)系統(tǒng)和很多能動(dòng)設(shè)備被取消，以及大宗材料需求明顯降低。AP1000專設(shè)安全系統(tǒng)及其設(shè)備數(shù)量得到大幅度的減少，它的閥門、管道、電纜、泵、抗震廠房容積分別減少了50％、80％、70％、35％和45％。再加上設(shè)計(jì)和建造采用模塊化技術(shù)，由此派生出了設(shè)計(jì)簡(jiǎn)化、系統(tǒng)設(shè)置簡(jiǎn)化、工藝布置簡(jiǎn)化、施工量減少、工期縮短以及運(yùn)行方便、維修簡(jiǎn)單等一系列效應(yīng)。從長(zhǎng)遠(yuǎn)觀點(diǎn)來看，AP1000不僅使安全性能得到顯著提高，而且建造和長(zhǎng)期運(yùn)行費(fèi)用也得到明顯降低，在經(jīng)濟(jì)上也具有較強(qiáng)的競(jìng)爭(zhēng)潛力。這種優(yōu)勢(shì)在AP1000核電廠批量建造后將會(huì)越來越明顯。

1.4 放射性排出物  

    由于AP1000的系統(tǒng)簡(jiǎn)化，維修簡(jiǎn)單，以及反應(yīng)堆采用了灰棒控制組件，減少調(diào)硼次數(shù)等，使核電廠的放射性液體排放量和固體廢物產(chǎn)生量較小，減輕了放射性廢物處理和處置的環(huán)境壓力。

1.5 科技含量

    西屋公司開發(fā)AP600和AP1000的非能動(dòng)安全系統(tǒng)，利用了幾個(gè)國(guó)家的力量建立了分項(xiàng)和綜合試驗(yàn)驗(yàn)證裝置進(jìn)行了大量的試驗(yàn)驗(yàn)證；在大量的試驗(yàn)研究的基礎(chǔ)上，開發(fā)了非能動(dòng)安全系統(tǒng)專用的分析設(shè)計(jì)程序；開發(fā)出預(yù)防和緩解設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故和嚴(yán)重事故措施的八個(gè)非能動(dòng)安全系統(tǒng)。AP1000的非能動(dòng)安全系統(tǒng)的試驗(yàn)裝置、分析設(shè)計(jì)程序以及系統(tǒng)本身都具有很高的科技含量。

2  AP1000非能動(dòng)核電廠的先進(jìn)數(shù)字化儀表控制系統(tǒng)

2.1 特點(diǎn)

    AP1000是第三代非能動(dòng)核電廠，最重要的特點(diǎn)是采用了非能動(dòng)的專設(shè)安全系統(tǒng)，安全性和經(jīng)濟(jì)性得到改善。此外，AP1000的反應(yīng)堆堆芯、反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)等設(shè)計(jì)都有很大的改進(jìn)，諸如反應(yīng)堆采用了自給能探測(cè)器、灰棒控制組件和軸向偏移控制棒組件，反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)采用大容積的穩(wěn)壓器，以及采用快速降功率系統(tǒng)等。當(dāng)然，AP1000核電廠的儀表控制系統(tǒng)采用數(shù)字化分布式控制系統(tǒng)是一項(xiàng)重大改進(jìn)。因此，無論在設(shè)計(jì)理念上，還是在具體的系統(tǒng)設(shè)計(jì)方面， AP1000核電廠的儀表控制系統(tǒng)與第二代壓水堆核電廠有較大的不同，使核電廠的運(yùn)行和安全性能都得到很大的改善。綜述之，AP1000核電廠的儀表控制系統(tǒng)具有如下的主要特點(diǎn)：

    （1）采用非能動(dòng)的專設(shè)安全系統(tǒng)，專設(shè)安全設(shè)施驅(qū)動(dòng)系統(tǒng)的設(shè)計(jì)有很大的變化和改進(jìn)；

    （2） AP1000核電廠的儀表控制系統(tǒng)采用數(shù)字化分布式控制系統(tǒng)（Ovation和Common Q 平臺(tái)），使AP1000的儀表控制系統(tǒng)得到全面的改進(jìn)；

    （3）人機(jī)接口系統(tǒng)設(shè)計(jì)采用先進(jìn)的人因工程學(xué)原理，改善了人機(jī)接口和運(yùn)行環(huán)境，降低了操縱員的人因錯(cuò)誤和負(fù)荷強(qiáng)度；

    （4）采用灰棒控制組件，負(fù)荷跟蹤時(shí)不需要調(diào)硼，不僅增強(qiáng)了核電廠的負(fù)荷跟蹤能力，也減少了放射性廢水量； 

    （5）采用軸向偏移（AO）控制棒組件，使軸向功率分布控制達(dá)到完全自動(dòng)化；

    （6）采用固定式堆芯自給能探測(cè)器，它與BEACON系統(tǒng)數(shù)據(jù)處理器相結(jié)合能生成完整的反應(yīng)堆堆芯核功率分布的三維圖形，可以實(shí)時(shí)監(jiān)測(cè)堆芯核功率分布情況；

    （7）采用快速降功率系統(tǒng)，降低了對(duì)蒸汽排放能力(AP1000核電廠的蒸汽排放總量?jī)H為40%的要求；

    （8）AP1000設(shè)置的多樣化驅(qū)動(dòng)系統(tǒng)（DAS），其功能不僅針對(duì)不能停堆預(yù)期瞬態(tài)事件（ATWS），而且擴(kuò)大到了不能執(zhí)行專設(shè)安全系統(tǒng)的情況，增大了核電廠的安全性；

    （9）采用大的穩(wěn)壓器容積，在正常的瞬態(tài)工況（包括負(fù)荷跟蹤、變負(fù)荷和調(diào)頻等）情況下有較好的自穩(wěn)定性能力。


2.2  總體結(jié)構(gòu)

    AP1000數(shù)字化儀表控制系統(tǒng)總體結(jié)構(gòu)以實(shí)時(shí)數(shù)據(jù)網(wǎng)為界將整個(gè)儀表控制系統(tǒng)劃分為上下兩個(gè)部分，如圖1所示。

    （1）下半部分執(zhí)行核電廠的保護(hù)、控制和監(jiān)測(cè)功能，分為兩層：第0層和第1層。

    第0層 (Level 0)，包括以下的執(zhí)行部件和設(shè)備：核電廠的執(zhí)行部件（泵和閥控制柜、開關(guān)柜等），敏感元件、一次儀表等以及反應(yīng)堆停堆斷路器；

    第1層（Level 1），包括以下的系統(tǒng)：保護(hù)和安全監(jiān)測(cè)系統(tǒng)(PMS)、核電廠控制系統(tǒng)（PLS）、汽輪機(jī)控制和監(jiān)測(cè)系統(tǒng)(TOS)、堆芯儀表系統(tǒng)(IIS)、特殊監(jiān)測(cè)系統(tǒng)(SMS)、多樣化驅(qū)動(dòng)系統(tǒng)(DAS)；

    （2）中間部分為非安全級(jí)的實(shí)時(shí)數(shù)據(jù)網(wǎng)，它是一個(gè)多重的100M高速以太網(wǎng)絡(luò)，一些重要的系統(tǒng)都連接在該網(wǎng)絡(luò)上；

    （3）上半部分屬于第二層，包括主控制室在內(nèi)的運(yùn)行和控制中心系統(tǒng)和數(shù)據(jù)顯示和處理系統(tǒng)。

    第2層 （Level 2），包括以下系統(tǒng)：運(yùn)行和控制中心系統(tǒng)(OCS)、數(shù)據(jù)顯示和處理系統(tǒng)（DDS）。

                            圖1   AP1000數(shù)字化儀表控制系統(tǒng)總體結(jié)構(gòu)

2.3  兩個(gè)控制系統(tǒng)平臺(tái)

    AP1000數(shù)字化儀表控制系統(tǒng)由Ovation和Common Q分布式控制系統(tǒng)兩個(gè)平臺(tái)組成。Ovation平臺(tái)用于組成AP1000核電廠非安全的運(yùn)行、數(shù)據(jù)顯示、控制和監(jiān)測(cè)系統(tǒng)。Common Q 平臺(tái)用于組成AP1000核電廠保護(hù)和安全監(jiān)測(cè)系統(tǒng)（PMS）。 

   （1）Common Q 平臺(tái) 

    Common Qualified（簡(jiǎn)稱Common Q）安全級(jí)儀表與控制系統(tǒng)平臺(tái)組成AP1000安全級(jí)的儀表與控制系統(tǒng)。Common Q平臺(tái)是CE 核能（CENP）從歐洲ABB自動(dòng)化產(chǎn)品公司Gmbh的標(biāo)準(zhǔn)AC160（可編程邏輯控制器PLC）系統(tǒng)發(fā)展而來的，由經(jīng)過IE級(jí)合格鑒定的、專用于核電廠的商業(yè)級(jí)硬件和核電廠專用軟件組成的計(jì)算機(jī)系統(tǒng)。Common Q平臺(tái)裝載各種核電廠專用應(yīng)用軟件，以完成核電廠安全系統(tǒng)的應(yīng)用。

    （2）Ovation平臺(tái)

    Ovation平臺(tái)是由美國(guó)艾默生公司開發(fā)和生產(chǎn)的，用于實(shí)現(xiàn)AP1000核電廠的非安全系統(tǒng)的運(yùn)行、數(shù)據(jù)顯示和控制監(jiān)測(cè)系統(tǒng)，將基于和不基于Ovation平臺(tái)的非安全系統(tǒng)和設(shè)備集成一個(gè)體系。

2.4  組成

    （1）保護(hù)和安全監(jiān)測(cè)系統(tǒng)(PMS)

    AP1000核電廠采用了非能動(dòng)安全系統(tǒng)，因此它的保護(hù)系統(tǒng)與正在運(yùn)行的第二代核電廠有較大的差異，特別是專設(shè)安全設(shè)施(ESF)方面。但是，反應(yīng)堆緊急停堆系統(tǒng)與第二代核電廠的差別甚少。

    AP1000核電廠的保護(hù)和安全監(jiān)測(cè)系統(tǒng) (PMS)用于檢測(cè)核電廠的非正常工況，在核電廠發(fā)生事故工況時(shí)，執(zhí)行其安全相關(guān)的功能，使核電廠維持在安全停堆狀態(tài)。

    保護(hù)和安全監(jiān)測(cè)系統(tǒng) (PMS)主要由以下 3個(gè)系統(tǒng)組成：反應(yīng)堆緊急停堆系統(tǒng)（RTS）、專設(shè)安全設(shè)施驅(qū)動(dòng)系統(tǒng)（ESFAS）和1E級(jí)數(shù)據(jù)處理子系統(tǒng)。

    （2）核電廠控制系統(tǒng)（PLS）

    AP1000核電廠控制系統(tǒng)的功能是建立并維持電站的運(yùn)行條件在規(guī)定的限值之內(nèi)，減少觸發(fā)保護(hù)動(dòng)作工況的出現(xiàn)和減輕操作員的日常工作任務(wù)，以此來提高核電廠的安全性。

    AP1000核電廠控制系統(tǒng)的設(shè)計(jì)采用共同的硬件和實(shí)現(xiàn)原理，在功能上高度集成，以提高核電廠對(duì)瞬態(tài)工況的響應(yīng)能力。控制系統(tǒng)能夠根據(jù)核電廠運(yùn)行工況和負(fù)荷需求的變化而自動(dòng)調(diào)整核電廠的運(yùn)行狀態(tài)，包括：反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)溫度、核功率分布、反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)壓力、穩(wěn)壓器液位、蒸汽發(fā)生器液位、蒸汽排放（汽機(jī)旁排）等。

    AP1000是第三代非能動(dòng)核電廠，除采用非能動(dòng)的安全系統(tǒng)外，設(shè)計(jì)上還作了很多改進(jìn)，諸如反應(yīng)堆堆芯采用了灰棒束控制組件和軸向偏移（AO）棒束控制組件，反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)采用大容積的穩(wěn)壓器，以及采用快速降功率系統(tǒng)（以降低蒸汽排放能力）等。當(dāng)然，AP1000核電廠的控制系統(tǒng)采用Ovation數(shù)字化分布式控制系統(tǒng)，也是一項(xiàng)重大改進(jìn)。由此，在設(shè)計(jì)理念上，AP1000控制系統(tǒng)與第二代壓水堆核電廠有較大的不同，使核電廠的運(yùn)行性能得到了改善。

    核電廠控制系統(tǒng)主要由以下系統(tǒng)組成：反應(yīng)堆控制系統(tǒng)（棒控系統(tǒng)）、 快速降功率系統(tǒng)、 蒸汽排放控制系統(tǒng)、 穩(wěn)壓器液位控制系統(tǒng)、穩(wěn)壓器壓力控制系統(tǒng)、蒸汽發(fā)生器液位控制系統(tǒng)－給水控制系統(tǒng)、 縱深防御控制、多樣化控制系統(tǒng)以及汽輪機(jī)控制和監(jiān)測(cè)系統(tǒng)等組成。

    （3）儀表和監(jiān)測(cè)系統(tǒng)

    AP1000核電廠的大部分儀表和監(jiān)測(cè)系統(tǒng)是與正在運(yùn)行的第二代核電廠相同的。與安全相關(guān)的儀表保護(hù)和安全監(jiān)測(cè)系統(tǒng)描述。儀表和監(jiān)測(cè)系統(tǒng)主要由以下系統(tǒng)組成：核測(cè)量?jī)x表系統(tǒng)、輻射監(jiān)測(cè)系統(tǒng)、地震監(jiān)測(cè)系統(tǒng)以及特殊監(jiān)測(cè)系統(tǒng)(包括數(shù)字式金屬撞擊監(jiān)測(cè)系統(tǒng)(DMIMS-DXTM)、堆芯吊籃振動(dòng)監(jiān)測(cè)系統(tǒng)(CBVMVS)和 反應(yīng)堆冷卻劑泵監(jiān)測(cè)系統(tǒng)(RCPMS)三系統(tǒng))組成。

    （4）運(yùn)行和控制中心(OCS) 

    AP1000核電廠根據(jù)NUREG0969的要求設(shè)置了運(yùn)行和控制中心系統(tǒng)，包括主控制室、技術(shù)支持中心、遠(yuǎn)程停堆室、應(yīng)急運(yùn)行設(shè)施、就地控制站以及這些控制中心內(nèi)的工作站，如圖2所示。除了控制臺(tái)結(jié)構(gòu)本體之外，控制室的其他設(shè)備都屬于諸如保護(hù)和安全監(jiān)測(cè)系統(tǒng)、核電廠控制系統(tǒng)、數(shù)據(jù)顯示和處理系統(tǒng)等。

                                  圖2   AP1000主控制室的布置圖