压水堆核电站控制(第一章)
CHAPTER 1-1-核反应堆和核电站概述
压水堆燃料组件
棒束长 : 约3~4m 燃料棒的排列：15×15或17×17
燃料棒的排列 15×15 或 17×17
燃料元件与燃料组件
燃料元件
燃料组件
控制棒组件及控制棒驱动机构
控制棒驱动 机构 控制棒组件
控 制 棒
冷却剂泵（主泵） 冷却剂泵
飞轮
电机
电机轴
泵轴
冷却剂出口
冷却剂入口
蒸汽发生器
汽水分离器 给水入口
第一座核电站
Obninsk（奥布宁斯克）RBMK (27 July 1954, Soviet)
堆 型：石墨水冷反应堆 慢化剂：石墨 冷却剂：轻水 电功率： 5MW 投入运行：1954年 退 役：2002年 地 址：苏联
标志：人类开始了和平利用原子能的历史
美国Nautilus(鹦鹉螺号) SSN-571,1954
舰艇名：鹦鹉螺号 SSN-571 堆 型：压水堆 下 水：1954年 国 家：美国 退 役：1983年 可在水下连续航行30天 1960年USS海神号未出 水面围绕着地球航行了一周
第一艘核潜艇
第一个商用核电厂
First Commercial NPP
电站名：希平港（
Shippinport ）核电站 堆 型：压水反应堆 地 址：美国宾西法尼 亚州匹兹堡希平港 建 造：1954年建造 并 网：1957年并网 热功率：230MW 电功率：60MW 退役：1982年
4 Circulating pump 5 Control rod drive 9 Low pressure turbine 10 Generator Generator 14 Preheater 15 Feedwater pump
核反应堆课后题
核反应堆课后题第一章思考题1.压水堆为什么要在高压下运行？2.水在压水堆中起什么作用？3.压水堆与沸水堆的主要区别是什么？4.压水堆主冷却剂系统都包括哪些设备？5.一体化压水堆与分散式的压水堆相比有哪些优缺点？6.重水堆使用的核燃料富集度为什么可以比压水堆的低？7.在同样的堆功率情况下，重水堆的堆芯为什么比压水堆的大？8.气冷堆与压水堆相比有什么优缺点？9.石墨气冷堆中的百墨是起什么作用的？10.快中子堆与热中子堆相比有哪些优缺点？11.快中子堆在核能源利用方面有什么作用？12.回路式制冷堆与池式饷冷堆的主要区别是什么？13.在使用铀作为反应堆冷却剂时应注意些什么问题？14.快中子堆内使用的燃料富集度为什么要比热中子反应堆的高？第二章思考题1.简述热中子反应堆内中子的循环过程。
2.为什么热中子反应堆中通常选用轻水作慢化齐IJ?3.解释扩散长度、中子年龄的物理意义。
4.述反射层对反应堆的影响。
5.简述反应性负温度系数对反应堆运行安全的作用。
6.解释“腆坑”形成的过程。
7.什么是反应堆的燃耗深度和堆芯寿期？8.大型压水堆通常采取哪些方法控制反应性？9.简述缓发中子对反应堆的作用。
10.简述反应性小阶跃变化时反应堆内中子密度的响应。
第三章思考题1.能用于压水反应堆的易裂变同位素有哪些，它们分别是怎样生成的？2.为什么在压水堆内不直接用金属铀而要用陶瓷U02作燃料？3.简述U02的熔点和热导率随温度、辐照程度的变化情况。
4.简述U02芯块中裂变气体的产生及释放情况。
5.燃料元件的包壳有什么作用？6.对燃料包壳材料有哪些基本要求？目前常用什么材料？7.为什么错合金用作包壳时，其使用温度要限制在350℃以下？8.何谓错合金的氢脆效应，引起氢脆效应的氢来源何处？9.错合金包壳的氢脆效应有何危害，应如何减轻这种不利影响？10.什么是U02燃料芯块的肿胀现象，应采取什么防范措施？11.控制棒直径较细有什么好处？12.定位格架采用什么材料制戚，为什么？13.定位格架有何功用？14.对用作控制棒的材料有什么基本要求？15.通常用作控制棒的元素和材料有哪些？16.简单说明Ag-In-Cd控制材料的核特性。
压水堆核电站稳压器压力控制系统仿真研究
第３ ０ 卷 第１ 期
文章编号 ： １ ０ ０ ６ — ９ ３ ４ ８（ ２ ０ １ ３ ） ０ １ — ０ １ ９ ３ 一 ｏ ４
计
算
机
仿
真
２ ０ １ ３ 年１ 月
压 水 堆 核 电 站 稳 压 器 压 力 控 制 系 统 仿 真 研 究
张 国铎 ， 杨旭红， 许 行， 卢 栋青
法 。通过单神经元的 自学习和 自适应能力 ， 获得最优控制性 能的 Ｐ Ｉ Ｄ控 制参数 。仿 真结果 表明 ， 单神经元 神经 网络 的 Ｐ Ｉ Ｄ 控制方法与传统的 Ｐ Ｉ Ｄ控制方法相 比， 系统响应速度更快 ， 超调量更小 ， 为优化控制系统提供 了参考 。 关键词 ： 压水堆 ； 稳压器 ； 压力控制系统 ； 比例积分微分控制 ； 单神经元
ＺＨＡＮＧ Ｇｕ ｏ －ｄ ｕ ｏ， ＹＡＮＧ Ｘｕ－ｈ ｏ ｎ ｇ， ＸＵ Ｈａ ｎ ｇ， Ｌ Ｕ Ｄｏ ｎ ｇ —ｑ ｉ ｎ ｇ
（ Ｓ ｈ ａ ｎ ｇ ｈ ａ ｉ Ｕ ｎ ｉ ｖ ｅ ｒ ｓ ｉ ｔ ｙ ｏ ｆ Ｅ ｌ ｅ ｃ ｔ ｒ ｉ ｃ Ｐ ｏ ｗ ｅ ｒ ， Ｓ ｈ ａ ｎ ｇ ｈ ａ ｉ ２ ０ ０ ０ ９ ０ ，Ｃ ｈ ｉ ｎ ａ ）
（ 上 海 电力 学 院 ， 上海 ２ ０ ０ ０ ９ ０ ）
大型先进压水堆及高温气冷堆核电站科技重大专项实施管理办
附件1大型先进压水堆及高温气冷堆核电站科技重大专项实施管理办法第一章总则第一条为贯彻落实《国家中长期科学和技术发展规划纲要(2006-2020年)》，保证大型先进压水堆及高温气冷堆核电站科技重大专项（以下简称“核电专项”）的顺利实施，实现规范和高效管理，根据国务院印发的《国务院关于优化科研管理提升科研绩效若干措施的通知》（国发〔2018〕25号）、科技部、发展改革委、财政部（以下简称“三部门”）联合印发的《国家科技重大专项（民口）管理规定》（国科发专〔2017〕145号）、《进一步深化管理改革激发创新活力确保完成国家科技重大专项既定目标的十项措施》（国科发重〔2018〕315号）及其他相关规定，结合核电专项实际情况，制定本办法。
第二条核电专项包括大型先进压水堆核电站(以下简称“压水堆分项”)和高温气冷堆核电站(以下简称“高温堆分项”)两个分项。
第三条核电专项的组织实施坚持自主创新的方针，实行分类指导和目标管理。
第四条核电专项的资金筹集坚持多元化的原则，中央财政支持核电专项的组织实施，引导和鼓励地方财政、金融资本和社会资金等方面的投入。
针对核电专项任务实施，科学合理配置资金，加强审计与监管，提高资金使用效益。
第五条充分利用国际资源，积极开展平等、互利、共赢的国际合作活动。
核电专项国际合作活动应遵守有关外事工作规定、保密工作规定。
第二章组织机构及其职责第六条国家能源局是核电专项的牵头组织单位，负责核电专项的具体组织实施，下设实施管理办公室(以下简称“实施办”)。
牵头组织单位主要职责包括：（一）组建分项总体专家组；（二）负责组织制订核电专项实施管理办法、资金管理实施细则、综合绩效评价细则和档案管理细则等规章制度；（三）负责组织制订核电专项的阶段实施计划，制订年度指南，审核上报年度计划；（四）批复核电专项课题的立项；（五）负责对核电专项课题的执行情况进行监督检查和责任倒查，指导督促专项的实施；（六）负责加强对核电专项课题管理队伍建设、条件保障等宏观业务的指导和监管；（七）负责协调落实核电专项实施的相关支撑条件，协调落实配套政策，推动核电专项成果转化和产业化；（八）组织落实核电专项与国家其他科技计划（专项、基金等）、国家重大工程的衔接工作；（九）核准实施方案、阶段实施计划、年度计划相关内容的调整，涉及核电专项目标、技术路线、概算、进度、组织实施方式等重大调整时，商三部门提出意见；（十）负责核电专项保密工作的管理、监督和检查。
压水堆核电站轴向功率控制原理与方法
0引言70%,,,。
,,,。
1压水堆轴向功率分布概念的引出,,,AO(%)ΔI(%),ΔI,,。
AO,P h(% FP)P b(%FP):AO= (P h-P b)/(P h+P b),,,AO,ΔI,:ΔI= (P h-P b)/P n,P n。
AOΔI,,。
,ΔI ref,ΔI ref。
ΔIΔI ref±5%FP,。
2影响反应堆轴向功率分布的因素2.1控制棒的影响,,ΔI,,ΔI,ΔI。
2.2慢化剂温度的影响,,,。
,,,。
,,,。
2.3燃耗的影响,,,。
,,;,,,;,,,,[1]。
３反应堆轴向功率偏差控制方法的探讨3.1通过控制棒控制轴向功率偏差M310,压水堆核电站轴向功率控制原理与方法常晓露(中核核电运行管理有限公司,浙江海盐314300)【摘要】文章介绍了压水堆轴向功率分布的概念,分析了几种主要的影响因素,探讨了几种主要的轴向功率偏差控制方式,最后通过实际的运行经验提出了轴向功率偏差控制经常会遇到的难点以及解决对策。
【关键词】压水堆;轴向功率分布;轴向功率偏差;ΔI控制中图分类号:TL35文献标识码:A DOI:10.19694/ki.issn2095-2457.2021.07.3188Science&Technology Vision 科技视界(G)(R)ΔI。
G,G1、G2、N1、N2,ΔI。
R。
,ΔIΔIref,G RΔI;,ΔIΔIref,G RΔI。
GΔI,G,G2412,GΔI。
G G,,G,,G,,,ΔI。
RΔI,R,ΔI。
R、。
R,R、,R。
3.2通过升降功率控制轴向功率偏差, ,,ΔI。
４反应堆轴向功率偏差控制的难点及改进4.1寿期末ΔI控制的难点与优化策略,ΔI,,ΔI,,,ΔI。
,G ,G,ΔI。
,R,ΔI,。
ΔI,R,,ΔI。
4.2通过G棒调节ΔI时需注意的问题及改进措施GΔI,,,GΔI。
,ΔI,ΔI。
GΔI。
,LOCA,GGΔI,G。
4.3控制棒调节时机对ΔI控制的影响及选择ΔI,。
压水堆核电站一回路主要活化腐蚀产物及水化学控制措施
压水堆核电站一回路主要活化腐蚀产物及水化学控制措施压水堆核电站一回路主要活化腐蚀产物包括铁、镍、铬和锰等金属离子，以及氢氧根离子和硼酸根离子等。
这些产物会影响核电站的运行稳定性和热效率，同时也对环境带来潜在风险。
为控制这些活化腐蚀产物的生成和影响，压水堆核电站采取了多种水化学控制措施。
其中包括：
1. 去离子水系统：通过去离子水系统减少水中的杂质和离子，减缓活化腐蚀的产生。
2. 化学清洗：定期进行化学清洗，清除一回路中的污垢和腐蚀产物，保证水循环系统的清洁和稳定性。
3. 加药控制：通过给水系统中加入适量的缓蚀剂和抗氧化剂等药剂，延缓金属腐蚀的产生和水化学反应的影响。
4. 氢气控制：控制系统中的氢气含量，减少氢气对金属材料的腐蚀作用。
5. 硼酸加注：加入适量的硼酸，控制系统中的酸碱平衡，减少金属材料的腐蚀和水的蒸发。
综合采取上述措施，可以有效地控制压水堆核电站一回路中的活化腐蚀产物的生成和影响，确保核电站的运行安全和稳定性。
- 1 -。
核电站仪表岗前培训_第一章至第三章
燃料温度的上升导致燃料有效吸收 截面增大，中子吸收增大。
238U的燃料温度系数总是负的。
2）慢化剂温度系数 慢化剂水的温度升高，水膨胀，密度减小，
慢化能力减弱，反应性变小；而硼毒作用将随 硼密度减小而下降，使反应性增大。
压水堆在功率运行时，要求慢化剂温度系 数是负的。
当一次冷却剂流量保持不变时，二回路 的输出功率P2
P2 K (Tavg Ts )
这种运行方式的优点 适应反应堆的自调特性，稳定性好。另外，
由于Tavg恒定，冷却剂容积变化小，稳压器的 尺寸相对可以小。 缺点
要保持Tavg恒定不变，随着P2增加，Ts就 要下降，因此Ps（蒸汽发生器压力）也要下降。 蒸汽发生器出口温度Ts下降会使汽输机效率降 低， Ps不能低于设计要求的最低值。
1.5 压水堆核电厂稳态运行方案
所谓核电厂稳态运行方案是指反应 堆及动力装置在稳态运行条件下，以负 荷功率或反应堆功率为核心，各运行参 数，如，温度、压力和流量等应遵循的 一种相互关系的特性。
核电厂的输出功率PH与蒸汽发生器 一次侧和二次侧的温度差有如下联系：
PH (UA) s (Tavg Ts )
1.3.3 反应性控制的功能要求及措施
1. 反应性控制的目的 反应性控制，就是采取各种有效的控制方
式，在确保安全的前提下，控制反应堆的剩 余反应性。 (1) 满足反应堆长期运行的需要 ; (2) 使反应堆在整个堆芯寿期内，保持平坦的功 率分布，使功率峰因子尽可能的小 ; (3) 适应外界负荷的变化; (4) 反应堆出现事故 ,能通过保护系统迅速落棒停 堆，并保持一定的停堆浓度 。
1）监测反应堆的中子通量水平及其变化率； 2）监测堆内中子通量分布及温度场分布； 3）监测核电厂的区域辐射剂量和工艺过程辐射剂量； 4）监测核电厂的工艺过程参数； 5）检测设备的状态、位置、运动速度； 6）监测燃料元件包壳的破损； 7）监测冷却剂的纯度； 8 ) 监测反应堆及设备事故的状态； 9）设备潜在故障的诊断及报警； 10）供电的监测与报警； 11）火灾的监测与报警； 12）异常、故障或事故的声光报警； 13）系统间的信息传输； 14）计算机的信息处理及存储； 15）环境监测。
压水堆核电厂一回路系统与设备简介补充讲义
从而既可避免放射性流体不可控地释放到海水中而污染环境，又可防止海水对核岛各热交换器的腐蚀 。
堆芯形状 圆柱形 方形
堆芯布置 立式 卧式
冷却剂流道 管束 排管型 多孔介质
燃料组件 排列形式：正方形、三角形、蜂窝型 数量：15x15、8x8、17x17等
堆芯
作用 核裂变链式反应的区域
堆芯特征
典型压水反应堆本体结构
反应堆本体
堆芯（活性区）
堆内构件
反应堆压力容器（压力壳）
控制棒驱动机构
压水堆堆芯
反应堆冷却剂系统即主系统，是核电厂最重要最基本的系统。
核裂变能量的导出、交换和转化在该系统内发生，该系统功能的正常发挥，具有重大的经济意义； 该系统基本部分均要承受高压，构成了所谓“压力边界”，是核电厂的三道“安全屏障”之一，维护了核电厂的安全，避免放射性物质向环境的释放。
（1）反应堆冷却剂系统
若水位过低，蒸汽发生器二次侧水量过少，会引起一回路冷却不充分，管束因温度升高有可能破裂；同时，在给水管道中有产生汽锤的危险，蒸汽发生器的管板还将受到热冲击；
反应堆主冷却剂泵（主泵）是反应堆的“心脏”。
在主系统充水时，利用主泵赶气；
在开堆前，利用主泵循环升温，达到开堆280C条件；
在反应堆正常运行时，冷却剂由反应堆流出经主管道流进蒸发器，把热量传给二回路侧给水，然后再由主泵送回反应堆进行循环。
B
在安全注入的情况下，化容系统上充泵作为高压安注泵运行。此时，安注运行方式自动取代所有其他运行方式。
C
化容系统安全功能
化容系统简图
下泄回路
上充回路
净化回路
轴封水、轴封回流回路
过剩下泄回路
低压下泄管线
除硼管线
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反应性阶跃变化大小与反应堆周期的关系 压水堆动力学模型 华北电力大学核科学与工程学院
当反应性的变化ρ接近β时，由缓增变为陡增。对应反应堆周期 T=1/ ω 1急剧减小。
压水堆动力学模型 华北电力大学核科学与工程学院 反应性大阶跃变化下中子密度响应
当反应性变化大于β后，反应堆周期接近零，反应堆功率急 剧上升失去控制，出现“瞬发临界事故”。
华北电力大学核科学与工程学院 n/n0
瞬变项
华北电力大学核科学与工程学院 反应性小阶跃变化下中子密度响应 反应性扰动开始的瞬间,中子密度迅速增长决定于瞬发中子,反 应堆周期 ，这种现象称为瞬跳;很快缓发中子发挥作用, 按指数规律增长。
中子密度以反应堆周期
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压水堆动力学模型 华北电力大学核科学与工程学院 反应性大阶跃变化下中子密度响应 当反应性ρ为一个很大的阶跃扰动时，按上述类似方法可得：
华北电力大学核科学与工程学院 点堆动力学模型：把反应堆看成没有空间度量的一个“点”， 即反应堆内各点的中子通量密度只随时间变化，与空间位置 无关。 有效增殖系数Keff ：某一代参与裂变反应的中子数除以上 一代参与裂变反应的中子数。 中子一代时间(Neutron life time) l ：上一代中子产生数量 相同的下一代中子的所需的时间。 平均一代中子时间：一个中子由于裂变被另一个中子代替 的平均时间。 Λ =l/ Keff 反应性：表征链式反应介质或系统偏离临界程度的参数。
华北电力大学核科学与工程学院
华北电力大学核科学与工程学院
华北电力大学核科学与工程学院
压水堆动力学模型 华北电力大学核科学与工程学院 反应性小阶跃变化下中子密度响应
平衡点处： 缓发中子先驱核产生率＝ 缓发中子先驱核消失率
华北电力大学核科学与工程学院
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压水堆动力学模型 华北电力大学核科学与工程学院 反应性小阶跃变化下中子密度响应
华北电力大学核科学与工程学院 3. 堆芯(core)：157盒燃料组件 4. 慢化剂(moderator)和冷却剂(coolant)：轻水(light water) 5. 反应堆控制手段：调节53个控制棒组件(Control Rod Assembly)的位置和调节慢化剂中的硼酸浓度(boric acid concentration)
华北电力大学核科学与工程学院 常规岛控制系统 大气蒸汽排放控制系统 Atmosphere steam dump control system 汽轮机调速系统（负荷控制系统） Steam Turbine Speed Governor System(Turbine Governing) 冷凝器蒸汽排放控制系统 Condenser steam dump control system 给水流量控制系统 Feedwater flow control system 汽动泵速度控制系统 Turbine-driven pumb speed control 电动泵速度控制系统 Motor driven pump speed control 发电机电压控制系统 Generator voltage control system
压水堆核电站控制概述 华北电力大学核科学与工程学院
反应堆控制系统主要功能
功率调节(power regulating/cotrol)：启动、停堆、升功率、 降功率、维持稳态运行功率水平； 功率分布控制(Power Distribution Control)，保证反应堆 的安全性和经济性； 反应性控制(reactivity control)：抵消过剩反应性，补偿运 行过程中由温度变化、中毒和燃耗(burnup)所引起的反应 性变化； NSSS（Nuclear Steam Supply System，核蒸汽供应系统） 能适应一定的运行暂态(operating transient)； 运行暂态或设备故障后，保持主要电厂参数在正确的运行 范围内，以尽量减少对反应堆保护系统(reactor protection system)不必要的动作。
单组缓发中子近似:
n 中子密度 ρ 反应性 lp 一代中子时间
β 缓发中子份额 C 先驱核密度 λ 先驱核衰变常数
华北电力大学核科学与工程学院
n 中子密度 ρ 反应性 lp 一代中子时间 β 缓发中子份额 C 先驱核密度 λ 先驱核衰变常数
n/l
堆内中子总消失率 瞬发中子产生率
λC
缓发中子产生率(缓发中子先驱核消失率) 缓发中子先驱核产生率
华北电力大学核科学与工程学院 入口管→下降段→下腔室→堆芯支撑 板→堆芯下栅格板→堆芯→堆芯上栅 格板→上腔室→出口管 旁路流量： 1. 压力容器内壁吊篮喷嘴→压力容器 出口管； 2. 堆芯辐板 3. 导向筒支撑板法兰流水孔→顶盖空 间 3. 控制棒导向管
华北电力大学核科学与工程学院
压水堆核电站工艺流程图
华北电力大学核科学与工程学院
核反应堆控制基础
Keff：有效增殖因子。 ρ和Keff反映了反应堆中中子通量
密度的变化状态。若不考虑缓发中子效应并忽略外中 子源，反应堆中子密度变化与反应性的关系为：
华北电力大学核科学与工程学院
核反应堆控制基础
经过时间T，中子密度n将变化e倍。反应堆周期可理 解为中子密度变化e倍所需要的时间。它是一个动态 参变量，当反应堆功率水平不变时，周期为∞。只有 当功率水平变化时，周期才是一个可测量的有限值。 在反应堆启动或功率提升过程中，对周期的监督十分 重要，周期过小时将导致反应堆失控。一般反应堆周 期不允许小于10～20s。
华北电力大学核科学与工程学院 ρ=0.001，β=0.0065，λ=0.11/s，lp=0.001s λlp (β-ρ)2 ω1 ω2 A1 A2 1.1000e-004 3.0250e-005 0.02 -5.5 1.1818 0.18182 << >> ≈ ≈ ≈ ≈ β-ρ 4λρlp ω1* ω2* A1* A2* 0.0055 4.4000e-007 0.01954 -5.6295 1.1736 0.17356
华北电力大学核科学与工程学院 闭锁系统（联锁系统） block signal system 监测系统 monitoring system 核功率测量系统 nuclear power measurement system 过程参数测量系统 process parameter measurement system 放射性测量系统 radioactive measurement system
华北电力大学核科学与工程学院
华北电力大学核科学与工程学院 堆芯→冷却回路→蒸汽发生器→主泵→堆芯 堆芯热量→冷却剂升温→蒸汽发生器产生蒸汽→冷却剂降温温 蒸汽→汽轮机转动→发电机发电 →冷凝器→给水泵→给水加热器→蒸汽发生器二次侧
华北电力大学核科学与工程学院
压水堆核电站控制系统框图
压水堆核电站控制系统组成 压水堆核电站控制概述 华北电力大学核科学与工程学院 控制系统即是用来改变系统和设备的运行状态以执行电厂所 要求的功能的手段，既可改变系统和设备的状态，也可维持系 统和设备的运行参数在某一制定的范围内。 核岛控制系统 反应堆冷却剂平均温度控制系统(R棒组，黑棒组) Coolant Average Temperature Control 反应堆功率控制系统(N1、N2、G1、G2棒组，灰棒组) Reactor Power Control System 硼酸浓度控制系统 Boron Concentration Control System (Boron regulation system) 稳压器压力和水位控制系统 Pressurizer Level & Pressure Control System 蒸汽发生器水位控制系统 Steam Generator Level Control System
华北电力大学核科学与工程学院
蒸汽发生器
乏燃料池
反应堆压力容器
压水堆核电站控制概述 华北电力大学核科学与工程学院 压水堆核电站(PWR NPP)的组成
压水堆核电站组成
1. 核岛(nuclear island)：一回路系统及其辅助系统、专设安全设 施和厂房，核岛利用核能产生蒸汽； 2. 常规岛(conventional island)：二回路系统及其辅助系统和厂 房，常规岛利用蒸汽产生电能。 压水堆(pressurized water reactor)结构： 1. 燃料棒(Fuel Rod)：UO2燃料芯块(fuel pellet)（低浓缩235U制 成）4Zr合金包壳(Cladding) 2. 燃料组件(fuel assembly): 17×17燃料棒、控制棒导向管 (control rod guide tube )、中子测量通道
压水堆核电站控制概述 华北电力大学核科学与工程学院
核反应堆控制基础
反应堆热功率： • Φ堆芯活性区平均中子通量密度(neutron-flux density) • V堆芯活性区体积 • C单位换算系数 • Ef每次裂变平均释放出的能量，200Mev • σf裂变材料的微观截面 • N堆芯平均单位体积内核裂变材料的核子数 Pn∝ Φ=nv，所以对中子密度(neutron density)的控制也就实现 了对反应堆功率的控制。而对中子密度的控制，通过改变反应 堆中活性区(core)中的反应性(reactivity)来实现。
点堆模型局限性和适应范围来自方程组在均匀裸堆假设和单群近似下推导出来的。 不能描述与空间相关的特性。 反应堆偏离临界状态太远时不适用。 局部扰动不太大且反应堆接近临界状态时，所得结果令人 满意。 反应堆控制系统设计和特性研究中均采用点堆模型。 广泛应用于许多核电站系统的安全事故分析程序中。
压水堆核电站控制概述 华北电力大学核科学与工程学院
反应堆控制系统的基本要求
• 负荷低于15％FP，可手动控制；高于15％FP，投入自动； • 负荷最大允许阶跃变化(Step Change)＝±10％FP；变化 后负荷<100%FP； • 斜坡变化速率=5%FP/min； • 甩负荷(load-rejection)50％FP～80％FP大气蒸汽排放阀 打开、停堆或蒸汽发生器二次侧安全阀打开； • 反应堆紧急停堆、汽机脱扣(turbine trip)不引起蒸汽发生 器二次侧安全阀打开； • 接到紧急停堆信号后，能在约1.5s的时间内快速落下控制 棒； • 控制系统整定值(setting value)大部分由核功率由90％FP 上升到100％FP的响应来决定； • 控制品质指标(control quality index)：功率超调量 (overshoot)<3%FP，冷却剂平均温度超调量<2.5℃。