核电厂反应堆功率的提升技术及其发展
反应堆的轴向功率偏差和运行控制
反应堆的轴向功率偏差和运行控制摘要：近几年来社会经济的快速发展，我国核电厂发展规模也在逐步扩大，而反应堆控制系统是其最核心的控制系统，若存在着一定的问题，将会阻碍核电站发展，所以为解决问题，我们应分析反应堆轴向功率产生偏差的主要原因，通常是由可燃毒物效应、燃耗影响其功率。
只有提出有效的运行控制策略，才能够保障各项生产运作顺利开展，也能实现利润最大化的目的，最后，得以在瞬息万变的市场中更长久的立足和发展。
关键词：反应堆；轴向功率；偏差；运行控制前言：核电厂的发展速度的加快，所面临的挑战也越来越大，其中反应堆控制系统能否处于稳定运转状态，关乎核电长发展、实际上该系统会受到很多因素的影响，而出现不稳定情况，导致反应堆的轴向功率产生偏差。
所以笔者认为我们应提出可行策略，确保反应堆可以处于稳定运转状态。
如：通过调节反应堆冷却剂中的硼酸浓度，实现人为控制的目的，希望以下论述观点内容的提出，可以为相关人员提供参考和借鉴，保障我国核电厂进一步发展。
一、反应堆的轴向功率基本概述核电厂是我国社会经济发展中的重要组成部分，随着其发展规模扩大的同时，也开始了解到反应控制系统维护的重要性，它也是核电站最核心的控制系统。
随着时代的不断演变，反应堆的轴向功率也在逐步得到进步，而单从和物理方面考虑反应堆轴向功率分布，应具备均匀性，这样才能降低能源损失，帮助核电厂实现利润最大化的目的[1]。
二、反应堆的轴向功率偏差主要因素（一）慢化剂温度效应造成反应堆轴向功率出现偏差的因素有很多，其中慢化剂温度效应是其主要因素之一，由于堆芯温度由底部到顶部逐步升高所致，使得反应堆系统处于不稳定状态。
其中慢化剂主要为硼水，通过调节硼浓度来控制堆芯反应快慢的。
比如：当慢化剂中的膨胀度达到一定的值时，它会随着慢化剂温度的上升而出现反应，当然它也会随着浓度的增加而引入的负反应性逐渐减少。
（二）多普勒效应多普勒效应是导致反应堆轴向功率产生偏差的一个因素，其中反应堆功率增加，燃料温度也会随之增加，而燃料温度系数总是会产处于负值状态，这也是由于随着燃料有效温度的增加，导致其负值越来越减少所致。
第四代核能系统的特点及其热力循环
第四代核能系统的特点及其热力循环第四代核能系统的特点第四代核反应堆技术有别于第三代先进反应堆。
它在拓宽核能和平利用空间，提高核安全性、经济性等方面提出了一系列更加新颖的规划设想，包括更合理的核燃料循环、减少核废物、防止核扩散以及消除严重事故、避免厂外应急等。
2002年第四代核能系统国际论坛选择了以下6种技术方案作为第四代核反应堆重点开发对象。
1.超临界水冷堆（SCWR）SCWR是在水的热力学临界点以上运行的高温、高压水冷堆。
SCWR效率比目前轻水堆高1/3，采用沸水堆的直接循环，简化了系统。
在相同输出功率下，由于采用稠密栅格布置以及超临界水的热容大，因此SCWR只有一般轻水堆的一半大小。
超临界水冷堆及其系统因为反应堆的冷却剂不发生想变，而且采用直接循环，可以大大简化系统。
SCWR参考堆热功率1700MWt，运行压力25MPa，堆芯出口温度510℃，使用氧化铀燃料。
SCWR的非能动安全特性与简化沸水堆相似。
SCWR结合了轻水反应堆和超临界燃煤电厂两种成熟技术。
由于系统简化和热效率高（近效率达44%），发电成本可望降低30%，SCWR在经济上有很大竞争力。
日本提出的热中子谱超临界水堆系统是较为典型的压力容器式反应堆。
该方案取消了蒸汽发生器、稳压器和二回路相关系统，整个装置是一个简单的闭式直接循环系统。
超临界压力水通过反应堆堆芯加热直接引入汽轮机发电，实现了直接循环，使系统大大简化。
系统压力约25.0MPa，反应堆的冷却剂入口温度为280℃，出口温度为530℃。
装置热功率为2740MW，净效率高达44.4%，可输出1217MW 电功率SCWR待解决的技术问题：材料和结构要耐极高的温度、压力以及堆芯的辐射，这就带来了很多相关问题，涉及腐蚀问题、辐射分解作用和水化学作用以及强度和脆变等问题；SCWR的安全性，涉及非能动安全系统的设计，要克服堆芯再淹没时出现的正反应性；理论上有可能出现密度波以及热工水力学和自然循环相耦合的不稳定性。
第四代核电技术 参数
第四代核电技术参数1.引言1.1 概述第四代核电技术是指相对于第三代核电技术而言的一种新一代的核能发电技术。
随着社会的发展和能源需求的增加，人们对于核电技术提出了更高的要求和期望。
第四代核电技术应运而生，旨在提高核能的利用效率、安全性、环保性和经济性。
与第三代核电技术相比，第四代核电技术具有许多突出特点。
首先，它采用了更先进的反应堆设计，能够更高效地转化核能为电能。
其次，第四代核电技术拥有更高的安全性能，采用了更多的被动安全系统，使其在应对突发事件时具有更强的抗灾能力。
此外，该技术还具有极强的环保性，能够大幅减少核废物的产生，并降低对环境的影响。
最后，第四代核电技术的经济性也得到了极大的改善，其建设、运营和维护成本相对较低，且具有更长的运行寿命。
第四代核电技术的出现将为解决能源短缺和环境污染问题提供新的解决方案。
它不仅能够满足日益增长的能源需求，还能够减少传统能源产生的污染物排放，从而保护环境和人类健康。
此外，由于第四代核电技术具有更高的安全性和抗灾能力，它将在一定程度上减少人类对核能的恐惧和担忧，为核能发展打开更加广阔的前景。
综上所述，第四代核电技术作为一种新兴的核能发电技术，具有较高的发展前景。
它的出现不仅能够提高核能的利用效率和安全性，还能够减少环境污染和核废物的产生，并降低能源的开采成本。
相信随着技术的不断进步和应用的推广，第四代核电技术将在未来发展中起到越来越重要的作用。
1.2 文章结构文章结构部分内容如下：本文主要分为三个部分进行讨论，即引言、正文和结论。
在引言部分，首先对第四代核电技术进行概述，介绍其在能源领域的重要性和发展现状。
接着，说明本文的结构，简要介绍各个部分所涉及的内容和目的。
最后，明确本文的目的，即通过对第四代核电技术参数的探讨，揭示其在未来的前景和应用价值。
正文部分将分为两个部分进行阐述。
首先，讨论第四代核电技术的背景，介绍其起源和发展历程。
这一部分将概述第四代核电技术的研究和应用情况，重点探讨其在提高能源利用效率、减少核废料产生和提高核安全性等方面的优势。
高温气冷堆—第四代核电技术的重要途径
ｇａｓ
ｃｏｏｌｅｄ Ｒｅａｃｔｏｒ—Ｐｅｂｂｌｅ—ｂｅｄ
Ｍｏｄｕｌｅ。ＨＴＲ．ＰＭ）项目。该核电厂采用２ Ｘ ２５０ＭＷｕｈ双
模块球床反应堆，连接一台常规高温高压过热蒸汽透平发电机组．发电效率４２９６。作为配套设施，将建设大型氦气 实验回路和一条年产３０万个球型燃料元件的生产线。其安全目标是在技术上不需要场外应急。经济目标是揭示模块 式高温气冷堆的潜在经济性。 关键词：核电（Ｎｕｃｌｅａｒ Ｐｏｗｅｒ） 高温气冷堆（ＨＴＧＲ）
１引言
核能发展战略
在三哩岛和切尔诺贝利事故后，世界核能界积极研究开发新一代具有更好安全性的核电技术。在轻水堆技术 方面，发展了以增加安全系统冗余度为主要特征的先进轻水堆核电站女ｆｌＥＰＲ，ＡＢＷＲ以及Ｓｙｓｔｅｍ ８０＋，和以采用 非能动安全系统为主要特征的ＡＰｌ０００和ＥＳＢＷＲ，它们后来被统称为第三代核电技术。具有更高安全性能轻水堆 核电站，例如西屋公司的ＩＲＩＳ，原ＡＢＢ公司的ＰｌＵＳ也得到一定程度的发展。在气冷堆领域，于１９８０年代初，德国 ＳＩＥＭＥＮＳｆＩｎｔｅｒａｔｏｍ公司的Ｈ．Ｒｅｕｔｌｅｒ和Ｇ．Ｌｏｈｎｅｎ等提出模块式高温气冷堆概念，这种反应堆在丧失冷却剂事故下， 不采取任何应急冷却措施．燃料元件的最高温度不会超过其设计损坏限值。此后，气冷堆进入模块式高温气冷堆技 术发展阶段。这种反应堆具有固有安全特性。按照１９９２年ＩＡＥＡ关于先进核电系统的会议的说法．这类反应堆被称为 。超越下一代的核电厂。。其安全目标是：所有现实可设想的严重事故的后果都不得有显著的场外辐射影响…。 自２０００年以后提出的第四代核能系统的安全目标是在技术上排除场外应急的需要。模块式高温气冷堆成为第四代核 能系统技术的６个候选堆型之一拉）。 高温气冷堆采用氦气作冷却剂．石墨作慢化剂和结构材料。由许多微小的。包覆颗粒”核燃料弥散在石墨中组 成燃料元件。堆芯出口氦气温度可达到７００．９５０℃。因此．高温气冷堆能够充分利用常规化石能源电厂高效成熟的技 术成果。例如，采用高温高压过热蒸汽或者超临界蒸汽透平发电，发电效率可以达到４０－４５％，采用类似燃气轮机的 氦气透平发电技术可进一步提高发电效率。此外，高温热源可以用于稠油热采、水热化学裂解制氢、煤的气化和液 化、炼钢及化工过程，替代石油和天然气。 从２０世纪６０年代开始，英国、美国和德国开始研发高温气冷堆。１９６２年，英国与欧共体合作开始建造世界第一 座高温气冷堆龙堆（Ｄｒａｇｏｎ），其热功率２０兆瓦，该堆于１９６４年建成临界。其后，德国建成了电功率１５ＭＷ的实验 高温气冷堆ＡＶＲ堆和电功率３００ＭＷ的高温气冷堆核电站ＴＨＴＲ．３００，美国建成了电功率４０兆瓦的实验高温气冷堆桃 花谷（Ｐｅａｃｈ．Ｂｏｔｔｏｍ）堆和电功率３３０ＭＷ的圣符伦堡（Ｆｏｒｔ．Ｓｔ．Ｖｒａｉｎ）高温气冷堆核电站，这些电站大多采用钍．铀 燃料。日本于１９９１年开始建造热功率为３０兆瓦的高温气冷工程试验堆ＩＴＩＴＲ，１９９８年建成临界ｎ’。
四代核电站原理
四代核电站原理核电站是一种利用核反应产生热能，再通过汽轮机将热能转化为电能的电力工厂。
四代核电站是指第四代核反应堆技术，它的设计旨在提高核电站的安全性、可持续性和经济性。
本文将详细介绍四代核电站的原理，包括其设计特点、核反应堆原理、核燃料循环和废物处理等方面。
一、四代核电站的设计特点四代核电站相较于三代核电站有着明显的设计特点，主要表现在以下几个方面：1. 安全性提高：四代核电站采用了更为先进的 passively safe 技术，通过物理、化学和结构上的设计，大大降低了核事故的风险，即使在失去外部电力和冷却系统的情况下，也能够保持核反应堆的安全。
2. 可持续性增强：四代核电站的设计目标之一是实现核废料的再循环利用，提高核燃料的利用率，减少放射性废料的产生。
此外，四代核电站还可以利用废旧核武器的核燃料，将其转化为电能，达到核不扩散和核安全的目的。
3. 经济性提高：四代核电站在设计上更加简化和优化，降低了建设和运营成本，使得核电能够与其他清洁能源相竞争，从而在未来可持续发展中扮演更为重要的角色。
通过以上设计特点，我们可以看出四代核电站相较于三代核电站在安全性、可持续性和经济性上都有显著的改进，这将使得核能成为未来清洁能源发展中的主要选择。
二、核反应堆原理核反应堆是核电站的核心部件，其主要功能是通过核裂变产生热能，并将此热能转化为电能。
四代核反应堆采用了更为先进的设计和技术，下面将详细介绍其原理。
1. 核裂变反应核裂变反应是指将重核分裂成两个或多个较轻的核，同时释放出中子和大量的能量。
在核反应堆中，常用的裂变材料包括铀-235和钚-239等。
核裂变反应产生的热能将会用于加热核反应堆中的工质介质（通常为水或气体），从而驱动汽轮机发电。
2. passively safe 技术四代核反应堆采用了 passively safe 技术，即在发生核事故时，无需依赖外部电力或人为干预，也可以保持核反应堆的安全性。
核裂变与聚变技术的发展趋势
核裂变与聚变技术的发展趋势近年来，随着人类能源需求的不断增长，核能作为一种清洁、可持续且高效的能源形式备受关注。
而核裂变和核聚变作为核能产生的两种主要方式，其发展趋势备受关注。
本文将就核裂变与核聚变技术的发展趋势进行探讨。
一、核裂变技术的发展趋势核裂变是指重核将分裂成两个相对较轻的核，并释放出大量能量的过程。
目前，核裂变技术主要应用于核电站的核反应堆中，产生大量热能转化为电能。
随着技术的发展，核裂变技术在以下几个方面有了显著进步：1. 安全性的提高：核裂变反应堆的设计和材料选择逐渐趋于安全可靠。
高水平的核安全措施和先进的应急准备措施使得核电站的运行更加稳定安全。
2. 废物处理的改进：核裂变技术产生的废物是需要长期储存和处理的，有效处理核废物一直是一个难题。
然而，随着技术的进步，人们对于核废物的处理方法有了更多的研究，包括对高效储存、转运和废物处置技术的改进。
3. 小型反应堆的发展：传统的核电站体积庞大，建设周期长，造价高昂。
然而，小型反应堆的发展为解决这一问题提供了可能。
小型反应堆具有灵活性高、建设周期短、性价比高等特点，有望成为核电发展的新方向。
4. 材料先进性的提升：核裂变反应需要耐高温、辐照环境下的材料，因此材料的选择和研发至关重要。
随着材料科学的进步和材料技术的不断创新，高性能的材料将在核裂变反应堆中得到更广泛的应用。
二、核聚变技术的发展趋势核聚变是指轻核在高温高压条件下相互融合，并持续释放出巨大能量的过程。
核聚变技术被认为是一种更为理想的能源形式，目前正处于不断探索和研究的阶段。
核聚变技术在以下几个方面有了显著进展：1. 实验设施的改进：为了实现核聚变，科学家们建造了大型的核聚变实验设施，如国际热核聚变实验堆（ITER）。
这些实验设施将为核聚变技术的研究提供更好的条件和平台。
2. 建模和仿真技术的应用：由于核聚变对实验条件的要求极高，科学家们利用建模和仿真技术来研究并模拟核聚变反应的过程。
第1章核反应堆设计概论
《核电厂仪表与控制系统》第4部分-核电厂功率控制系统
≈0.1s
可见，由于缓发中子的存在，大大的延长了中子相邻两代之间的代时 间。考虑缓发中子功率增长2.7倍大约需要100s的间。这样的变化速度，用 移动控制棒就能控制了。
反应堆动态方程
如果反应堆内各点的中子注量率随时间的变化关系与它的空间位置无关， 则可把反应堆看成一个“点”来研究它的动态方程，常称为“点堆动态方程” ，用以研究缓发中子随时间的变化。
时应才等出于现 6，这一i组t i平均缓发时间是βiti，所有六组缓发中子总的平均缓发时间 i 1
瞬发中子和缓发中子（续）
后，中6 再子加两上代瞬间发的中平子均平时均间寿命，，而则考虑了缓发6中 子i61的i作itti用i ≈ 0.1s，可知
6
i ti
i 1
i 1 i 1
i t i 所以
当 （ 缓发中子1份m额k）时10，反3 应K堆/处K于瞬发临界状态
瞬发中子和缓发中子
热中子反应堆内的裂变反应主要是由热中子引起的。而裂变释放出来 的中子的能量很大，它要在介质中经过慢化、扩散直至或参加新的裂变， 或被吸收，或泄露到系统外。中子从产生到消亡所经历的平均时间称为中 子的平均寿命，它包含平均慢化时间和热中子平均扩散时间。对压水堆， 中子的平均寿命约为10-4s左右。这种伴随裂变反应释放出来的中子称为瞬 发中子，占中子总数99%以上。
通过改变控制棒的位置和一次冷却剂中硼的浓度来补偿反应性的变化。
5.1 核电厂功率控制概述（续）
核电厂功率控制的功能要求
1）反应堆的启动、停堆、升功率、降功率以及维持反应堆稳 态运行等功率调节；
2）允许负荷有10%FP的阶跃变化； 也能适应5%FP/分的功率线性变化；
3）实现功率分布的控制，使反应堆安全和经济性地运行；
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Ｐｏ ｒ Ｕｐｒ ｔ ｐ ｏ ｃ ｅ ｎ ｖ ｌ ｐ ｅ ｔ ｆ Ｎｕ ｌａ ｗｅ ａ ｗｅ ａ ｅ Ａｐ ｒ ａ ｈ ｓａ ｄ Ｄｅ ｅ ｏ ｍ ｎ ｓ ｏ ｃｅ ｒ Ｐｏ ｒ Ｐｌｎｔ
厂 进 行 功 率 提 升 的必 要 性 ； 以 大 亚 湾 核 电 厂 和 岭 澳 核 电 厂 为 例 ， 过 与 国外 核 电机 组 功 率 水 平 进 行 比较 ， 并 通 分 析 总结 了 ＭＵＲ、Ｐ Ｅ Ｕ 三 种 功 率 提 升 的 方 法 以及 各 自相 关 的 工 作 内 容 。所 得 结 论 为 核 电 厂 功 率 提 升 的 Ｓ Ｕ、 Ｐ 进 一 步研 究 提供 参 考 。
１ １ ＭＵＲ 功 率 提 升 ． Ｍ ＵＲ 功 率 提 升 （ ｅｓ ｒｍｅ ｔＵｎ ｅｔｉｔ Ｍ ａｕ ｅ ｎ ｃ ｒ ｎ ｙ ａ
Ｒｅａ ｔｒ ） 用提 高给 水流 量测 量精 度 的方 法提 ｃｐ ｕ ｅ采 高 堆芯 热功 率 的控 制精 度 ， 到提 高 堆 芯 额定 热 达 功 率 的 目的。在 二 回路 热平 衡 试 验 中 ， 水 流量 给 测 定方 法 的不确 定度 会直接 影 响到热 平衡试 验 中 堆 芯热 功率 计算 的不 确定度 。例如采 用孔 板给水 流 量计 ， 电厂 堆 芯热 功 率 不确 定 度 是 ±２ ， 核 为 了确保 反应 堆 的运 行 安 全 ， 芯 热功 率 的上 限 为 堆 １２ Ｐ ０ Ｎ。但 是如 果采 用更 加精 确 的给 水 流量 测
１ 功 率 提 升 的 方 法
根据核 电机 组 反 应 堆 功率 提 升 幅 度 不 同 ， 功
率提 升采用 的方 法 主要有 ＭＵＲ、 Ｐ 和 Ｅ Ｕ 三 ＳＵ Ｐ 种 （ Ｐ 和 Ｅ Ｕ 也 可 以 结 合 使 用 ） ＳＵ Ｐ 。其 中 ＭＵＲ技 术 比较 简单 、 率 提升 幅度 小 ， 功 比较适 合 于 短期发 展策 略 ；Ｐ 和 Ｅ Ｕ 方 法 比较 复杂 ， Ｓ Ｕ Ｐ 功 率 提升 幅度较 大 ， 适合 中长 期发 展策 略 。 更
Ｘｉ ａｎｇ Ｗ ｅ ｙｕ ｎ ａｎ ，Ｌｉ Ｙｏ ｇｈｏ ｇ ，Ｌ Ｇｕ ｇｙ ｉ ｎ ｎ ａｎ ａｏ，Ｚｈａ ｎｇ Ｃｈｅ ｇａ ｇ ｎ ｎ
（ ｉ ａ Ｎｕ ｌａ ｏ ｒＴｅ ｈ ｏ ｏ ｙ Ｒｅ ｅ ｒ ｈ Ｉ ｓｉｕ ｅ Ｓ ｅ ｚ ｅ １ １ ４， ｉａ Ｃｈ ｎ ｃ ｅ ｒ Ｐ ｗｅ ｃ ｎ ｌ ｇ ｓ ａ ｃ ｎ ｔｔ ｔ ， ｈ ｎ ｈ ｎ ５ ８ ２ Ｃｈ ｎ ）
第 ３ 卷第 ３ ３ 期
２１ ０ ２年 ６月
电 力 与 能 源
２３ ６
核 电厂 反 应 堆 功 率 的提 升 技 术 及 其 发 展
向 文元 ， 吕永 红 ， 广 遥 ， 臣刚 路 张
（ 中科 华 核 电技 术 研 究 院 ， 圳 深 ５８２ ） １ １ ４
摘 要 ： 国 外 核电发 展 规 划及 用 电 现 状 ， 述 了我 国核 电 对 分 针 阐
设 计 和建设 中一 般多 留有 很大 的发 电余地 。随着
核 电技术 的进 步 ， 电 安全 技 术 有 了 比较 大 的提 核 高， 充分利 用新 技术 对早期 核 电厂进 行 改造 ， 以 可 挖 掘早期 核 电厂 的潜 力 ， 升 这 些 核 电 厂 的发 电 提
能 力 。老 厂 通 过 延 寿 服 役 和 发 电 能 力 的 提 升 ， 可 以 用 较 少 的 改 造 费 用 得 到 更 大 的 发 电 量 ， 主 在 业
改 造 中获 得 巨大 的经济 效益 。 因此 通过 技术 改造 提 高 已建 核 电厂特 别是行 将退 役 的核 电厂 的发 电 能 力和延 长这 些 核 电厂 的寿 命 ， 但 是 必要 的而 不
且 是 可 行 的 。 一 些 发 达 国 家 核 电 产 业 发 展 比 较
量 装 置 ， 可 以使堆 芯热 功率不 确定 度达 Ｎｏ ４ 就 ．
随着 核 电技术 的不 断进 步及核 电设 备加 工制 造 水平 的不 断提 高 ， 建 核 电厂 的建 设 规模 发 电 新 效 率和 安全性 不 断 提 高 ， 电 的竞 争 力 也 不 断加 核 强 。但 是核 电厂 的投 资大 、 设周 期长 ， 建 特别 是新 建 核 电厂在 选址 时 对 环境 条 件 有 很 严 格要 求 ， 加 上 许 多地 区的公众 出于对核 电安 全 的疑虑 不支 持 在 本地 新辟 核 电厂 ， 因此 建 设 一个 新 的核 电厂 越 来 越 困难 ， 许多 发达 国家 政 府 也 因此 不 得 不 放 弃 新 建 核 电厂 的规 划 。另 一 方 面 ， 期 建 设 的核 电 早 厂退 役技 术 复 杂 、 成本 高 、 期 长 ， 涉及 到 非 常 周 还 严 峻的环保 问题 ， 汰这些 落后 的核 电厂很 困难 。 淘 不过 受 当时 的技 术 制 约 ， 期 核 电 厂在 最 初 方 案 早
左 右 ， 么 堆 芯 热 功率 在 １ １ ６ Ｐ 运 行 ， 那 ０． Ｎ 即在 堆芯 热功率 上 限仍然 是 １ ２ Ｐ ０ Ｎ前 提 下 ， 把堆 芯 额定 热功 率提 高 １ ６／ ． 左右 。 ９ ６ 压水 堆核 电厂采 用 ＭＵＲ提 升功率 当然必 须
早， 老核 电厂 较多 ， 因此 反应 堆功 率 的提 升 和延 寿 服 役得 到 了国 内外 研究 者 的很大 关注 。本 文将介 绍 目前 核 电机组 功 率 提 升 的几 种 主 要 的方 法 ， 以