第一章 核反应堆控制概述

第一章
核反应堆控制概述
华北电力大学核科学与工程学院
12
三、可燃毒物棒控制
首次燃料循环中，装载的全是新燃料，具有 很大剩余反应性。仅用调节硼酸浓度来补偿的话， 硼酸浓度将很高。当浓度达到1700ppm时，慢化 剂温度系数约为+18pcm/℃。 为确保反应堆在装料初期运行工况下负的慢 化剂温度系数，采用在堆内装入中子吸收截面较 大的物质，把它作为固定不动的控制棒装入堆芯， 用来补偿堆芯寿命初期的剩余反应性。这种物质 称为可燃毒物。一般为含硼玻璃棒。这样在功率 运行时，硼酸浓度可限制在 1300ppm~1400ppm， 从而确保慢化剂温度系数是负值。
6
1.3 反应堆控制的物理基础

缓发中子的作用 中子平均寿命
l (1 )l0 i (ti l0 )
i 1 6
t
i 1
6
i i
0.085s 0.1s

缓发中子份额非常小，但平均中子代时间和核反 应堆周期很大程度上取决于缓发中子。由于缓发 中子的存在，才使得核反应堆控制成为可能。
第一章
核反应堆控制概述
华北电力大学核科学与工程学院
11
二、慢化剂中可溶性毒物控制

硼酸浓度控制方式
自动补偿、稀释、快速稀释和加浓等。
控制方式的选择原则
随着反应堆的启动运行，由于从冷态到热态运行 中的温度变化以及燃耗、中毒等引起的比较缓慢 的反应性下降，用稀释方法调节。 停堆、换料及补偿氙的衰变引起的反应性增加， 需要加浓调节。硼酸加浓而引入的负反应性，在 额定功率条件下，数量级为-10-4/ppm。
核反应堆控制概述
华北电力大学核科学与工程学院
25
1.5 核电厂运行控制模式

基本负荷（模式A）运行方式（国内广泛采用）
核电站按照其设计的基本负荷运行，而不随外接电力
系统的变化而变化，汽轮机的功率随反应堆功率变化 而变化（“机跟堆”）。 反应堆功率波动小，从电力系统向反应堆没有反馈回 路，控制系统简单。 适用于机组采取比较缓慢的负荷跟踪运行时，此时调 硼所排出慢化剂少。 设备所受热应力小，有利于安全和机组寿命。
第一章
核反应堆控制概述
华北电力大学核科学与工程学院
17
平均温度运行方式的限制因素

对二回路运行的限制
二回路需要具有一定的压力、温度和流量的蒸汽及合
格的蒸汽品质。
由于二回路功率PH是（Tav-Ts）的函数。为得到满足要
求的负荷PH，当Tav下降时，Ts也应随之下降。但是， 当 Ts 太低时，将导致汽轮机入口处蒸汽中水含量过高， 进而腐蚀汽轮机叶片。因此，为得到合格的蒸汽参数， 应使Tav随负荷变化。
• • • • • •
W
--堆芯活性区平均中子通量密度, 中子数/cm2· s; V --堆芯活性区体积, cm3； C --单位换算系数； Ef --每次核裂变平均释放的能量, 值为200MeV； f --裂变材料的微观裂变截面, m2； N --堆芯平均单位体积内核裂变材料的核子数, 1024原子/cm3;
自动控制在核反应堆运行中的重要意义 核电厂仪控系统 控制系统 仪表系统 保护系统 核电厂仪控系统的发展 数字化仪控系统

第一章
核反应堆控制概述
华北电力大学核科学与工程学院
2
第一章
核反应堆控制概述
华北电力大学核科学与工程学院
3
1.2 核反应堆控制的物理基础

反应堆产生的热功率为：
Pn CE f Nσf ΦV
F 为一回路冷却剂流量, kg/s Cp为冷却剂的比热容, J/kg℃

核电站运行目标：Pn=PH
压水堆中主调节量是冷却剂平均温度Tav，它的大小 反映了堆功率与负荷之间差的大小，即一回路与二回路之 间的不平衡关系。 dTav M 为一回路水的当量质量, kg Pn PH M C p dt 因此，为测定一回路和二回路之间的功率差额，只要 测量Tav的变化量就够了，这就是平均温度运行方式。
第一章
核反应堆控制概述
华北电力大学核科学与工程学院
18
蒸汽温度Ts的选择

蒸汽发生器二次侧温度Ts应尽量的高
蒸汽温度温度太低时，由于蒸汽在高压缸内膨胀时，
压力和温度的进一步下降，使得低压缸接口处的蒸汽 参数远在饱和曲线下，导致蒸汽中含水量增加，腐蚀 汽轮机叶片。
汽轮机的效率理论上随Ts升高而升高。
式中：(UA)s为蒸汽发生器一次侧到二次侧的等效传热系数, W/℃;
Tav、Tc、Th分别为一回路冷却剂平均温度、堆进口和出口温 度, ℃
Ts为蒸汽发生器二次侧蒸汽温度, ℃。
第一章
核反应堆控制概述
华北电力大学核科学与工程学院
15
1.4 核电厂稳态运行方案

反应堆堆芯的输出功率
Pn F C p Th Tc
其中， (UA)s 是与二回路蒸汽流量和蒸汽发生器的 本身特性相关。
第一章
核反应堆控制概述
华北电力大学核科学与工程学院
24
进而可求得蒸汽流量Fs ，从而可以确定汽轮 机第一、二级的压力关系：
Fs Fs 0
2 2 Ts 0 P P 1 2 2 2 P02 P01 Ts
第一章
式中，Fs----某工况时蒸汽流量, kg/s; Fs0 ---额定工况蒸汽流量, kg/s; P1 ----汽轮机第一（冲动级）级压力, MPa ; P2 ----汽轮机第二级压力，MPa; P01 ---汽轮机第一级额定工况压力, MPa; P02 ---汽轮机第二级额定工况压力, MPa; Ts -----蒸汽某工况温度, K; Ts0 ----蒸汽额定工况温度, K。
第一章 核反应堆控制概述 华北电力大学核科学与工程学院
13
三、可燃毒物棒控制
由此可见，在首次燃料循环开始时，该方式 具有降低对慢化剂中硼酸浓度要求的作用。第一 次换料后，可燃毒物棒就被去除。 另外，可燃毒物在堆芯内应尽可能均匀地布 置在没有控制棒的导向管内。
仪器管道 导向管 燃料栅元 含有可燃 毒物的导向管
23
第一章
核反应堆控制概述
华北电力大学核科学与工程学院
冷却剂平均温度程序方案
如果稳态运行方案已经确定，一回路冷却剂 平均温度，堆芯出口温度，堆芯入口温度，以及 蒸汽发生器二次侧蒸汽温度都已确定。 由于反应堆的能量由下式给出
Pn F C p Th Tc
同时由于
PH UAs Tav Ts
第一章
核反应堆控制概述
华北电力大学核科学与工程学院
10
二、慢化剂中可溶性毒物控制
由于反应堆燃料装载量大，剩余反应性大， 要抵消大的剩余反应性并保证有足够的停堆深度， 仅用控制棒进行补偿，将导致控制棒太多，难以 实现。因此，压水堆还采用化学与容积控制来补 偿剩余反应性，即慢化剂中可溶性毒物控制。 具体方法：在慢化剂中加入一定浓度的可溶 性中子吸收剂10B，通过调节溶液中的硼酸浓度或 溶液总体积来补偿反应性。

该运行方式的特点
优点：把方案1中二回路的全部负担，由一回路和二回
路共同承担，从而减轻了二回路系统的负担，不致于 造成二回路系统、设备的限制太强。
缺点：给一回路系统增加了一定的限制条件。

Tav的变化导致冷却剂比容变化，产生如下后果： 必须采用一个比较大的稳压器，它的体积根据功率从0 到100%FP时Tav的变化来决定。 一回路排出待处理的液体容量比较大。 调节棒组件移动范围比较大。 负荷 Tav 反应性 控制棒
第一章
核反应堆控制概述
华北电力大学核科学与工程学院
14
1.4 核电厂稳态运行方案

核电站稳态运行方案
定义：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 等所应遵循的一种相互关系的特性。 核电站的输出功率PH与蒸汽发生器一次侧和二次侧的 温差： PH UAs Tav Ts Tav Th Tc / 2
n Λ T dn / dt
n n0 e
( )t Λ
替换
可以看出，反应堆周期是一个动态参量，当反 应堆的功率水平不变时，周期为无穷大；只有当 功率水平变化时，周期才是一个可测量的有限值。 通常，现场测定的是周期倒数。
代入
n n0 e t / T
第一章
核反应堆控制概述
华北电力大学核科学与工程学院

K eff 1 K eff
l K eff
Keff 为有效增殖因子
平均中子代时间： Λ
l 为中子寿命
反应堆中子密度变化与反应性的关系为：
( )t dn 积分 n n n0e lp dt lp
第一章
核反应堆控制概述
华北电力大学核科学与工程学院
5
1.3 反应堆控制的物理基础
反应堆周期定义为：
第一章
核反应堆控制概述
华北电力大学核科学与工程学院
19

4种稳态运行方案
二回路蒸汽压力恒定方案 冷却剂平均温度恒定方案 冷却剂出口温度恒定方案 冷却剂平均温度程序方案
第一章
核反应堆控制概述
华北电力大学核科学与工程学院
20
冷却剂平均温度程序方案
该方式是一种热和机械制约之间的折衷方式。 由于平均温度恒定运行方式对二回系统要求很高 （机械制约），故将二回路承担的负担转移到一 回路（热制约）。大多数压水堆核电站均采用此 方案。 Tav随功率的变化而变化，可用下式表示：
Tav Tav0 KPH
其中，Tav0为零功率时的平均温度, ℃；K为Tav与 功率PH成函数关系的斜率, ℃/(%FP)。