6 第六章 反应堆功率调节与分布报警系统
方案选择与设计
• 方案选择与设计
– 核电站具有足够的内部稳定性
• 由于反应堆本身可以依靠固有的稳定性能来保 证其稳定运行，控制系统的主要作用是实现稳 态的控制方案
方案选择与设计
• 核电站具有足够的内部稳定性
– 输入信号：通过参数测量装置测出稳态运行方案 所要求的主要参数（如Tavg），该参数经过参数 比较装置与给定参数Tavo进行比较， – 控制信号：误差信号经放大后驱动控制棒移动， 以改变反应性，使反应堆功率上升或下降， – 控制目的：从而改变动力装置主参数Tavg，使之 达到所需要的值。 – 此系统不需测量中子的信号，而直接用动力装置 的参数来控制反应堆的反应性。
方案选择与设计
• 堆功率调节系统描述
– 反应堆功率调节系统主要包括两个通道：
• 平均温度Tavg-Tavo调节回路 • 功率偏差失配补偿回路PN—P1 • 这两个通道的输出经过棒速程序单元送控制棒 控制系统，以驱动控制棒
堆功率调节系统描述
• 平均温度通道
– 实测平均温度：
• 热端温度THL和冷端温度TCL，由二者平均得到平均温 度Tavg ，再经迟后单元、超前/迟后单元 、二级迟后单 元
概述
• 概述
– 控制棒分二类，停堆棒（A1、A2 ）和调节 棒（T1、T2、T3、T4 ） – 堆功率调节系统仅对T4组进行自动控制 – 正常工况运行时，A1、A2、T1、T2、T3各 组棒都提到堆顶，而T4棒处于调节带之内
功能
• 功能
– 反应堆功率控制系统能使反应堆功率自动 跟随负荷变化 – 在正常运行和运行瞬态过程中，使冷却剂 平均温度恢复并维持在参考平均温度值范 围内 – 在15%额定功率以上，控制棒可以实行自 动控制或手动控制
– 缺点：
• 由于Tavg恒定，所以二回路蒸汽压力Ps从零到满功率变 化范围大。对透平自动阀门，给水泵等设备要求更高。 • 由于Ps变化，饱和蒸汽温度也变化，对透平叶片汽蚀性 大，且要求二回路侧管道结构能承受高、低压变化而产 生的应力。
方案选择与设计
• 压力Ps恒定方案
– 优点：
• 该方案是保持二次回路的蒸汽压力（即保持蒸汽温度Ts） 恒定，Ps不随输出功率而改变，而允许一回路载热剂温 度上升， • 由于二回路Ps、Ts恒定，所以蒸汽管道的自动阀门、蒸 发器给水泵、透平等要求大为降低，
• 功率失配通道
– 该通道能对负荷的变化提供迅速稳定的响应。这 种电路在负荷变化引起平均温度Tavg变化以前就 动作，并在平均温度Tavg变化以前就使棒开始向 适当方向运动。 – 输入信号：
• 核功率 －从三个量程的堆外探测器中获得的，其值是4个 长中子电离室输出的平均值 • 汽轮机功率 －由汽轮机第一级冲动室的压力产生的，经 变换并放大1.42倍输入到电路中
PWR控制保护与核测系统
第六章 反应堆功率调节与分布 报警系统
林萌
2005年4月
内容
• 1.
–பைடு நூலகம்– – – –
反应堆功率调节系统
1.1 1.2 1.3 1.4 1.5 2.1 2.2 2.3 2.4 概述 功能 方案选择与设计 主要部件及参考图形介绍 控制 功能 功率分布及功率不均匀系数 系统描述 控制
– 两个输入信号之间存在变化速率时，才会提供输 出。变化速率越大，由速率比较器来的输出也越 大。
堆功率调节系统描述
• 功率失配通道
– 非线性增益单元 ：
• 能把功率失配信号转换成等效温度信号，并将这个信号 放大 • 较大的负荷变化就会对应较大的输出 • 非线性增益单元的输出端提供一可变增益单元，这个单 元在低功率水平情况下，可对功率失配误差信号提供高 增益，而在高功率情况下提供低增益。可变增益单元可 使功率失配电路在低功率水平情况下提供足够的控制， 而在高功率情况下保证稳定运行。
增加非线性增益曲线
堆功率调节系统描述
• 棒速程序通道
– 最终的控制量＝温度失配＋功率失配
－
– 棒速程序产生棒速度图形，它是总误差信号的函 数，并有五个可调整区：死区（棒不动作）、磁 泄回环、稳定区（γmin）比例区（棒速随误差信 号增加而增大）、饱和区（γmax棒速达最大区）。
堆功率调节系统控制
• 系统调试
– 试验目的 :
• 对功率调节系统的要求是在±10%负荷阶跃变 化以及每分种5%线性负荷扰动下，能自动调节 而不停堆，同时核功率超调量不大于3%。 • 当蒸汽旁路排放投入时，允许电网脱扣，由 100%甩负荷到厂用电（7~8%），其中70%由蒸 汽旁排系统承担，13%由大气释放阀承担，功 率调节系统承担10%，而不停堆。
– 自动控制系统除了担负实现稳态运行控制 方案外，还必须根据负荷的需要控制反应 堆的功率水平
方案选择与设计
• 电站内部稳定性较差
– 输入信号：反应堆功率信号n是用中子探测器得到， 给定功率水平信号n。是由动力装置之参数（Tav， Ps等）经需求功率定值器后得到 – 控制信号：误差信号经放大后驱动控制棒移动， 以改变反应性，使反应堆功率上升或下降， – 控制目的：用控制反应性δK的方法来保持反应堆 的功率与外负荷所需的功率水平相等 – 此系统需要测量中子的信号
功能
• 功能
– 控制的反应堆冷却剂平均温度死区为±1℃ – 设计与控制基准
• 15%～100%负荷范围内，能承受±10%的阶跃变化或 ±5%/min的线性变化 ，不得引起反应堆停堆、蒸汽排放、 稳压器释放阀驱动 • 在自动运行或运行瞬态期间，恢复并保持反应堆冷却剂 平均温度在规定的限值内 • 在100%电网甩负荷时，在蒸汽排放系统的配合下，不得 引起反应堆停堆，也不得引起稳压器安全阀及主蒸汽管 道上的安全阀的开启
堆功率调节系统控制
• 系统调试
– 试验步骤 :
• 堆功率调节系统要求在100%功率下试验，为了 安全起见，可以在不同功率阶假作初步试验， 例如30%、50%、75%等等。
堆功率调节系统控制
• 系统调试
– 其它系统的准备 :
• • • • • • • • • • 棒控装置； 棒位指示系统； 稳压器压力控制系统； 稳压器水位控制系统； 蒸汽发生器水位控制系统； 汽轮机旁路阀控制系统； 主蒸汽排放阀控制系统； 核探测系统； 汽轮机冲动室压力及电功率测量系统； 反应堆保护系统。
方案选择与设计
• 调节系统的方案
– 对于具有不同的固有稳定性（即对象内部 控制特性）的核动力装置，其控制系统的 结构型式也不同：
1. 核电站具有足够的内部稳定性
– 冷却剂平均温度Tavg恒定方案 – 蒸汽压力Ps恒定方案
2. 核电站内部稳定性较差
– 温度Tav恒定方案 – 二回路蒸汽压力Ps恒定方案
堆功率调节系统控制
• 系统调试
– 操作 ：
• 在某一功率下稳定运行半小时，将CB-503盘上 的“手动、自动、单组选择”开关，由“手动” 位置切换到“自动”位置，并注意棒是否有升 降； • 反应堆处于稳定运行状态，DEH设定 –10%阶跃， 记录仪自动记录堆功率、电功率的变化，各参 数的变化同时被记录下来； • 待反应堆运行稳定以后，再由DEH设定+10%阶 跃，记录仪同样记录各种参数的变化；
方案选择与设计
• 电站内部稳定性较差
– 温度Tav恒定方案 – 反应堆根据负荷的变化直接快速地给出功率需求 信号n0，n0的产生应主要由蒸汽负荷来决定。 n0=K1PN+K2(Tavo-Tavg)
式中： PN为第一级透平冲动室压力，与负荷成正比。 Tavo为给定平均温度 Tavg为高选后的平均温度
方案选择与设计
• 调节系统的方案设计
– 整定值确定原则
• 在要求的功率运行范围内，在自动控制下，保证控制系 统有稳定的性能，系统本身不发生自激振荡； • 在堆寿期内堆功率在15%-100%范围内，不需对自动控制 的整定点进行调整，而能在±10%阶跃变化和5%线性负 荷扰动下，核功率超调不大于3%。冷却剂温度Tav与程 序给定值的偏离小于3℃，并在跟踪负荷的同时，使冷却 剂平均温度最终回到程序给定值。其误差≤1℃（死区范 围内）。
– 采用折衷方案即介于Tavg恒定和Ps恒定方 案之间
方案选择与设计
• 秦山核电站功率调节系统方案选择
– 反应性温度系数的负反馈，使反应堆具有跟踪负 荷变化的能力 – 但速度较慢，而且Tav偏离预定值，所以本电站是 属于内部稳定性较差的，必须设置外部功率调节 系统，以适应快速跟踪负荷的变化。维持堆功率 超调在规定值，且按稳态运行方案把Tav维持在预 定范围内。 – 为了提高系统品质和跟踪负荷的速度，设计中引 入了中子通量n和汽机第一级冲动室压力信号P1， 比较微分后组成功率失配速度通道以改善功率调 节系统的动态品质。
方案选择与设计
• 温度Tavg恒定和压力Ps恒定方案的比较
方案选择与设计
• 温度Tavg恒定
– 优点：
• 它可以直接借助负温度系数，反应堆的输出功率将稳定 地随蒸汽调节阀的开度变化而变化，同时，由于温度恒 定不变，所以一回路水体积变化小，稳压器体积可以做 得小一些。 • 由于温度不变，所以反应性不变，外部控制系统的任务 在于补偿燃耗，毒物等对反应性的影响。 • 由于水体积及稳压器体积较小，所以屏蔽体积减少。
– 需求功率n0几乎直接与蒸汽压力PN成正比，负荷的 变化，立即了改变n0的值，在△N的推动下，控制 棒随之移动，反应堆功率很快跟着改变，以提高 机动性。
方案选择与设计
• 电站内部稳定性较差
– 二回路蒸汽压力Ps恒定方案 – 利用蒸汽压力误差信号来产生所求功率信 号n0，然后和反应堆功率水平n进行比较， 由△n= n0-n经放大后驱动控制棒运动。
• 2.
– – – –
反应堆功率分布报警系统
反应堆功率调节系统
概述
• 概述
– 反应堆功率调节系统是棒控系统的一部分 – 核电站投入自动运行的工况下使用 – 克服反应性扰动和负荷扰动，并能补偿燃 耗、中毒和结渣等效应的影响
核电厂安全课件-第六章核电厂典型事故
态 方
按反应性引入方式分为：
程
阶跃变化
线性变化
超功率瞬变
准稳态瞬变
准稳态瞬变
t0
向堆内引入的反应性比较缓慢，以至于这个反应性 能够被温度反馈效应和控制棒的自动调节所补偿的 瞬变。
反应性反馈由燃料温度反馈和冷却 剂温度反馈两部分组成。
假设停堆保护 系统尚未动作
例：满功率时控制棒慢速 抽出
响应特性
① 反应堆周期远远小于堆 芯时间常数，堆内传热 近似为绝热过程，大量 的热能积聚在堆芯；
② 堆功率呈指数规律增减;
忽略缓发中子，堆功率瞬态响应示意图
超瞬发临界瞬变
响应特性
③ 功率峰值反比于中子代时间，快堆 功率峰值较压水堆大，压水堆功率 峰值比重水堆大；
④ 功率峰值反比于瞬发反应性系数， 负的反应性系数对拟制堆功率增长 及反应堆稳定性有重要的作用；
① 反应堆次临界调节棒束失控提升（Ⅱ） ② 反应堆功率运行情况下调节棒束失控抽出（Ⅱ） ③ 硼酸失控稀释（Ⅱ） ④ 功率运行情况下单个调节棒束失控提升（Ⅲ） ⑤ 一个调节棒束弹出（Ⅳ）
反应性引入事故
原因：机械故障、电气故障、人因故障 后果： （1）DNBR下降，沸腾危机； （2）燃料元件内超功率，烧毁； （3）当不均匀时，更为严重；
极限事故：燃料元件可能有损坏，但数量应有限；一回路、 安全壳的功能在专设安全设施作用下应能保证。
6.2 三道屏障的完整性
• 燃料棒的完整性（燃料芯块熔化、沸腾危机 、芯块-包壳间的相互作用）
• 一回路承压边界的完整性 • 安全壳的完整性
• 6.3 没有流体流失的设计基准事故
设计和建造核电厂时所研究的事故与事件可 分为两类：
第6章 核电厂典型事故
6 第六章 反应堆功率调节与分布报警系统
方案选择与设计
• 调节系统的方案设计
– 整定值确定原则
• 在要求的功率运行范围内，在自动控制下，保证控制系 统有稳定的性能，系统本身不发生自激振荡； • 在堆寿期内堆功率在15%-100%范围内，不需对自动控制 的整定点进行调整，而能在±10%阶跃变化和5%线性负 荷扰动下，核功率超调不大于3%。冷却剂温度Tav与程 序给定值的偏离小于3℃，并在跟踪负荷的同时，使冷却 剂平均温度最终回到程序给定值。其误差≤1℃（死区范 围内）。
功能
• 功能
– 控制的反应堆冷却剂平均温度死区为±1℃ – 设计与控制基准
• 15%～100%负荷范围内，能承受±10%的阶跃变化或 ±5%/min的线性变化 ，不得引起反应堆停堆、蒸汽排放、 稳压器释放阀驱动 • 在自动运行或运行瞬态期间，恢复并保持反应堆冷却剂 平均温度在规定的限值内 • 在100%电网甩负荷时，在蒸汽排放系统的配合下，不得 引起反应堆停堆，也不得引起稳压器安全阀及主蒸汽管 道上的安全阀的开启
PWR控制保护与核测系统
第六章 反应堆功率调节与分布 报警系统
林萌
2005年4月
内容
• 1.
– – – – –
反应堆功率调节系统
1.1 1.2 1.3 1.4 1.5 2.1 2.2 2.3 2.4 概述 功能 方案选择与设计 主要部件及参考图形介绍 控制 功能 功率分布及功率不均匀系数 系统描述 控制
方案选择与设计
• 温度Tavg恒定和压力Ps恒定方案的比较
方案选择与设计
• 温度Tavg恒定
– 优点：
• 它可以直接借助负温度系数，反应堆的输出功率将稳定 地随蒸汽调节阀的开度变化而变化，同时，由于温度恒 定不变，所以一回路水体积变化小，稳压器体积可以做 得小一些。 • 由于温度不变，所以反应性不变，外部控制系统的任务 在于补偿燃耗，毒物等对反应性的影响。 • 由于水体积及稳压器体积较小，所以屏蔽体积减少。
反应堆控制原理(课堂PPT)
▪ 3.维持功率水平 由于运行时的各种原因，会使反应堆功率偏 离指定值。为了维持一定功率水平，用控制 库的自动调节来抵消各种引起功率波动的因 素。
▪ 4.保证堆的安全 反应堆在运行过程中可能会发生事故或出现 某种紧急情况，控制保护系统应能快速动作， 及时制止事故的发生和发展，以保证反应堆 安全。
▪ 四组控制棒按叠步程序一直移动到棒位偏差进入死 区为止。图9．21示出反应堆功率调节系统工作原 理。
47
48
▪ 1．二回路功率选择 ▪ 有可能作为功调棒组跟踪的二回路功率需求信导和选用条件
如下所述。 ▪ (1)最终功率整定值 ▪ 它是在汽轮机旁路系统GCT投入运行时设置的。当汽轮机脱
扣、超高压断路器断开或GCT置P模式时，就要选择它作为 反应堆功率的整定值。前两种瞬态发生说明汽轮机的功率需 求突然减少，这时反应堆仍然维持一定的高于汽轮机需求的 功率，多余的功率由排故系统排出。当汽轮机恢复用汽或用 汽量增加时，先不改变反应堆功率，而是通过减少排放功率 来满足汽轮机蒸汽需求的变化，直到汽轮机功率增加到比最 终功率整定值大时，再改选汽轮机功率以跟踪之。这种运行 方式的特点是比较好地保证汽轮机恢复或增加用汽时的负荷 跟踪性能。至于这两种瞬态发生后最终功率整定值是多大， 则视瞬态前汽轮机功率而定。如果瞬态发生前汽轮机功率大 于 率或整等定于值即30取％瞬P态n ，发最生终前功的率汽整轮定机值功就率是值3。0％Pn否则最终功
3
▪ 2．核反应截面和核反应率
▪ (1)微观截面
假定有一束平行中子，其强度为I，该中子束 垂直打在一个面积为1m2、厚度为△X m的薄 靶上，靶内核密度是N，靶后放一个中子探测 器，见图5—1。由于中子在穿过靶的过程中 会与靶核发生吸收或散射反应，使探测器测 到的中子束强度I′减小；记△ I = I - I′ ，实验 表明：
07 第六章 重水反应堆CANDU(PHWR)
Xi’an Jiaotong University
冷却剂和慢化剂的绝热
作为冷却剂的重水在管内 流动带走热量。作为慢化 剂的重水在反应堆排管容 器中，为了防止热量传到 慢化剂重水中，在压力管 外设置一同心容器管，两 管之间充以二氧化碳作隔 热层，以保持慢化剂温度 不超过60℃。压力管和容 器管贯穿反应堆排管容器， 两端与法兰固定，与容器 连成一体。
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学习目的
Xi’an Jiaotong University
➢ 掌握CANDU堆得特点(与PWR比较)和优势，表6-1 ➢ 掌握CANDU核燃料组件结构特点 ➢ 了解CANDU堆的发展演变和ACR的技术特点
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2010年代 - SCW直接循环模块堆?
皮克灵A,1971-1973
CANDU-9
CANDU原型堆,1962 ZEEP,1945
布鲁斯B，1984-1987
达灵顿，1990-1993
重水堆概述
CANDU的概念: CANada Deuterium Uranium
重水堆的特点： 天然铀作燃料 重水做慢化剂，造价较高
Xi’an Jiaotong University
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换料方式
Xi’an Jiaotong University
由于重水堆的卧式布置压力管，每根压力管在反应堆容器的两端都设有密 封接头，可以装拆。因此，可以采用遥控装卸料机进行不停堆换料。换料 时，由装卸料机连接压力管的两端密封接头，新燃料组件从压力管一端顶 入，烧过的乏燃料组件侧从同一压力管的另一端被推出。这种换料方式称 为“顶推式双向换料”。
挑战
大量的重水以及泄漏导致高造价，防止重水泄漏的高密封性能设 备也提高了造价 。核燃料燃耗比较浅，1/3压水堆，换料太频繁。
核反应堆功率调节的原理
核反应堆功率调节的原理
核反应堆功率调节的原理主要是通过调节反应堆中的反应物浓度、控制棒的位置以及冷却剂的流速来实现。
首先，调节反应堆中的反应物浓度可以改变反应堆中的核链式反应速率。
增加反应物浓度可以增加核链式反应速率，从而提高反应堆的功率；减少反应物浓度则可以降低核链式反应速率，从而降低反应堆的功率。
其次，控制棒的位置调节可以控制中子的释放和吸收情况。
将控制棒插入反应堆中可以吸收中子，减少中子的数量，从而降低反应堆的功率；将控制棒抽出反应堆可以释放更多的中子，增加中子的数量，从而提高反应堆的功率。
最后，调节冷却剂的流速可以调节反应堆中的温度。
增大冷却剂的流速可以提高反应堆的冷却效果，从而降低反应堆的功率；减小冷却剂的流速则会降低反应堆的冷却效果，从而提高反应堆的功率。
综上所述，通过调节反应物浓度、控制棒的位置以及冷却剂的流速，可以实现核反应堆功率的调节。
20140628反应堆物理分析复习提纲6-9
开堆或提升堆功率时，随着通量的上升，氙大量烧毁，相当于引入正的反应性（提棒引入正 反应性；少氙引入正反应性）两个正反应性叠加。 6、
135
Xe 和钐中毒【 Sm () 】的区别：
作业题：1,4,5,6,7
第八章 反应性效应与反应性控制 1 、反应性温度系数：单位温度变化所引起的反应性变化， T
VH 2o VUO2
增加， 一方面由于栅元的慢化能力增大， 慢化过程中的共振吸收减少，
即逃脱共振俘获概率增加，因而使有效增殖因数 k 增加。另一方面，
VH 2o VUO2
的增加表示栅元
中慢化剂的含量增大， 使得热中子被慢化剂吸收的份额增加， 因而热中子利用系数下降而使
k 下降。在低的
VH 2o VUO2
VH 2o VUO2
， k 下降。
S N 方法；
3. keff 和堆芯的计算： 扩散理论；
4、空间自屏效应：外层燃料核 对内层燃料核的屏蔽作用：缺 点：热中子吸收系数 f 减小； 优点：燃料核共振中子吸收能力减小，逃脱共振俘获概率 p 增大。
5、栅格几何参数的选择 1．最佳栅格：在给定燃料富集和慢化剂材料的情况下，存在着使栅格的无限增殖因数达到 最大值或临界体积为极小的栅格几何参数称为最佳栅格。 2． k 左侧为慢化不足（欠慢化）栅格，右侧为过分慢化栅格。 3．实际栅格选在 k 极大值的左边，即欠慢化区。 原因： 当温度升高， 水的密度下降，
VH 2o VUO2
值时，前一种效应是主要的，因此
VH 2o VUO2
的增加使得 k 增加。但是当
增加到某个值的时候，由于共振吸收的减少，所带来的 k 的增益恰好被慢化剂中有害
吸收增大所引起的 k 下降所抵消，若再进一步增加 3、压水堆的计算流程 1. 栅 元 均 匀 化 ： 碰 撞 概 率 法 （CPM） 、 S N 方法、蒙特卡洛 方法（MC） ； 2. 组件均匀化：穿透概率法、
反应堆热工水力学第六章 反应堆瞬态热工分析简介
返回第五章 反应堆稳态热工设计原理第六章 反应堆瞬态热工分析简介 (1)§6.1 瞬态过程中反应堆功率计算........................................................................1 §6.2 瞬态工况燃料元件温度场计算....................................................................2 §6.3 基本方程组....................................................................................................3 §6.4 反应堆的安全问题........................................................................................4 §6.5 反应堆失流事故............................................................................................6 §6.6 冷却剂丧失事故.. (6)第六章 反应堆瞬态热工分析简介§6.1 瞬态过程中反应堆功率计算0.11101001000100000.010.11.00图6-1 衰变功率裂变产物的衰变功率：对于稳定运行了很长时间的压水堆，停堆后裂变产物的衰变功率在许多人的实验结果上得出曲线图6-2，也可以表示为：其中：A=53.18 ，α=0.3350剩余裂变功率：裂变时瞬间放出的功率大小与堆芯的热中子密度成正比，可由中子动力学方程计算得到。
对于以恒定功率运行了很长时间的压水堆，如果引入的负反应性绝对值大于4%，则在剩余裂变功率其重要作用的期间内，可用下式估算：对于重水堆，中子俘获产物衰变功率：在用天然铀或低浓缩铀作燃料的反应堆中，对中子俘获产物衰变功率贡献最大的是铀-238吸收中子后产生铀-239（T 1/2=23.5分）和由它衰变成的镎-239（ T 1/2=对于停堆前运行了很长时间的压水堆，C=0.6 ，α=0.2 ，由于忽略了其它俘获产物，还要乘1.1的安全系数。
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。
第6章+反应堆动态热工分析
第六章反应堆动态热工分析6.1 瞬态过程反应堆功率计算衰变功率的衰减(除显热)。
6.2 动态工况下燃料元件温度场的计算6.3 基本方程组6.4 反应堆的安全问题反应堆的事故额外的反应性引入堆芯冷却能力不足正常运行的瞬态过程常见事故出现的可能性很小的事故 极限事故（设计基准事故）反应堆的安全保护:紧急停堆系统，要求接到停堆信号后投入运行的速度要快，在重大事故后有能力连续运行一定的时间，以去除堆芯的衰变热。
还要有足够的停堆深度，以保证在事故过程中堆芯始终处于次临界状态。
工程安全设施；安全壳密封装置；安全壳大气的降压设施；安全壳大气中去除放射性物质的设施；另外，为了保证安全保护系统能够随时投入工作，必须设置应急电源，一般都备有快速启动的柴油发电机组和蓄电池组。
专设安全系统除了用控制系统实现停堆保护外，专门装备的安全系统（即专设安全系统）发挥作用来限制事故的后果。
以压水堆的专设安全系统为例介绍：1.应急堆芯冷却系统（安全注射系统）当一回路系发生冷却剂丧失事故时，把足够的应急冷却水注入堆芯，以防止燃料过热。
分能动和非能动两类。
2. 辅助给水系统在二回路主给水流量丧失的情况下向蒸汽发生器二次侧供水，以维持蒸汽发生器的排热能力，冷却一回路。
3. 安全壳喷淋系统用喷淋水泵把含硼水送到安全壳的顶部，通过喷嘴向壳内空间喷淋，用以抑制一回路或二回路发生大破口事故时安全壳内压力上升过高，防止安全壳超压，喷淋水中可以加氢氧化钠，它有助于除去泄露的冷却剂中的放射性物质(主要是碘)。
4. 其他安全设施放射性去除系统、消氢系统和贯穿件密封装置等6.5 负荷丧失瞬态6.5 失流事故。
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。