1、核島控制系統的總目標
　　
　　1）當機組穩態運行時,建立并保持一回路和二回路之間的功率平衡。
　　
　　2）抑制運行的瞬態過程以避免機組緊急停堆并重建機組穩態運行。
　　
　　3）給反應堆操作人員提供監測儀表,這些儀表顯示控制系統所需的全部輸入和輸出參數,并向操作人員提供對各系統采取手動操作的能力。
　　
　　2、核島控制系統圍繞核電站安全性和可用性兩個目標進行設計。
　　
　　1）核電站儀控系統的主要功能是在正常運行、預計運行事件和事故工況下,監測電廠參數和各系統的運行狀態，為運行人員安全有效地操作提供各種必要的信息，自動地或通過運行人員手動控制將工藝系統或設備的運行參數維持在運行工況規定的限值內。在異常工況和事故工況下,觸發自動保護動作,保護人員、反應堆和系統設備的安全，避免環境受到放射性污染。
　　
　　2）核電站的設計和制造質量須確保在正常運行和正常運行瞬態過程中不會發生故障；安全系統的設計應盡量減少異常瞬態和事件的影響；專設安全設施的設計應能盡量減少假想事故對放射性物質包容的影響。
　　
　　3、核島儀控系統設計原則
　　
　　核電站設計須在保證公眾的健康和安全沒有過度風險的前提下，保證反應堆正常運行。核電的安全運行需要后臺支持,如強大的電源，充足的冷卻水等，所以,通常都是多冗余備用模式。核島儀控系統的設計必須遵從以下原則：
　　
　　1）根據電廠安全性目標設計,滿足電廠縱深防御的要求。正常運行時，當出現異常工況，由電廠控制系統進行調節來使電廠恢復正常運行；當發生預期設計瞬態事件時,由保護系統來觸發執行安全功能；設計基準事故時,由保護系統來觸發執行安全功能。
　　
　　2）安全重要儀控系統采用冗余設計,滿足單一故障準則。同時也用來提高系統的可靠性,避免儀控系統喪失其功能,影響電廠的運行和安全。在結構和部件上,一個冗余的子系統執行其功能不依賴于其它子系統，子系統的故障，也不能影響到其它子系統的正常工作。冗余子系統之間的內部信號交換必須經過電氣隔離或通訊隔離。
　　
　　3）層次化的組織結構。包括工藝系統接口層，自動控制和保護層,操作和管理信息層,全廠技術管理層；
　　
　　4）通過不同儀控系統、結構和部件的多樣化設計,來降低產生共模故障的風險。儀表和控制的總體結構將基于兩種不同的軟硬件平臺,分別用于安全級和非安全級儀控系統功能；保護系統采用功能多樣性設計，對保護變量進行合理分組，每個事故的觸發事件盡量采用不同測量原理的變量,防止軟件共模故障造成的影響;此外,還保留了手動觸發停堆和專設動作的系統級命令，該命令*旁路數字化保護系統；后備盤在工作站故障的情況下，可以維持電站正常運行4小時，并在需要時，將電廠帶人安全停堆狀態。
　　
　　5）控制的優先與切換，保證保護的高安全級。來自緊急操作設備的控制命令與來自保護系統的自動命令一樣,具有zui高的安全級別。
　　
　　4、核島儀控系統的安全分級
　　
　　按照安全分級的要求，儀控系統可分為安全級、安全相關級和非安全級三大部分。安全級系統在實現或維持電廠安全上起著重要作用。主要包括反應堆保護系統、專設安全設施邏輯系統、安全功能支持系統（部分電氣、設備冷卻、重要廠用水、部分通風系統）、大氣旁排等系統、以及事故后監測系統（PAMS）。安全級系統要求由冗余的通道組成，各通道之間要求硬件隔離和電氣隔離。
　　
　　安全相關系統在實現或保持核電站的安全方面起補充、支持或間接的作用，能對電廠安全作出貢獻的其它功能，如維持運行限制工況，安全系統可用性的監督，內部產生危害的效應的預防,放射性釋放的檢測J/監督,事故后運行所使用的功能等。
　　
　　非安全級系統包括核電站中除了上述安全級和安全相關級以外的各種控制系統、電站計算機信息和控制系統以及一些儀表控制系統。
　　
　　5、核島儀控制系統結構
　　
　　儀表和控制采用數字化分布式控制系統，整個系統主要分為下列四個層次：
　　
　　1）全廠技術管理層：完成多機組間的信息共享及與外界的聯絡；
　　
　　2）操作和管理信息層：完成過程控制、過程信息及信息管理等任務；
　　
　　3）自動控制和保護層：完成系統級和設備級的控制和過程監測；
　　
　　4）工藝系統接口層：完成對現場設備及過程參數的控制和測量。
　　
　　其中，自動控制和保護層包括安全級保護和控制系統、安全相關級控制系統、非安全級控制系統。
　　
　　安全級的過程儀表系統和安全級的核儀表系統采集測量信息，進行運算,與整定值比較后產生邏輯信號。保護系統進行邏輯運算,產生反應堆緊急停堆驅動信號和專設安全設施動作的驅動信號。保護系統內部之間的通過安全級的數據通訊網絡實現，通訊網絡采用光纖網以滿足相互電氣隔離的要求。高安全級系統與低安全級系統之間的數據通訊如果通過網關執行，一般只能由高安全級向低安全級傳遞數據,而不能由低安全級向高安全級傳遞數據。
　　
　　安全相關級控制系統是在事故后中長期階段（手動操作）為支持達到安全停堆狀態功能所必須的儀控系統和設備。
　　
　　非安全級控制系統主要功能是在電站正常運行工況下執行自動控制和監督任務。
　　
　　6、壓水堆核電站核島主要系統
　　
　　核島系統主要包括一回路主系統和一些安全和輔助系統。一回路主系統包括反應堆冷卻劑系統（RCP）,—回路輔助系統包括化學和容積控制系統（RCV）、硼和水補給系統（REA）和余熱排出系統（RRA）等,專設安全設施包括安注系統（RIS）、安全殼噴淋系統（EAS）、輔助給水系統（ASG）和安全殼隔離系統（EIE）。
　　
　　整個一回路系統又稱核蒸汽供應系統，核蒸汽供應系統具有充分的傳熱能力,能把反應堆功率運行和處于次臨界時（包括電廠停堆冷卻和初始階段）產生的熱量傳遞給蒸汽和動力轉換系統,并能把電廠停堆冷卻第二階段和冷停堆期間產生的熱量傳遞給余熱排出系統。
　　
　　7、反應堆控制系統
　　
　　7.1控制系統功能是：
　　
　　a）當機組穩態運行時,維持主要運行參數盡可能接近核電站設計所要求達到的*值,使電廠的輸出功率維持在所要求的范圍內；
　　
　　b）使核蒸汽供應系統能適應正常運行的各種瞬態工況,根據電網的要求和運行的需要，改變系統的運行狀態，保持操作靈活性；
　　
　　c）在運行瞬態或設備故障時,使電廠主要參數在允許的范圍內,盡可能減少反應堆保護系統的動作。
　　
　　反應堆控制系統還執行下述功能：
　　
　　1）能使核電站承受：
　　
　　在可能的氙限制條件下，在15%FP~FP的范圍內，±10%的階躍負荷變化以及5%/min的線性負荷變化都不會引起反應堆緊急停堆、蒸汽排放和穩壓器安全閥開啟。
　　
　　甩掉的外電網負荷而不會引起反應堆緊急停堆,也不會引起穩壓器或蒸汽管路的釋放閥或安全閥開啟。
　　
　　只要冷凝系統和冷凝器蒸汽排放閥可用,汽機跳閘不會引起反應堆緊急停堆。
　　
　　2）在運行瞬態期間，控制溫度調節棒組，以保持反應堆冷卻劑平均溫度（Tavg）在規定的范圍以內。
　　
　　7.2壓水堆的主要控制：
　　
　　1）反應性控制和功率分布控制
　　
　　壓水堆的快速變化反應性控制主要通過改變控制棒在堆芯中的位置來實現,較緩慢的反應性變化通過調節水中硼濃度來實現。燃料裝載完成后，控制棒的插人影響到功率分布,此外，堆芯進出口慢化劑的溫差（功率水平）對軸向功率分布也有影響。
　　
　　2）功率調節
　　
　　根據汽輪機負荷和反應堆冷卻劑的平均溫度，操縱控制棒在堆芯中的位置，以調節反應堆的功率,使其與汽輪機組的出力相匹配。
　　
　　3）平均溫度調節系統
　　
　　調節溫度調節棒保持一回路平均溫度盡可能接近由負荷決定的整定值。在穩態和暫態過程中，協助功率調節棒補償功率虧損。
　　
　　4）一回路系統壓力控制
　　
　　借助穩壓器的加熱器（在水區內）或噴霧器（在蒸汽區內），以保持穩壓器壓力在規定范圍內。
　　
　　5）穩壓器水位控制
　　
　　反應堆冷卻劑系統內的水容量，即穩壓器水位是靠化學和容積控制系統（RCV）來保持的。
　　
　　6）蒸汽發生器水位控制
　　
　　基本功能是調節進入蒸汽發生器二次側的給水流量，使得在正常運行工況下蒸汽發生器的水位保持在規定范圍內。
　　
　　7）蒸汽排放控制
　　
　　蒸汽排放系統的作用是在汽輪機負荷突然大幅度減少之后，有控制地將蒸汽直接排放至凝汽器，從而在蒸汽發生器上保持一個人為的負荷以減小反應堆冷卻劑系統的瞬態變化。
　　
　　8、反應堆保護系統
　　
　　反應堆保護系統是核電站重要的安全系統之一,對限制核電站事故的發展、減輕事故后果,保證反應堆及核電站設備和人員的安全、防止放射性物質向周圍環境的釋放具有十分重要的作用。反應堆保護系統的功用是保護三大核安全屏障（即燃料包殼、—回路壓力邊界和安全殼）的完整性。
　　
　　反應堆保護系統包括緊急停堆系統和專設安全設施驅動系統,監測經安全分析確定的保護參數，當這些參數超過預先確定的整定值時觸發緊急停堆和或啟動專設安全設施。通過對停堆斷路器和安全驅動器的控制，確保反應堆的安全。
　　
　　1）觸發反應堆停堆的信號如下：
　　
　　a）核功率超功率停堆；
　　
　　b）堆芯熱功率超功率停堆；
　　
　　c）反應堆冷卻劑系統穩壓器壓力和水位停堆；
　　
　　d）反應堆冷卻劑系統低流量停堆；
　　
　　e）蒸汽發生器水位停堆；
　　
　　0汽輪機跳閘引起的反應堆停堆；
　　
　　g）停堆保護系統拒動（ATWT）信號觸發停堆；
　　
　　h）安全注人信號觸發停堆；
　　
　　i）安全殼噴淋信號和安全殼B階段隔離信號觸發停堆.
　　
　　j）手動停堆。
　　
　　2）依靠專設安全設施驅動系統觸發的具體功能有：
　　
　　a）反應堆緊急停堆（如果反應堆緊急停堆系統沒能觸發緊急停堆）；
　　
　　b）安全注人信號；
　　
　　c）安全殼A階段隔離，其功能是隔離所有對保護反應堆并不必需的管道以防止裂變產物釋放到安全殼外；
　　
　　d）蒸汽管道（VVP）隔離，以防止一臺以上蒸汽發生器的連續失控排放，從而防止RCP失控冷卻；
　　
　　e）主給水管道（ARE）隔離,用于防止或緩解RCP過度地被冷卻；
　　
　　f）安全殼壓力高值信號；
　　
　　g）啟動輔助給水系統，以排出堆芯熱量。
　　
　　9、核電站DCS系統
　　
　　9.1以引進法國阿爾法核能公司（前法馬通核能公司）的壓水堆技術核電站為例,其核島控制系統的設計一般基于西門子epermXS（TXS）和epermXP（TXP）兩個平臺。所有IE級功能（安全級，保護儀表功能）和部分安全相關級（事故后儀表功能中的TXS和安全顯示系統QDS設備）都在TXS中完成，TXS由法馬通核能公司提供，相當于隨設備供貨的控制系統。其他部分安全相關級和非安全級功能在TXP中實現,這部分控制功能可由DCS供貨商提供。
　　
　　9.2安全級DCS系統包括:反應堆保護控制系統（RPS）,優先級執行機構控制系統（PACS）和核心控制系統（CCS）。
　　
　　其中，反應堆保護控制系統主要功能是反應堆保護、安全功能驅動、事故后檢測等等。
　　
　　優先級執行機構控制系統主要負責安全執行機構的控制,包括優先級管理、執行器驅動、基本元件保護和執行器監視。
　　
　　核心控制系統主要進行堆芯部分的監視和控制,以及與外界的數據交換。
　　
　　10、控制室
　　
　　整個核電站核電站，包括核島、常規島和部分BOP采用集中監測控制，便于運行人員對生產過程的監視、控制和事故處理。通過設置在主控室里的監測和控制設備，可實現電廠的啟動、停閉、正常運行和異常工況或事故工況的處理。安全控制系統設置有4個*相同的計算機化工作站（OWP）,毎一個工作站又分為控制部分和報警部分。4個工作站中，兩個是運行時主要操作員站，一回路和二回路操作員站,其他兩個作為備用和監視及處理輔助任務。硬接線系統位于2行人員工作站之間,上面設有很少量的按鈕,可以直接啟動反應堆停堆、專設安全設施、以及汽機跳闡等控制命令。
　　
　　盡管計算機化控制系統具有高度的可靠性,但在總體設計中還是考慮了全部失去電站計算機信息和控制系統的可能性。為此，在主控制室內設置了后備盤。
　　
　　在總體設計中,考慮了主控制室的不可利用性，為此設置了應急停堆站。當主控制室是可利用時，應急停堆站的功能是閉鎖著的；當主控制室由于某種原因（例如發生火災）變得不可利用時就啟用應急停堆站。
　　
　　中心設在主控制室附近，是專家組評價和診斷電站狀況的場所。在事故條件下,中心具有和主控制室相同的可居留性條件。在一段有限的時間內，中心可以容納一定數量的技術專家和電站管理人員同時工作。在中心每個機組設置有1個專門的工作站（簡化的運行人員工作站），給中心的工作人員提供在主控制室中可以得到的*相同的信息，但操作規程除外,該專門工作站不提供控制功能。