三门核电厂堆芯轴向功率分布的控制策略及异常分析
三门核电厂堆芯轴向功率分布的控制策略及异常分析
摘要：压水堆核电机组堆芯轴向功率分布控制的有效性直接关系到机组运行的安全性和经济性。三门核电是采用AP1000技术的第三代压水堆核电机组，其运行控制模式与传统压水堆存在较大的差异，这也给堆芯轴向功率分布控制带来了新的挑战。本文介绍了AP1000机组机械补偿（MSHIM）运行策略下的轴向功率分布控制特点，同时结合三门核电实际运行过程中遇到的轴向功率分布控制异常问题，给出对应的原因分析和应对建议。
关键词：AP1000；轴向偏移；功率分布；MSHIM
1.引言
堆芯轴向功率分布是反应堆核设计及安全分析假设的输入条件，并与堆芯线功率密度直接相关，因此良好的堆芯轴向功率分布控制，是压水堆核电机组安全稳定运行的前提。国际上不乏由于反应堆轴向堆芯功率分布异常而影响电站运行安全性与经济性的例子，据EPRI的统计结果，在2000至2004年间，国际范围内多个核电厂出现轴向功率分布异常案例。本文介绍了AP1000核电机组堆芯功率分布控制的特点，同时结合三门1号机组首循环观察到的轴向功率分布异常现象，予以评估分析并给出控制措施，为后续识别、预防和应对类似问题提供参考和借鉴。
2.轴向功率分布简介
2.1轴向功率分布表征
压水堆中通常使用轴向偏移（Axial Offset，简称AO）来表征轴向功率分布不均匀的程度，轴向偏移（AO）定义为堆芯上半部与下半部功率的差与反应堆总功率之比（单位：%），即：
其中，PT、PB分别为堆芯上、下部功率。
2.2轴向功率分布异常的定义
反应堆在运行过程中，出现堆芯轴向功率分布的实测值与预测值之间偏差较大的情况（大于3%），称为轴向功率分布异常。为方便后续描述，引入以下概念：
√M-AO：在标准状态下（参考棒位、满功率、平衡氙），基于在线堆芯功率分布监测系统（BEACON），测量计算得到的AO。
√P-AO：堆芯核设计（在标准状态下）预测得到的AO。
√D-AO：M-AO与P-AO的偏差。正的D-AO表示实测AO比预测AO更正，功率分布向堆芯上部倾斜；负的D-AO表示实测AO比AO更负，功率分布向堆芯下部倾斜。
由于制造公差、设计偏差等因素，M-AO与P-AO存在一定差异，但偏差通常不超过3%（在核设计时已考虑3%的不确定性）。如果|D-AO|>3%，则此偏差不能仅认为是设计中的不确定性，必须进行额外地分析评估。
2.3 AP1000机组轴向功率分布控制要求 反应堆平衡状态下的轴向功率分布，对于安全分析是一项十分重要的参数，因为不同轴向功率分布对于机组状态的响应是不同的，它决定了机组对于运行瞬态的响应，也直接影响事故分析的结果。因此，机组在实际运行过程中维持轴向功率分布与堆芯核设计的轴向功率分布一致是十分必要且重要的工作，如此才能确保机组在面对运行瞬态时能够按照预期的方向响应，也确保事故分析的假设得到满足。
西屋在MSHIM运行策略中明确，为确保AP1000反应堆现有安全分析的有效性，每一循环的轴向功率分布异常必须控制在如下范围内：
1.|D-AO|超过3%的时间不超过62EFPD（等效满功率天）；
2.|D-AO|超过4%的时间不超过31EFPD；
3.|D-AO|在任何时间不应超过5%。
2.4 AP1000机组AO控制特点分析
AP1000型机组采用全新的MSHIM控制策略，在该策略下AO控制与传统电厂有较大的差异。MSHIM使用高、低价值的控制棒组合对反应性进行机械调节，取代日常频繁调节可溶硼的方式，这要求控制棒组长期处于堆内，导致控制棒组所在燃料组件轴向燃耗分布不均匀，在受压制组件上部产生燃耗阴影。轴向燃耗阴影进一步导致组件轴向功率分布偏离，更易产生轴向功率分布异常。
MSHIM策略下一回路平均温度（即功率）与AO的独立控制，由M棒组（主要由低价值的灰棒组成）对一回路冷却剂平均温度进行控制，由AO棒组（高价值的黑棒）对AO进行控制。实际功率运行过程中，M棒组的动作会对堆芯AO产生影响（如图1所示），因此需要频繁对AO进行控制，否则堆芯AO将很可能偏离正常运行范围。
三门核电1号机组是全球首台AP1000型机组，在调试过程中，首次到达满功率即出现轴向功率分布异常的现象，D-AO达5.1%。表1给出了接下来两个月的AO测量值与核设计预测值的偏差对比：
基于表1数据可以看出，无论是|D-AO|>3%的累积时间，还是|D-AO|>4%的累积时间，均没有超出MSHIM控制策略要求的区间范围，同时堆芯的功率峰因子始终维持在设计要求限值内。因此，三门1号机组首循环寿期初出现的D-AO现象未对安全分析造成影响。
3.2 D-AO的原因分析
三门核电1号机组正式商运前，在不同功率平台需要开展大量的调试试验，堆芯AO自动控制投入较晚，致使控制棒组长期处于较深的插入深度，AO长期处于偏负（相较于核设计值）的状态导致轴向功率分布偏离预期。
AP1000核设计采用的参考棒位（以顺序1为例）为：MA=90swd，MB=MC=MD=M1=264swd（即全提位置），AO=250swd。而在调试期间，为配合调试试验，经常需要将两组以上的M棒插到堆底，以保证足够的反应性调节能力，避免频繁调硼影响试验执行。同时为确保AO控制的灵活性，AO棒组长期处于较深的棒位。
较深的插入棒位抑制了堆芯上部功率，堆芯AO向负的方向偏移较多。当机组调试结束、回到满功率稳定运行状态、控制棒处于参考棒位附近时，上部被压制的燃耗得到释放，功率向向堆芯上部倾斜，由此出现AO向正方向偏离的情况（即 D-AO>3%）。
3.3应对措施 对于已出现较大D-AO的三门核电1号机组，后续满功率运行的堆芯AO被严格控制在目标AO的±1%范围内。该目标AO基于BEACON模拟计算得出，要求能够准确反映当前堆芯在参考棒位下的真实AO值。同时增加目标AO的更新频度，当最新计算的目标AO和机组设置的目标AO偏差超过0.5%时，即对机组的目标AO进行更新，从而保证堆芯轴向功率分布的合理性，避免AO棒组插入堆芯过深。随着燃耗加深，三门1号机堆芯D-AO逐渐减少，并最终回到3%（核设计不确定性）的范围内。
基于1号机组出现堆芯轴向功率分布异常的经验，2号机组在调试阶段通过以下几项措施对AO 控制进行了优化：
1.低功率（25%RTP以下）没有AO控制要求时，尽量将AO棒组置于较高的棒位；
2.25%-50%RTP之间，通过手动控制方式，以核设计提供的P-AO作为机组AO控制的目标值，尽量维持堆芯AO在技术规格书限制的范围内（-5%，+3%）；
3.50%RTP以上，通过手动或自动控制方式，以核设计提供的P-AO 作为机组AO控制的目标值，尽量维持AO在控制带内（±1%）；
4.增加调硼的频率，尽量避免M棒组插入过深。
通过上述措施，减少了2号机组调试期间对堆芯下部功率的压制，成功避免了轴向功率分布异常的出现。三门核电2号机组达到满功率后AO趋势如下：
表2 三门核电2号机组AO趋势
此外，为消除反应堆轴向功率分布异常的风险或将其威胁降至最低，保障机组运行的安全性和经济性，三门核电进一步制定了如下的控制措施：
1.在换料设计阶段，通过对上一循环堆芯运行历史的精确跟踪与模拟计算，获得下一循环堆芯的准确响应，包括准确的AO预测值，确保下一循环安全分析要求得到满足；
2.在堆芯出现D-AO 之前，必定先出现燃料组件内D-AO 的现象，因此通过定期比较组件内AO 测量值（M-AO）与预测值（P-AO）的符合性，提前发现反应堆轴向功率分布异常。
4.结论
轴向功率分布异常是国际上较普遍的一个问题，而AP1000机组由于MSHIM运行控制策略的应用，进一步加深了轴向功率分布异常出现的风险。三门核电1号机组由于调试期间控制棒组插入较深，导致寿期初轴向功率分布异常的出现，后续通过更为严格的堆芯AO控制策略，成功抑制了D-AO的进一步增大，避免对机组运行与安全风险造成较大的影响。同时2号机组针对性采取了一系列AO控制优化措施，有效避免了轴向功率分布异常现象的发生。本文所述的AO异常分析和控制措施也可为其它压水堆核电机组的轴向功率分布控制提供参考和借鉴。
参考文献
[1]杜超，AP1000 堆芯的燃耗阴影效应及其控制策略，核科学与工程，2016年,第36卷增刊：75－83（期刊文章类）.
[2]EPRI, PWR Axial Offset Anomaly Guidelines, Final Report, June 2004.
MSHIM运行模式在M310机组的初步应用研究
Vol.36. No.2
Apr. 2015 第36卷 第2期
2015年4月 核 动 力 工 程
Nuclear Power Engineering 文章编号：0258-0926(2015)02-0101-04; doi: 10. 13832/j. jnpe. 2015. 02. 0101 MSHIM运行模式在M310机组的初步应用研究
王静卉，王金雨，王 丹
中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室，成都，610041 摘要：以大亚湾核电站1号机组为研究对象，尝试将机械补偿控制策略（MSHIM）运行模式应用于M310核电厂。分析表明，M310核电厂具有基负荷的MSHIM运行能力，具备一定的不调硼负荷跟踪能力，但G1、G2、G3棒组和R棒组存在控制能力不足的问题。在现有控制棒数量及布置前提下，通过重新分组并定义控制棒组，有可能在M310机组上实现MSHIM运行与控制策略。 关键词：反应堆；MSHIM运行模式；M310机组 中图分类号：TL38+2 文献标志码：A Preliminary Study on MSHIM Strategy in M310 Unit NPP
Wang Jinghui, Wang Jinyu, Wang Dan Science and Technology on Reactor System Design Technology Laboratory, Nuclear Power Institute of China, Chengdu, 610041, China Abstract: Taking the Daya Bay nuclear power plant as a research target, this paper applies the MSHIM strategy on the M310 unit. M310 unit could operate with MSHIM strategy under various modes of operation, including base load and load follow. But the ability of banks of G1, G2, G3 and R is insufficient during load follow. After the redesign of the rod cluster control assembly pattern, the analysis indicates that it is possible to implement the MSHIM strategy on M310 unit with the current placement of control rods. Key words: Reactor, MSHIM strategy, M310 unit 0 引 言
核反应堆控制复习要点
【一回路流程】反应堆冷却剂在主泵的驱动下流入反
应堆，冷却并吸收反应堆芯的热量后从反应堆容器流
出，进入蒸汽发生器一次侧，将热量传递给二次侧后
流出，再由主泵循环驱动流入反应堆。
【二回路流程】一回路冷却剂携带的热量，在蒸汽发
生器中传递给二回路的水，使二回路水在一定压力下
加热，生成饱和蒸汽，去驱动汽轮机，带动与汽轮机
同轴的发电机发电。作功后的乏汽在冷凝器中被海水
或河水冷凝为水，经低压加热、除氧，再由给水泵驱
动经高压加热后，循环补充到蒸汽发生器中。
【三回路流程】以海水或河水为介质的三回路把乏蒸
汽冷凝为水，同时带走电站的弃热。
【核电厂构成】：①核岛（压水堆本体，一回路系统）：
蒸汽发生器、稳压器、主泵、反应堆芯②常规岛：汽
轮发电机组，二回路系统
【蒸汽发生器的作用】①把一回路冷却剂从反应堆堆
芯带出的热量经蒸汽发生器管壁传给二回路水，使之
产生蒸汽带动汽轮机做功。②一回路水流经堆芯具有
放射性，蒸汽发生器承担了防止二回路水被污染的第
二道生物防护屏障。
【运行控制模式】基本负荷运行模式A：汽轮机负荷
跟随核反应堆功率的运行模式（机跟堆）。由于没有直
接从电力系统到核反应堆功率控制的反馈回路，所以
功率控制系统简单，作用是完成核反应堆的启动停闭，
维持核反应堆功率在某一给定水平以及抑制功率的波
动。适合带基本负荷运行的机组，功率调节性能较差，
但受到的热应力变化较小，利于电厂安全和机组寿命。
负荷跟踪运行模式G：核电厂的功率跟随电网需求而
变化（堆跟机）。具有从电力系统向核反应堆的自动反
馈回路，控制系统复杂，作用是可以对负荷变化作出
响应，以适应电网变化的需求，使机组具有灵活的功
率调节性能使核电厂参与负荷跟踪和电网调峰运行。
【主要控制系统】核反应堆冷却剂平均温度控制系统
（R棒组）、反应堆功率控制系统（G1、G2、N1和
N2）、硼浓度、稳压器压力和液位、蒸汽发生器液位、
给水流量、凝汽器蒸汽排放、大气蒸汽排放、汽轮机
调节、发电机电压控制。
核电厂反应堆换料安全评价原理与应用
1996年7月5日收到初稿,1996年8月20日收到修改
稿。核动力工程NuclearPowerEngineering第6期年12月第18卷1997Vol.18.No.6Dec.1997
核电厂反应堆换料安全评价原理与应用
章宗耀咸春宇张虹刘旭东刘昌文李冬生
(中国核动力研究设计院,成都,610041)
介绍了压水堆核电厂换料设计安全评价的原理和方法,重点讨论了换料设计安全评价中的界分析方法和关键安全参数概念以及应用该方法对大亚湾核电站二号堆第三循环堆芯(U2C3)换料设计的安全评价。关键词换料设计安全评价堆芯燃料管理界分析方法关键安全参数
1引言
压水堆核电厂换料设计的目的是针对给定的反应堆机械和热工水力设计,根据前一循环
的燃料燃耗和该循环用户要求,确定装入堆芯新燃料的富集度、燃料组件数目、新燃料及已部份燃耗燃料组件在堆芯的布置方式,完成换料堆芯性能参数的计算和安全评价,以满足核
电厂用户的能量需求、燃耗循环期要求以及反应堆功率分布等预期的安全要求。
换料设计的经济性要求是在满足用户要求的基础上通过对主要设计参数的优化来实现。
这些参数是:每次换料的新组件数、燃料富集度、组件装载方式、循环长度以及可能需要的可燃毒物组件数目和性能等。上述换料优化设计必须满足一系列反应堆安全和燃料组件方面
的限制。
堆芯换料将影响堆芯动力学参数、控制棒价值和堆芯功率分布,从而影响堆芯热工性能和有关事故分析结论。一般换料燃料组件与前一循环的燃料组件相同,原最佳估算流量和机
械设计流量分别用于计算堆芯压降和燃料组件水力学载荷。如果换料组件的结构有某些改
变,必须进行换料组件相容性分析。
换料堆芯的安全性通过换料安全评价来确认。安全评价的结论可导致:堆芯装载的再设计;部分或较大装载计划的改变;也可能导致技术规格书的修改;甚至对运行规程作某些必
要的适应性修订。
2安全评价原理
换料安全评价的目的是证实现有安全分析文件的适用性。现有安全分析定义为参考安全分析,它包括最终安全分析报告(FSAR)和已提交国家核安全当局、并经其认可的其它有关
核电机组参与电网调峰的运行方式及效益分析
核电机组参与电网调峰的运行方式及效益分析
摘要：核电面临着越来越大的调峰运行压力。研究了核电机组的功率调节、长期低功率运行及延伸运行等调峰运行性能，提出了核电机组参与电网调峰的运行方式。在计算分析核电机组的调峰成本和效益的基础上，提出了核电参与电网调峰的运行位置、判据及调峰平衡算法，并结合实际电网算例作了计算分析。结果表明，核电具有较好的调峰能力，且成本较低，可参与电网日调峰、周调峰及年负荷跟踪，但其调峰深度和速度受到安全经济性的限制。核电机组适当调峰运行，可以提高系统安全性和灵活性，提高资源配置效率。
关键词：核电机组；调峰特性；运行方式
1压水堆核电机组的运行特性
1.1 核电厂负荷跟踪的控制量
在设计上，所有的反应堆都有适当的负荷跟踪能力以满足电网需求。但在实际运行时，负荷跟踪能力受到核安全等方面的一系列限制。通常从反应堆控制系统性能、氙毒、反应堆芯温度不均匀程度和波动幅度、燃料浓度等方面考虑核电机组负荷跟踪的能力。
在压水堆的负荷跟踪过程中，可使用的控制量有控制棒位移、硼溶液浓度和堆芯冷却水入口温度变化等。在实际运行中，一般采用控制棒位移和硼溶液浓度作为控制量来实现压水堆的负荷跟踪控制。其中，控制棒控制快速的反应性变化，硼浓度控制慢速的反应性变化。
1.2 功率调节特性
压水堆核电机组功率的快速调节通过调节控制棒的位移来实现。功率调节范围一般设计为30%Pn~100%Pn，其受到燃耗水平的影响，寿期末的功率调节范围变小，如图1所示。
图1 压水堆核电机组的功率运行性能
压水堆核电机组运行于可调节区时，功率调节速率一般约为0.2%Pn/min~0.3%Pn/min，最高不超过5%Pn/min，且具有10%Pn的功率阶跃变化能力。因此，当核电机组运行于低功率水平时，具有10%Pn的即时旋转备用，但机组功率不能连续进行阶跃变化和线性变化。
反应堆控制保护系统棒控棒位故障处理及现象分析
反应堆控制保护系统棒控棒位故障处理及现象分析
摘要：反应堆堆芯反应性或中子注量率的控制是通过移动含有中子吸收体的控制棒束在堆芯中的位置，控制棒由Ag（80%）、In（15%）、Cd（5%）合金组成，其吸收中子能力强、响应快，主要用于调节与补偿较快的核反应性变化。每个控制棒组件由一个星形架连接24根中子吸收体，插入燃料组件的导向管中。控制棒组件上端与驱动杆连接，驱动杆由控制棒驱动机构CRDM带动，从而实现控制棒束在堆芯的上下移动。控制棒的故障都可能导致堆内功率分布的畸变，更甚者使其停堆停机，现对此系统常见的故障进行分析，为反应堆安全运行提供保障。
关键词：压水堆；控制棒；棒控；棒位；RGL
1、引言：
反应堆控制目的是使一回路所产生的功率与二回路所吸收的功率相等，同时保证一、二回路的温度、压力等热工参数及堆芯功率分布等参数能满足各方面要求。棒控棒位系统（RGL）通过控制驱动机构实现控制棒的提升、插入、保持，并测量每个棒束在堆芯的高度；在需要紧急停堆时，手动释放控制棒落入堆芯，使反应堆进入次临界状态而停堆。在反应堆自动运行时，通过调节控制棒的提升或者下插来调节反应堆功率，控制棒控制反应堆功率是压水堆反应性控制的主要方式，它的特点是控制速度快、使用灵活性较高，利用控制棒来控制反应堆功率也比较可靠。RGL是控制棒系统的简称，控制棒系统由控制棒控制系统和控制棒棒位监测系统共同构成，RGL系统异常工作直接影响反应堆与机组正常和安全运行。
2、棒控系统：
2.1棒控系统组成： 设备组成：逻辑机柜、电源柜、产生闭锁逻辑以及功率棒和温度棒自动控制信号的反应堆功率控制柜（CCS机柜）。逻辑柜和电源柜都由PLC控制，电源柜由保持、传递、提升三个电源机箱，机箱内装有MDP卡件驱动控制棒驱动机构（CRDM）用以控制控制棒的提升下插或保持；反应堆功率控制机柜接受来自反应堆保护（RPR）、反应堆核测（RPN）系统的相关闭锁信号，根据汽机负荷等信号产生温度棒组和功率棒组的自动动作信号，自动动作信号通过硬接线送往RGL逻辑柜，完成反应堆自动控制相关功能。
哈工程核反应堆热工分析简答
1，堆内热源的由来和分布特点。
裂变（1）瞬发裂变碎片的动能（在燃料元件内）；裂变中子的动能（大部分在慢化剂中）；
瞬发γ射线的能量（堆内各处）。（2）缓发裂变产物衰变的β射线能（大部分在燃料元件内）；
裂变产物衰变的γ射线（堆内各处）
过剩中子引起的（n,γ）反应瞬发和缓发来源是过剩中子引起的裂变反应加（n,γ）反应
产物的β衰变和γ衰变能（堆内各处）。
2，影响堆芯功率分布的因素主要有哪些？
（1）燃料布置，目前核电厂压水堆通常采用分压装载的方案。优点，功率分布得到了展
平；燃料的平均燃耗提高了。（2）控制棒，均匀布置有利于径向中子通量的展平，但给轴
向功率分布带来了不利影响。（3）水隙及空泡，水隙引起的附加慢化作用使该处的中子通
量上升因而使水隙周围远见的功率升高，从而增大了功率分布的不均匀程度。克服方法，采
用棒束控制棒组件。空泡将会导致堆芯反应性下降，空泡的存在能减轻某些事故的严重性。
沸水堆，下部插入。4，燃料的自屏效应。5，堆内结构材料
3，控制棒中的热源来源是什么？
（1）吸收堆芯的r辐射。（2）控制棒本身吸收的中子的（n，α）或者（n，γ）反应。
4，热中子反应堆中慢化剂中的热源来源是什么？
（1）裂变中子的慢化。（2）吸收裂变产物放出的β粒子的一部分能量。（3）吸收各种γ
射线的能量。
5，反应堆停堆后的功率由哪几部分组成？有何特点。
（1）燃料棒内储存的显热。（2）剩余中子引起的裂变。（3）裂变产物的衰变以及中子俘
获产物的衰变。特点，在反应堆停堆后，其功率并不是立刻降为零，而是按照一个负的周
期迅速的衰减，周期的长短最终取决于寿命最长的放射缓发中子的裂变核群的半衰期。
6，铀-235作为燃料的压水堆，每次裂变释放出来的总能量约为多少？在大型压水堆的设计
中，往往取燃料元件的释热量占堆总释热量的百分之几？200Mev97.4%
7，与早期压水堆中采用的均匀装载方案相比，现代大型压水堆采用分区装载方案的优点是
什么？
（1）功率的分布得到了展平，这对提高整个反应堆的热功率都是有利的。（2）换料操
核电厂调试与运行
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核电厂调试与运行
1、 专设安全设施的设计原则是什么？
A、 设备高度可靠
B、 系统具有多重性
C、 系统相互独立
D、 系统能定期检验
E、 系统具备可靠动力源
F、 系统具有足够的水源
G、 系统按设计基准事故确定的冷却性能要满足规定要求
2、 安注系统由哪些子系统组成？其中非能动的子系统是哪个？
高压安注系统：一回路小的泄漏或发生主蒸汽管道破裂事故引起一回路温度和压力下降到一定值（ 284℃ 、11.9MPa）时，高压安全注入系统向一回路注入含硼的冷水，冷却和淹没堆芯，维持冷却剂系统压力稍低于正常的值，限制燃料元件温度的上升，防止反应堆重新临界。
蓄压安注系统：非能动系统。在失水事故情况下，一旦一回路系统的压力急剧下降到低于蓄压箱的压力（4.2MPa）时，向一回路注入含硼水。蓄压注入系统可在最短的时间内淹没堆芯以避免燃料元件的熔化。 水压试验泵用于一回路水压试验，从换料水箱向蓄压箱充水；在全厂断电时，蓄压安注系统的水压试验泵向主泵供应轴封水。
低压安注系统：在冷却剂管道大破裂，冷却剂压力急剧降低到0.7MPa时，低压安注系统向堆内注入含硼水，淹没堆芯，保证堆芯内水的流动，导出余热。
3、 核电站正常运行时，高压安注系统中哪些设备在运行？
一台高压安注泵作为上充泵在运行
一台硼酸循环泵
4、 安注系统的运行分为哪几个阶段？各阶段的水源是什么？再循环注入阶段若要冷却安注水，如何冷却？
直接注入阶段：换料水箱 高压安注泵优先从低压安注泵的排水管吸水
再循环注入阶段：地坑
安喷系统从地坑汲水，经喷淋热交换器冷却后的水输送到低压安注泵入口，进入安注系统。因此，安全壳地坑、低压安注泵、安全壳喷淋热交换器也是高压安注系统的一部分。
5、 高压安注泵动作后，水先注入冷段还是热段？为什么？冷管段破口后，隔多少时间后，操纵员应以什么方式建立向冷热段同时注入的再循环？为什么？之后冷段注入和冷热段同时注入是否还需要切换？
核反应堆热工分析课设
目录
一、设计任务 ......................................... 1
二、课程设计要求 ..................................... 2
三、计算过程 ......................................... 2
四、程序设计框图 ..................................... 8
五、代码说明书 ....................................... 9
六、热工设计准则和出错矫正 .......................... 10
七、重要的核心程序代码 .............................. 11
八、计算结果及分析 .................................. 17
1
一、 设计任务
某压水反应堆的冷却剂及慢化剂都是水，用二氧化铀作燃料，用Zr-4作包壳材料。燃料组件无盒壁，燃料元件为棒状，正方形排列。已知下列参数：
系统压力 15.8MPa
堆芯输出功率 1820MW
冷却剂总流量 32100t/h
反应堆进口温度 287℃
堆芯高度 3.66m
燃料组件数 121
燃料组件形式 17×17
三门核电DAS系统的分析与评价
三门核电DAS系统的分析与评价
发表时间：2020-04-30T16:29:45.410Z 来源：《电力设备》2020年第2期 作者： 孙建文
[导读] 摘要：多样化驱动系统（DAS）作为保护和安全监控系统（PMS）的备用，为AP1000机组应对ATWS事故的一项重要措施，提高了机组的安全性。
（三门核电有限公司 浙江台州 317112）
摘要：多样化驱动系统（DAS）作为保护和安全监控系统（PMS）的备用，为AP1000机组应对ATWS事故的一项重要措施，提高了机组的安全性。本文分析其设计特点，并通过与WWER机组在处理ATWS事故方面的比较，指出其优点和存在的不足。
关键词：多样化驱动系统；未能紧急停堆的预期瞬态
Abstract：Diverse Actuation System（DAS）is a diverse backup to the Protection and Safety Monitoring System（PMS）.It is an important
measure for AP1000 unit to deal with ATWS accident，and it increases the safety of the unit.This page analyzes the design feature of the DAS，and
compares the manner of the WWER unit in the condition of the ATWS，gives us the advantage of the DAS and its weakness.
Key word：DAS，ATWS
1引言
AP1000的保护和安全监控系统（PMS）为电厂非正常状态提供监视，在必要时触发反应堆紧急停堆，并可以触发专设安全设施（ESF）动作，使电厂达到并维持安全停堆状态。另外保护和安全监控系统（PMS）也可以通过核级数据处理子系统（QDPS）为电厂提供
核电厂反应堆换料安全分析原理与实践研究
核电厂反应堆换料安全分析原理与实践研究
摘要：随着我国核电厂的快速发展，清洁绿色的电能为人们的生活以及行业生产提供了便利，但在核电厂中如何安全高效地将绿色的核能转换成清洁的电能，需要进行多方面多维度地安全分析。其中反应堆换料安全分析便是其中之一，本文就核电厂反应堆换料安全分析原理及其应用进行详细的分析，确保反应堆换料的安全性，保障核电厂各项生产运行处于安全状态。
关键词：反应堆；换料安全分析；堆芯燃料管理
前言：
反应堆换料是指当部分燃料组件达到某一定燃耗深度之后，将其从堆芯中取出并用新的燃料组件代替的一个过程。反应堆换料安全分析是指通过对新入堆的燃料组件组成的新的反应堆堆芯进行堆物理和热工水力方面的分析，确保换料堆芯在本循环正常运行过程中各项安全限值不会超限，从技术层面确保本循环堆芯的安全性。
1、核电厂反应堆换料安全分析原理
1.1 界分析概念
换料安全分析的目的是验证提交给国家核安全局的FSAR（最终安全分析报告）文件和其他补充安全分析报告的适用性。因为FSAR文件适用于反应堆寿期内的所有燃料循环，因此该报告中的所有输入参数便组成了核电厂安全运行的边界，此之谓“界”[1]。而界分析的方法则是通过对换料堆芯的所有安全参数进行验证，确保本次换料后反应堆堆芯的中子动力学参数、热工水力学参数和事故分析的相关结论仍然处于FSAR报告中参考安全分析值的界限之内，确保本循环的换料堆芯是安全的。当某一换料安全参数超出界的范围时，则需要对其所影响的安全分析事故进行再分析以及再评价，确保该偏差仍然满足安全准则和设计基准的要求，或者为确保系统运行安全，需要根据实际情况适当修改换料设计、技术规格书和运行规程。只有确保所有安全分析事故的安全限制和验收准则处于合理化状态，才能确保本循环换料堆芯的安全性。
1.2关键安全参数
对于核电厂来讲，加强对反应堆换料安全分析非常重要，其中安全分析的原理包含很多内容。第一，关键安全参数。关键安全参数为那些与堆芯有关的安全参数，这些参数倘若有所变化，将可能影响正常运行和事故工况的后果。其中关键安全参数可以根据其影响范围进行具体划分，可分为通用关键安全参数或者是特定关键安全参数。前者会影响许多瞬态情况和事故工况的应对方法，后者仅影响某一特定事故。第二，反应堆换料安全分析需要各部门人员的相互配合和背靠背地计算，可以防止计算错误的发生。在换料设计时，设计人员也要提高工作责任心，计算每一种事故的关键安全参数，通过分析问题产生的具体原因，进一步提出解决方案[2]。