第8 章8.3-8.5控制棒控制(核反应堆物理分析)
核反应堆物理基础(第7-8章)

温度变化对反应堆的影响反应性系数反应性系数是反应堆的反应性相对于某一个参数的变化率。
温度系数的表示式按照反应性的定义ρ=1-k -1,反应性温度系数可6温度系数对反应堆稳定性的影响正的反应性温度效应会造成反应堆具有内在的不稳定性。
在反应堆设计时不希望出现正的温度系数。
具有负温度系数的反应堆,温度变化引起的反应性变化是负反馈效应,因而具有内在的稳定性。
T上升,K eff 下降,功率P下降,T回到初始值。
T下降,K eff 上升,功率P上升,T也会回到初始值。
燃料温度系数燃料温度变化一度时所引起的反燃料温度系数的影响因素燃料温度系数的影响因素:燃料温度,燃料燃耗慢化剂温度系数慢化剂温度变化—度时所引起的反应性变化称为慢化剂温慢化剂温度系数与水铀比的关系慢化剂温度系数与单位体慢化剂的反应性温度系数12慢化剂温度系数与温度和燃耗的关系慢化剂温度系数与慢化剂温度、硼浓随着慢化剂温度的增加,慢化剂温度系数向负的方向变加,慢化剂温度系数向正的方向变化。
空泡系数几种堆型的反应性系数功率系数单位功率变化所引起的反应性称为功率反应性系数。
典型压水堆的功率系数功率系数一般为负值。
17功率亏损从运行上更有意义的是功率系数的积分量,即功率功率亏损定义为从零功率变化到满功率时反应性的从一功率升到另一功率一定要向堆芯引入正反应性。
剩余反应性:堆芯没有任何控制毒物时的反应性称反应性控制中常用物理量反应性的三种控制方式反应性控制的任务主要任务是使得反应堆保持受控运行状态:反应性控制的类型控制分成三类:紧急控制,当需要时,快速引入大的负反应控制反应性的方法在压水堆中主要有两种反应性控制手段的比较主要反应堆类型的反应性值大亚湾压水堆的反应性控制要求反应性ρ%反应性控制因素控制棒的作用用来控制反应性的快速变化:29控制棒类型的选择不同类型反应堆,控制棒吸收材料分布均匀,使提高单位吸收材料吸收中子的效率,减轻控制不会在控制棒提升时因留下过大水隙而造成功控制棒材料的选择控制棒材料的选择要考虑:控制棒当量的计算分别进行临界计算,求出有控制棒和无控制棒时压水堆束棒式控制棒的当量计算 在压水堆束棒式控制棒中,将每个控制棒细棒与周围的中子价值的概念同样一个中子处于反应堆的不同位置,它对反应堆控制棒的微分价值 不仅要知道控制棒完全插入控制棒的积分价值控制棒价值的影响因素堆芯的慢化剂温度、硼浓度和燃耗会影响控制棒控制棒插入对堆轴向功率分布的影响38控制棒间的干涉效应在多根控制棒同时插入堆芯时,总价值并不等于各根控制棒单独插入堆芯时的价值之和。
核反应堆物理

1什么是菲克定律?描述分子扩散的方程,而中子扩散的菲克定律可以从精确的中子输运方程做一些近似处理得到。
J=Jxi+Jyi+Jzi,这个式子就称为称为菲克定律,它表示中子流密度正比于负中子通量密度梯度。
2什么是扩算方程及其边界条件?1在扩散方程适用的区域,扩散方程的解必须是非负的实数,且处处有界。
2在具有不同的扩散性质的两种介质交界面处,垂直于交界面方向上的净中子流密度相等,两种介质内的中子通量密度相等。
3外边界处,即在介质与真空交界面上,在物理边界以上的外推边界上,中子通量密度为零。
名词解释:1 微观截面:平均一个入射中子与一个靶核相互作用,概率大小的度量。
2 :单位体积内所有靶核的微观截面的总和也是一个入射中子与单位体积的靶核的相互作用的平均概率。
3平均自由程:中子在介质中运动时,与原子核连续发生两次某种相互作用之间的平均穿行距离。
4中子通量密度:单位体积内所有中子在1秒内穿行距离的总和=nv5核反应率:R=宏观截面x中子通量密度。
:单位体积内中子每秒与介质原子核发生某种核反应的总数。
6中子扩散长度的平方:热中子从产生到消亡(吸收和泄漏)点的直线距离的均匀方值得六分之一。
7中子年龄:是裂变中子从产生点被慢化剂幔化到热能处的直线距离的均匀方值的六分之一。
8中子有效增殖系数:Keff=堆内下一代裂变中子数/堆内现有中子数9中子寿命:中子从诞生到消亡(吸收和泄漏)的平均时间。
10中子代时间:中子从诞生开始到消亡引起裂变产生一个中子的平均时间。
反射层的作用反射层是堆芯周围围绕着一层具有良好的散射性能,吸收截面小的物质所构成的中子反射层。
1反射层把一部分本来要泄漏出堆芯而损失掉得中子反射回堆芯残余链式反应,减少了泄漏的中子数,使堆芯尺寸小于无反射层时的临界尺寸就能达到临界状态,可显著的节省所需易裂变物质的装量。
2减小中子通量分布不均匀系数,有反射层时会增加反应堆的平均功率输出。
.P逃脱共振吸收概率在非均匀系中,燃料快对共振中子有很强的自屏,亦即燃料表面吸收共振中子比内层吸收的多许多,故非均匀系燃料快内的平均中子通量密度比均匀系的低结果与均匀系相比非均匀系的p 提高了。
核反应堆中的反应控制方法

核反应堆中的反应控制方法核反应堆是利用核能进行能量转换的装置,它能产生大量的电力,但同时也有一定的风险。
为了保证核反应堆安全可靠地运行,必须对核反应进行控制。
本文将对核反应堆中的反应控制方法进行介绍。
1.反应堆中的物理过程在开始介绍反应控制方法之前,我们需要简单了解反应堆中的物理过程。
核反应堆中的反应物通常是铀-235、铀-238和钚等,它们与中子发生相互作用,引起裂变或俘获反应,释放出大量的能量。
核反应堆中的反应过程需要控制,以确保堆安全稳定地运行。
2.反应控制方法(1)核反应堆的排除反应——反应堆的排除反应是指将反应堆中的中子吸收剂移除,以使中子的流量降低。
这是一种常用的反应控制方法。
(2)控制燃料的含量——燃料中的铀-235对反应控制非常重要。
如果燃料的铀-235含量过高,反应过于剧烈,如果含量过低,反应速度慢,不足以产生足够的能量。
(3)增加辐射体吸收——这种方法是通过添加一种辐射体,使其吸收中子来控制反应。
这种方法在核反应堆运行的初期使用,随着堆的运行,辐射体逐渐消失。
(4)调节反应堆中的质子——质子是中子的反应体,通过控制质子的流量,可以控制核反应堆的反应速率。
(5)利用控制棒——控制棒是一种可以插入核反应堆中的棒状物体。
它们通常由坚固的黑钢和铂-铑合金制成。
控制棒的重量大于核反应堆中的其他物资,它们的下落可以减慢核反应的速率,提高反应堆的安全性。
(6)使用反应性反馈——反应性反馈是指使用吸收材料,如铝、铁、铅等,依靠中子引起的反应来降低核反应堆的反应速率。
(7)调节燃烧轴线——燃烧轴线是指沿着核反应堆棒中燃料的轴线。
通过调节燃烧轴线的位置,可以改变燃料的形状,从而控制反应。
(8)改变冷却剂的温度——冷却剂是核反应堆中的一种流体,用于冷却和稀释反应堆中的热量。
通过改变冷却剂的温度,可以控制反应的速度和强度。
3.结论核反应堆的反应控制至关重要,可以通过以上的方法,确保反应堆的安全性和稳定性。
控制棒PPT

• CRDM内部机械装置的设计使其能在温度 为343.3°C(650°F)的反应堆冷却剂中 运行。承压壳体的设计能包容343.3°C (650°F)和17.24 MPa (2500 psia)的反 应堆冷却剂,三个励磁线圈能承受200°C (392°F)的温度,并且需要风机来进行强制 通风冷却,以维持线圈内部温度不大于 200°C (392°F)。由于失去冷却空气后, 最坏的结果是引起驱动杆释放,所以冷却 空气不要求是安全相关的。同样,由于风 机失电最终能导致线圈失电,因此通风机 的电源不要求是应急电源。
(4)驱动杆组件 驱动杆组件包含一个连接头、驱动杆、解 锁按钮、解锁杆、以及锁紧扣(如图3.3- 4)。驱动杆上的凹槽间距为15.9mm (5/8inch),以便销爪在驱动杆静止或者运动期 间与之咬合,驱动杆下端的连接头可以使 驱动杆与棒束组件直接相连。解锁按钮、 解锁杆、和锁紧扣能够保障驱动杆和控制 棒之间的可靠连接,并且提供了远距离断 开驱动杆连接的手段。
2 控制棒的分布和反应性价值
RCCA设计按功能分为调节组和停堆组。术 语“组”用来描述一群特殊的控制组件。 调节组标记为MA,MB,MC,MD,M1,M2和轴 向功率偏移(AO)组,其中 MA,MB,MC,MD是GRCA;停堆组标记为 SD1、SD2、SD3、和SD4。多于4个 RCCA的每个组,尽管作为一组来操作和控 制,仍然由两个或者更多的子组构成。 RCCA的轴向位置可通过手动或者自动控制。 RCCA在反应堆停堆信号触发后,落入堆芯。
2非安全相关设计基准 • 在反应堆压力容器顶盖移开时,CRDM驱 动杆下端的设计允许维修人员用长柄工具 进行驱动杆和控制棒组件间的远距离连接 或解锁操作。 • 棒位指示系统能提供RCCA 和 GRCA的轴 向位置监测手段。 • RCCA 和GRCA提供了堆芯反应性控制手 段,以维持堆芯功率在所需水平。
反 应 堆 物 理(第八讲)温度效应和反应性控制

αTF
=
1 k
∂k ∂TF
=
1 P
∂P ∂TF
= − NA
ξΣs
dI dTF
P ≈ exp[− NA I ]
ξΣs
15
16
影响因素: • 多普勒效应:对于非均匀堆,温度升高导致
的多普勒效应使能量自屏和空间自屏减弱→ 逃脱共振俘获概率减小→负温度系数。 • 燃耗:反应产物的共振吸收截面影响,e.g. 低富集度铀堆中Pu-240的高共振吸收。
应堆中心轴出插入一根半径为a的圆柱形控
制棒。
z a
H
Rr
62
• 插入前堆芯单群方程:
∇
•
D∇φ
−
Σaφ
+
1νΣ
k
f
φ
=
0
• 插入后堆芯单群方程:
∇
•
D∇φ
'−
(Σa
反应性效应 温度亏损* 功率亏损* 氙和钐中毒 燃耗 功率调节 紧急停堆
数值/ % 2~5 1~2 5~25 5~8 0.1~0.2 2~4
要求变化率 0.5/ h 0.05/ min 0.004/ min 0.017/ d 0.1/ min <1.5~2 s
33
反应堆控制分成3类: • 紧急控制
• 控制反应堆剩余反应性,以满足长期运行需 要; (补偿)
• 通过控制毒物的适当空间布置和最佳提棒程 序,使反应堆在整个堆芯寿期内保持较平坦 的功率分布;(补偿)
• 调节功率以适应外界负荷变化;(调节)
• 出现反应堆事故时,能迅速安全地停堆,并
保持适当的停堆深度;(应急)
32
PWR的反应性控制要求(p200)
6
核反应堆物理分析 第8章

为保证反应堆安全、稳定地运行, 为保证反应堆安全、稳定地运行,功率系数在整个寿期内 一般应为负值。 一般应为负值。 从核电厂运行角度看,更有意义的是功率系数的积分效应, 从核电厂运行角度看,更有意义的是功率系数的积分效应, 即功率亏损。“亏损”非指功率的亏损,指当反应堆功率提升 功率亏损。 亏损”非指功率的亏损, 时,向堆芯引入的负的反应性效应。是反应性亏损,而非功 向堆芯引入的负的反应性效应。 反应性亏损, 率的亏损。功率亏损 ∆ρ PD 指从零功率变化到满功率时的反应 率的亏损。 性的变化, 性的变化,
第 8 章 温度效应与反应性控制
反应堆运行期间,核燃料燃耗、 反应堆运行期间 核燃料燃耗、核裂变产物的积累都会引 核燃料燃耗 起反应性变化。另一方面,运行期间堆芯温度也不断变化, 起反应性变化。另一方面,运行期间堆芯温度也不断变化, 如从冷态至热态温度变化为 至热态温度变化为200~300K。功率改变时堆芯温 如从冷态至热态温度变化为 。 度也发生变化。堆芯温度及分布发生变化将引起以下变化: 度也发生变化。堆芯温度及分布发生变化将引起以下变化: 燃料温度变化。由于多普勒效应,共振吸收增加。 燃料温度变化。由于多普勒效应,共振吸收增加。 慢化剂密度变化。慢化能力及慢化性能改变。 慢化剂密度变化。慢化能力及慢化性能改变。 中子截面的变化。中子截面是温度的函数。 中子截面的变化。中子截面是温度的函数。 可溶硼溶解度的变化。 可溶硼溶解度的变化。温度变化引起冷却剂中硼溶解度 发生变化。 发生变化。 以上变化将导致堆芯有效增殖因子的变化, 以上变化将导致堆芯有效增殖因子的变化,从而引起 反应性的变化,这种物理现象称为反应堆的“温度效应 反应性的变化,这种物理现象称为反应堆的 温度效应 反应堆的 温度效应”。
8.1.2 燃料温度系数
核反应堆控制知识点

核反应堆控制知识点核反应堆是一种利用核裂变或核聚变释放出的能量进行发电的装置。
它是一个高度复杂的系统,需要精确的控制来确保安全运行。
下面将介绍一些核反应堆控制的知识点。
1.反应堆的构成和工作原理核反应堆通常由燃料组件、冷却剂、反应堆堆芯和控制系统组成。
燃料组件是核反应堆的燃料来源,冷却剂用于吸收和传递产生的热量,反应堆堆芯是核反应的主要区域,控制系统用于控制核反应的速率。
2.反应堆功率的调节核反应堆的功率需要保持在安全范围内,可以通过调节控制棒的位置来实现。
控制棒通常由吸中子材料制成,能够吸收中子从而减慢核反应的速率。
将控制棒插入堆芯可以降低功率,而将其抽出则可以增加功率。
3.反应堆的稳态运行稳态运行是指反应堆的功率和其他物理参数保持恒定。
为了实现稳态运行,需要调整冷却剂的流量、控制棒的位置和核燃料的补给。
稳态运行的主要目的是保持反应堆的功率在一定范围内,以满足发电需求。
4.反应堆的临界状态临界状态是指核反应堆中的核链式反应保持稳定的状态。
当临界状态达到时,核反应的速率与吸收速率相等,反应堆的功率保持恒定。
控制系统需要确保反应堆始终处于临界状态,以保证稳定运行。
5.反应堆的安全措施核反应堆的安全措施是保证反应堆安全运行的重要保障。
其中包括紧急停堆系统、核事故应对措施和辐射防护等。
紧急停堆系统可以迅速切断核反应,核事故应对措施可以应对可能的异常情况,辐射防护措施用于保护操作人员和周围环境不受辐射的影响。
6.反应堆控制的挑战核反应堆的控制是一个具有挑战性的任务。
由于核反应的复杂性,需要精确的测量和控制技术来确保安全和稳定的运行。
此外,对于不同类型的反应堆,控制方法也会有所不同,需要根据具体情况进行调整。
总结起来,核反应堆控制是确保核反应堆安全运行的关键。
了解核反应堆的构成和工作原理,掌握功率调节、稳态运行和临界状态的相关知识,以及了解安全措施和挑战,对于从事核能领域的工作人员和对核能感兴趣的人们来说,都是非常重要的。
核反应堆控制目录打印纸

内容提要《普通高等教育十一五国家级规划教材?核反应堆控制》共分为9章。
第1章阐述核反应堆控制的基本概念和物理基础;第2章介绍离散时间控制系统的信号转换、采样定理、差分方程及其求解、z变换和脉冲传递函数等基本概念;第3章介绍线性定常控制系统的状态空间模型的建立及其求解,以及线性定常系统的分析方法;第4章介绍核反应堆系统各种形式的动力学模型的建立和瞬态响应分析;第5章描述采用各种不同分析方法对核反应堆及其控制系统的稳定性进行分析,包括线性连续系统和离散系统;第6章着重介绍压水堆核电厂的功率分布控制和主要控制系统;第7章简要介绍几种不同类型动力堆控制系统,包括先进沸水堆核电厂的控制系统等;第8章介绍核电厂的数字控制基础,主要包括集中型和集散型数字控制;第9章简要介绍了先进非能动压水堆核电厂ap1000和改进型欧洲压水堆核电厂epr仪表与控制系统的基本组成、功能和性能。
目录第1章核反应堆控制概述1.1引言1.2核反应堆控制的物理基础1.3反应性控制1.3.1中子吸收体移动控制1.3.2慢化剂液位控制1.3.3燃料控制1.3.4反射层控制1.4核电厂稳态运行方案1.4.1二回路蒸汽压力ps恒定方案1.4.2冷却剂平均温度恒定方案1.4.3冷却剂出口温度恒定方案1.4.4冷却剂平均温度程序方案1.5核电厂运行控制模式1.5.1基本负荷运行模式1.5.2负荷跟踪运行模式习题第2章线性离散控制系统的分析方法2.1概述.2.2离散控制系统的信号转换2.2.1采样-保持器2.2.2数-模转换器2.2.3模-数转换器2.3连续信号的采样及其重构2.3.1连续信号的采样2.3.2采样信号的重构2.4离散系统的差分方程及其求解2.4.1用差分方程描述离散系统2.4.2差分方程的解法2.5z变换2.5.1z变换定义2.5.2z反变换2.5.3z变换性质和定理2.5.4z变换计算方法2.6线性离散系统的脉冲传递函数习题第3章线性控制系统的状态空间分析方法3.1状态空间表达式的基本概念3.1.1基本概念3.1.2列写系统状态空间表达式的一般步骤3.2状态空间表达式的建立3.2.1由微分方程建立状态空间表达式3.2.2根据传递函数建立状态空间表达式3.2.3传递函数与状态空间表达式之间的关系3.2.4离散控制系统的状态空间表达式3.3线性定常系统的线性变换3.4线性定常系统的状态方程求解3.4.1齐次状态方程求解3.4.2非齐次状态方程求解3.5线性定常系统的能控性和能观测性3.5.1线性定常系统的能控性3.5.2线性定常系统的能观测性习题第4章核反应堆动力学模型4.1系统数学模型概述4.2核反应堆动态方程4.2.1点堆动态方程4.2.2核反应堆近似模型4.2.3反应性方程4.2.4氙的效应和动态方程4.3核反应堆的瞬态响应分析4.3.1考虑六组缓发中子的瞬态响应分析4.3.2等效单组缓发中子的瞬态响应分析4.3.3常源近似的瞬态响应分析4.3.4瞬跳近似的瞬态响应分析4.3.5时域响应的数值解法4.4核反应堆的传递函数4.4.1概述4.4.2零功率核反应堆的传递函数4.4.3具有温度反馈核反应堆系统的传递函数4.5核反应堆的频率特性4.5.1概述4.5.2零功率核反应堆的频率特性4.5.3具有温度反馈核反应堆系统的频率特性4.6氙产生的传递函数和频率特性4.7 核反应堆的离散化模型4.7.1核反应堆的差分方程4.7.2核反应堆的脉冲传递函数4.8核反应堆的状态空间表达式习题第5章核反应堆控制系统的稳定性分析5.1控制系统的性能与分析5.1.1控制系统的基本性能5.1.2线性系统的稳定性分析5.2核反应堆系统的稳定性分析5.2.1核反应堆系统的根轨迹与稳定性分析5.2.2两路并联温度反馈核反应堆系统的稳定性分析5.2.3两路串联温度反馈核反应堆系统的稳定性分析5.2.4具有氙毒反馈核反应堆系统的稳定性分析5.2.5石墨动力堆系统的稳定性分析5.3实验研究型核反应堆控制系统的稳定性分析5.3.1实验重水堆功率控制系统的稳定性分析5.3.2研究堆功率控制系统的稳定性分析5.4动力堆控制系统的稳定性分析5.4.1不带位置反馈控制系统的稳定性分析5.4.2具有位置反馈控制系统的稳定性分析5.5核反应堆数字控制系统的稳定性分析5.5.1s平面与z平面的映射关系5.5.2稳定性判据5.5.3核反应堆功率数字控制系统的稳定性分析5.6核反应堆稳定性的状态空间分析5.6.1李亚普诺夫第二法基本概念5.6.2线性定常系统的李亚普诺夫稳定性分析5.6.3核反应堆系统的李亚普诺夫稳定性分析习题第6章压水堆核电厂控制6.1概述6.1.1压水堆核电厂6.1.2压水堆核电厂的控制系统6.1.3核反应堆自稳自调特性6.2压水堆功率分布控制6.2.1轴向功率分布的描述6.2.2限制功率分布的有关准则6.2.3保护梯形与运行梯形6.2.4模式a运行梯形6.2.5模式g运行梯形6.2.6运行梯形实例6.3控制棒及其驱动机构6.3.1控制棒棒束组件6.3.2控制棒的性能6.3.3控制棒驱动机构与移动程序6.3.4控制棒位置6.4压水堆功率控制6.4.1功率控制系统6.4.2冷却剂平均温度控制系统6.4.3硼浓度控制6.4.4硼浓度调节的应用6.5控制棒位置监测6.5.1控制棒位置探测器6.5.2控制棒位置监测系统6.6 稳压器压力和液位控制6.6.1稳压器压力控制系统6.6.2稳压器液位控制系统6.6.3稳压器控制的瞬态过程6.7蒸汽发生器液位控制6.7.1蒸汽发生器液位调节系统6.7.2主给水泵转速控制系统6.8蒸汽排放控制6.8.1向凝汽器和除氧器的蒸汽排放控制6.8.2向大气的蒸汽排放控制6.9 汽轮机控制6.9.1汽轮发电机组的负荷特性6.9.2汽轮机控制系统的工作原理6.9.3调节阀驱动机构习题第7章其他堆型核电厂控制7.1重水堆核电厂控制7.1.1坎杜堆功率调节系统7.1.2蒸汽发生器压力控制系统7.2沸水堆核电厂控制7.2.1沸水堆核电厂的控制系统7.2.2先进沸水堆核电厂的控制系统7.2.3经济简化型沸水堆核电厂的控制系统7.3气冷核反应堆控制7.3.1改进型气冷核反应堆控制系统7.3.2高温气冷核反应堆控制系统7.4钠冷快中子增殖核反应堆控制习题第8章核电厂的数字控制8.1概述8.1.1数字控制系统的组成与特点8.1.2计算机控制的分类8.1.3数字pid控制器8.1.4核电厂数字仪表与控制系统的功能与设计准则8.2核电厂的集中型计算机控制8.2.1坎杜堆核电厂计算机控制系统的组成8.2.2坎杜堆核电厂计算机控制软件8.3核电厂的集散型计算机控制8.3.1核电厂集散型计算机控制系统组成8.3.2正常运行仪表与控制系统8.3.3安全仪表与控制系统8.3.4软件系统8.3.5核电厂集散控制总线系统习题第9章先进压水堆核电厂控制简介9.1非能动先进压水堆核电厂控制9.1.1非能动先进压水堆核电厂概述9.1.2非能动先进压水堆功率控制9.1.3非能动先进压水堆核电厂数字化仪表与控制系统9.2改进型欧洲压水堆核电厂控制9.2.1改进型欧洲压水堆核电厂概述9.2.2改进型欧洲压水堆核电厂数字化控制原理9.2.3改进型欧洲压水堆核电厂数字化仪表与控制系统习题参考文献附录1缓发中子份额和先驱核衰变常数附录2常用拉普拉斯变换与z变换表附录3核反应堆的传递函数附录4核反应堆的对数频率特性曲线图作者介绍文摘。
- 1、下载文档前请自行甄别文档内容的完整性,平台不提供额外的编辑、内容补充、找答案等附加服务。
- 2、"仅部分预览"的文档,不可在线预览部分如存在完整性等问题,可反馈申请退款(可完整预览的文档不适用该条件!)。
- 3、如文档侵犯您的权益,请联系客服反馈,我们会尽快为您处理(人工客服工作时间:9:00-18:30)。
增多,Ag-In-Cd控制棒对超热中子有很大吸收截面, 控制棒价值变大。 导致能谱变硬,控制棒价值变大。
燃耗:燃耗增加,裂变产物不断积累,吸收热中子也
控制棒插入不同深度对价值的影响
插入深度对价值的影响: 当控制棒位于靠近堆芯顶部和底 部时,控制棒微分价值很小并且与控 制棒的移动距离呈非线性关系;当控 制棒插人到中间一段区间时,控制棒 的微分价值比较大并且与控制棒的移 动距离基本上呈线性关系。根据这一 原理,反应堆中调节棒的调节带一般 都选择在堆芯的轴向中间区段。这样, 调节棒移动时所引起的价值与它的插 人深度呈线性关系
可燃毒物的布置及对反应性的影响
• 均匀布置
假设堆芯中没有中子泄漏,燃料和可燃毒物随时间变化
dN F (t ) a , F (t ) N F (t ) dt dN P (t ) a , P (t ) N P (t ) dt dN FP (t ) rFP f (t ) a , FP (t ) N FP (t ) dt
VP
1 f dV 0 V k
在反应堆表面上Φ’和 Φ 均为零,得:
V
( D D )dV ( D D ) ndS 0
S
由Δρ= δ((k-1)/k) = -δ(1/k),有
a dV
VP
一个中子引起反应堆反应性的减小或增益。
显然,控制棒的价值不仅与被吸收的中子数有关,还与
被吸收中子的价值φ*(r)有关。对单群模型, φ*(r)和中子通 量密度分布函数φ(r)是相同的, 即φ*(r) = φ(r)。所以控制 棒的价值与控制棒插入处的中子通量密度的平方成正比, 即 Δρ∝Φ2(r)
k (t )
F f
N F (t ) a , F
N F (t ) K N P (t ) a , P N FP (t ) a , FP a
keff上升,因为在开始的一段时间里,可燃毒物对
反应性的释放率大于燃料消耗对反应性的损失率;
keff在最大值后又下降,是因为可燃毒物大量消耗
部,中子通量密度的峰值和功率的峰值也逐渐地向顶部方向偏移。
8.4 可燃毒物控制
可燃毒物:
在反应堆运行过程中吸收中子而燃耗的中子吸收体
可燃毒物的重要性
首次装料的压水堆,由于是新燃料,剩余反应性特大。化控受硼
浓度不能超过1400ppm的限制,需要增加控制棒数目。这将增
加很多驱动机构装置,在压力容器封头上要开更多孔,结构强度
相距较近时,同时插入的总价值小于单独插入价值的和 相距较远时,同时插入的总价值大于单独插入价值的和 考虑到干涉效应,设计时应使控制棒间距大于热中子扩散长度
控制棒价值的影响因素
有哪些因素影响控制棒价值?
慢化剂温度:温度升高,密度降低,中子更容易穿过
慢化剂,达到控制棒,控制棒价值升高
慢化剂中的硼浓度:浓度升高,能谱硬化,超热中子
后,燃料消耗对反应性损失率大于可燃毒物对反应 性释放率。
可燃毒物吸收截面σa,p越大,keff偏离初始值就越大
图表明可燃毒物消耗与堆芯剩余反应性减小不匹配,理想情况是在整个堆芯寿期里
keff的变化尽可能小。希望采用吸收截面较小的可燃毒物。但是σa,p值小,可燃毒
物消耗慢,则在BOL结束时仍有较多毒物留在堆内,它们对中子的吸收将缩短堆芯 寿期。我们希望在BOL时,可燃毒物的吸收截面不要太大,以减小keff偏离初始值
8.5 化学补偿控制
化学补偿控制:在一回路冷却剂中加入可溶性化学毒
物,以代替补偿滓的作用,简称化控。
化控主要用来补偿的反应性:
反应堆从冷态到热态(零功率)时,慢化剂温度效应所引
起的反应性变化;
裂变同位素燃耗和长寿命裂变产物积累所引起的反应性
变化;
平衡氙和平衡钐所引起的反应性变化。
反应性控制的三种方式
8.3.1 控制棒的作用和一般考虑
控制棒主要用于控制反应性的快速变化,主要用于控制 下列因素引起的反应性变化 燃料棒的多普勒效应 慢化剂的温度效应和空泡效应 变工况时,瞬态氙效应 硼冲稀效应 热态停堆效应 压水堆中控制棒所必须控制的反应性一般在0.07-0.1左右
具有抗辐照、抗腐蚀和良好的机械性能,价格便宜
常用的控制材料是铪、镉、银-铟-镉、硼及钆、铒、铕、
钐等稀土元素
8.3.2 控制棒价值的计算
控制棒的价值:指的是堆内有控制棒存在和没有控制棒
存在时的反应性之差
中子价值:用来描述堆芯不同位置中子的重要性的物理
量。用φ*(r)表示中子价值。表示在r处,每秒消除或产生
500ppm时就出现正温度系数。在反
应堆工作温度(大约280℃—300℃)下, 硼浓度大于1400ppm才出现正温度系
数。在堆芯设计时,要求反应堆温度
在热态时,慢化剂温度系数不出现正 值,这就限制了堆芯中允许的硼浓度。
目前在压水反应堆设计中,一般把硼
浓度取在 1400ppm以下。
临界硼浓度
随着反应堆的运行,堆芯中反应性逐渐地减小,所以必须不 断降低硼浓度,使堆芯保持在临界状态,这时的硼浓度称为~
中子通量密度分布。
可燃毒物的自屏效应随反应堆运行时进的变化
寿期初可燃毒物棒内的中子通量密度远低于慢化剂-燃料的
密度,表明自屏效应强,有效微观吸收截面小,Keff偏离初始 值也小。Np随运行时间减小,自屏效应减弱,毒物棒内平均通 量密度增加,有效截面逐渐增大,Np下降更快,寿期末堆芯可 燃毒物留存量很小,对堆芯寿期没有明显影响。
控制棒插入不同深度对堆芯功率分布的影响
在主要靠控制棒控制的反应堆中,堆
芯寿期初,有较大的过剩反应性,控制
棒插人比较深。在有控制棒的区域中, 中子通量密度和功率都比较低,但由于
要保持整个堆芯的总功率输出为常数,
因此在没有控制棒的底部,形成一个中 子通量密度峰值,如图7.12 所示。 在中子通量密度高的区域,燃料的燃耗很快。随着反应堆运行时间的加 长,控制棒不断地向上移动,到堆芯寿期末时,控制棒都已提到堆芯的顶
不许可,况且机构越多出现问题的可能性越大。
另外,只在第一次装料时需要控制大反应性,第-次换料后,大
部分装料是己燃耗过的燃料,初始剩余反应性已明显减小,增加
控制棒数目已无必要。
可燃毒物材料的要求:
具有比较大的吸收截面; 要求由于消耗了可燃毒物而释放出开的反应性基本上要
与堆芯中由于燃料燃耗所减少的剩余反应性相等;
V
f dV
a 2 dV
VP
V
f 2 dV
得:
(Z )
a, p
a
0
0 V f
Z
2 r 2 (r , z )drdz
2
dV
对裸圆柱形反应堆:
2.405r z (r , z ) AJ 0 ( ) sin( ) R H
化控的缺点
只能控制慢变化的反应性,
需要加硼和释硼的一套附 加设备;
水中硼浓度大小对慢化剂
温度系数有显著影响,浓 度的增加,慢化剂负温度 系数的绝对值越来越小, 当水中硼浓度超过某一值 时,有可能使慢化剂温度 系数出现正值。
硼的特性
硼浓度上限—1400ppm
慢化剂温度系数与慢化剂温度有关, 在温度较低时,当硼浓度超过
根控制棒单独插入时价值的和。这种现象称之为控制棒间的
相互干涉效应。 原因:当一根控制棒 插入堆芯后将引起堆 芯中中子通量密度分 布的畸变,势必会影
响其它控制棒的价值。
控制棒的价值是与其所在处中子通
量密度的平方成正比。控制棒2插 在第一根控制棒附近的d1处,其价 值比单独插人时要低;插在较远的 d2处,其价值比它单独插人时要高。 同理,第二根控制棒的插人也要使 中子通量密度分布发生畸变,影响 到周围控制棒的价值。
得越高引入的正反应性越大
控制棒微分价值
定义:控制棒在堆芯不同高 度处移动单位距离所引起的 反应性变化,其单位常用 PCM/cm 。
d c dz H
控制棒的微分价值是随控制棒在 堆芯内的移动位置而变化的。
控制棒之间的干涉效应
干涉效应:多根控制棒同时插入堆芯时,总价值并不等于各
中子通量密度的单群方程为:
1 D ( a a ) f 0 k k
利用
1 1 1 k 1 1 (1 ) k k k (1 k / k ) k k k k
将前面两式分别乘以Φ’,Φ积分相减得:
V
( D D )dV a dV
对t积分得:
NF (t ) NF (0)exp[ a, F F (t )] NP (t ) NP (0)exp[ a,P F (t )] rFP f N FP (t ) [1 exp( a, FP F (t ))]
a, FP
假设堆芯中没有中子泄漏,慢化剂、冷却剂和结构材料 等的宏观吸收截面与时间无关,有效增殖系数表示为:
的大小,但随着可燃毒物的不断消耗,要求其吸收截面不断变大,以减少EOL 时的
可燃毒物留存量。压水堆核电站,实际采用非均匀布置的可燃毒物棒,能基本满足 这种要求。
• 非均匀布置
把可燃毒物做成棒状、管 状或板状部件,插人堆芯中,
这就形成了可燃毒物的非均匀
布置。非均匀布置的主要特点 是在可燃毒物棒中存在着较强 的自屏效应。下图给出了几个 不同运行时刻的可燃毒物棒内
控制棒材料选择:
具有较大的中子吸收截面。如压水堆采用Ag(80%)-
In(15%)-Cd(5%)合金作控制棒材料。镉热中子吸收截面很 大,银和铟在超热能区具有较大的共振吸收峰
具有较长的寿命。要求单位体积中含吸收体核子数要多,而