压水堆控制概述
压水堆核电厂的工作原理
压水堆核电厂的工作原理压水堆核电厂的核反应堆采用铀-235作为燃料。
铀-235是一种不稳定的核素，会发生自发裂变。
当一个铀-235核裂变时，它会释放大量的能量和中子。
这些中子可以进一步引发其他的铀-235核裂变，形成一个自持链式反应。
为了维持自持链式反应的平衡，需要调节中子的数量。
压水堆核电厂采用反应堆控制棒控制中子数量。
反应堆控制棒是由能够吸附中子的材料制成，如硼合金或钍。
当控制棒插入堆芯时，它们吸收中子，减少核反应速率。
反之，当控制棒从堆芯中移出时，它们减少吸收中子的能力，核反应速率增加。
冷却剂循环是通过核反应堆中的燃料元件进行的。
冷却剂通常是水，被称为原子堆冷却剂。
冷却剂泵将冷却剂从低压侧抽取，并推送到高压侧。
在核反应堆中，冷却剂通过燃料元件，吸收燃料产生的热能并升温。
在蒸汽循环中，燃料元件周围的冷却剂被加热，并将其热能传递给另一组水洗管，其中的水蒸发为蒸汽。
在核反应堆内部的蒸汽发生器中，冷却剂热能通过热交换而转化为蒸汽。
蒸汽通过蒸汽发生器的出口，流向常规蒸汽发生器或称为锅炉。
在锅炉中，蒸汽被进一步加热，产生高温高压的蒸汽。
这些高温高压的蒸汽驱动涡轮发电机组旋转，产生电力。
蒸汽在驱动涡轮后冷却，并在凝汽器中转化为水，然后被再次抽回到蒸汽发生器中，形成循环。
然而，压水堆核电厂也存在一些挑战。
首先，铀-235的浓缩和前处理需要特别的工艺，因为铀-235在自然铀中的含量非常低，只占约0.7%。
此外，当核反应进行时，会产生大量的放射性核废料，需要进行安全处置。
最后，核反应堆的安全措施需要严格执行，以确保核反应过程的稳定和安全性。
总的来说，压水堆核电厂利用核反应产生的热能，通过冷却剂循环和蒸汽循环转化为电力。
它是一种高效、可靠且相对安全的能源发电方式，对于满足能源需求和减少排放有重要意义。
压水堆工作原理
压水堆工作原理
压水堆（PressurizedWaterReactor，简称PWR）是一种核反应堆类型，被广泛应用于核能发电领域。
其工作原理如下：
1. 反应堆芯
反应堆芯是PWR的关键部件，其由一系列燃料组件构成，每个燃料组件包含燃料棒和冷却剂管等组件。
燃料棒中填充有铀等放射性物质，通过核裂变释放出能量，产生热量。
2. 冷却剂
冷却剂是PWR中使用的介质，一般采用水作为冷却剂。
冷却剂在反应堆芯中循环流动，将燃料棒中释放的热量带走。
3. 循环系统
PWR的循环系统包括主循环泵、蒸汽发生器和蒸汽涡轮机等组件。
主循环泵将冷却剂从蒸汽发生器中抽出，经过反应堆芯后再回到蒸汽发生器中，循环往复。
4. 蒸汽发生器
蒸汽发生器是PWR中的热交换器，其将循环中的冷却剂与次级循环中的水进行热交换，使次级循环中的水转化成蒸汽，从而驱动蒸汽涡轮机发电。
5. 控制系统
PWR的控制系统主要包括反应堆压力、温度和放射性物质等参数的检测和控制。
其中，反应堆压力和温度的控制是保证反应堆安全运行的关键措施。
总之，PWR在运行过程中通过将燃料的裂变产生的热量带走，利用蒸汽涡轮机将热能转化为电能，从而实现核能发电。
该技术具有能源密度高、污染低、稳定性强等优点，被视为未来能源发展的重要方向之一。
核电厂仪表与控制
压水堆核电厂操纵人员基础理论培训系列教材
• • • • • • • • • • •
核电厂仪表与控制系统概述 自动控制与调节基本常识 核电厂反应堆功率检测仪表 核电厂过程参数检测仪表 核电厂反应堆控制系统 反应堆冷却机系统过程参数的控制 二回路过程参数的控制 汽轮机的控制和保护 反应堆保护系统 集散控制系统简述 核电厂控制室和信息系统
三、核电厂反应堆功率检测仪表
• • • • •
1、核功率测量原理 ①核功率测量的特点是量程宽、响应快。通过中子注量率的测量可以方便地获取反应堆 功率、功率的变化率和功率分布的信息。有利于操纵人员监视反应堆的瞬变状态和越线 快速报警，还可以迅速地为功率调节系统和保护系统提供必要的信息。 ②核功率与热功率 反应堆的热功率，就是由反应堆燃料提供给冷却剂的总功率。 可用下式表示：
• • •
•
•
③自动控制系统的类型： 1）恒值调节系统——这类系统的任务是维持被控制量等于一个给定的常值。该类系统需 要克服的是各种能使被控制量偏离给定值的扰动。控制的作用就是在有扰动输人时,尽快 使被控制量恢复到等于给定值。 2）随动系统——随动系统的给定值是一个不能预知的随时间变化的量,系统的任务是保 证被控制量以一定的精度跟随输人量的变化而变化。 3）程序控制系统——这类系统的输人量是一个已知的时间函数。系统的任务是使输出量 以一定的精度随输人量的变化而变化。 4）过程控制系统——当控制系统的输出量是温度、压力、流量、液位或pH值等一些变 量时,则称为过程控制系统。
• • • • • • • • •
2、自动控制系统的性能特性 ①稳定性：稳定性是系统能够工作的重要条件。系统在扰动作用下，其输出要偏离原平 衡状态，产生偏差。当扰动消除后，经过一段时间，如果偏差能消除，则系统是稳定 的。否则就是不稳定的。 ②阶跃响应的几个动态性能指标： 1）最大动态偏差和超调量 2）调节时间（过渡过程时间） 3）衰减比和衰减率 ③静态误差：系统的时间响应结束后，被控制参数达到的稳定值与给定值之间的偏差， 成为静态误差，也叫稳态误差。 3、物理系统的数学模型 系统动态特性的数学表达式，叫做系统的数学模型。
化容系统完整版
容控箱
TEP MN
REA
——压水堆核电厂化学与容积控制系统
5
12
概述
容积 控制
化学 控制
反应 性控 制
2
3
目录页
1
Contents Page
4
*
化学控制
(1) 一回路旳化学问题
物理腐蚀（结垢）
燃料包壳破损
化学腐蚀（侵蚀） 高温+高氧含量+低pH值 → 化学反应加紧腐蚀进程加速 → 一回路比 放射性升高 (2) 化学控制旳目旳 限制腐蚀
001DE
上充 上充泵
03压水堆核电厂化学与容积控制系统
002DE
7 of 12
概述
容积 控制
化学 控制
反应 性控 制
2
3
目录页
1
Contents Page
4
*
反应性控制 反应性变化旳原因 1 燃料多普勒效应和慢化剂温度效应
2 裂变产物、毒物（氙、钐等）和燃耗 3 工况变化导致旳过渡反应性变化
——压水堆核电厂化学与容积控制系统
3 of 12
概述
容积 控制
化学 控制
反应 性控 制
2
3
目录页
1
Contents Page
4
*
容积控制
(1) 一回路水容积变化旳原因 水容积随温度旳变化而变化 不可防止旳泄漏(一号密封、主泵
2#轴封等）
积容 1.4m3/1T
(2) 水容积变化旳影响 一回路水容积变化→稳压器水位
——压水堆核电厂化学与容积控制系统
1 of 12
概述
RCV系统分为： 下泄回路 净化回路 上充回路 轴封及过剩余泄回路
压水堆反应堆堆芯
核燃料过分膨胀会挤压包壳管。
(b) 包壳
作用：防止裂变产物沾污回路水并防止核燃料与冷却
剂相接触。
目前压水堆燃料元件包壳几乎都是Zr-4合金冷拉而成
（长3-4米，直径为9-10毫米，壁厚0.5-0.7毫米）。
大亚湾 900 MW 级压水堆第一个堆芯的布置如 上页图。该堆芯共有157个横截面呈正方形的无盒燃 料组件，其中53个核燃料组件中插有控制棒组件， 66个核燃料组件中装有可燃毒物组件，4个燃料组件
中插有中子源组件，其余34个则都装有阻力塞组件。
准圆柱状核反应区高约4m，等效直径3.04m。
为了提高堆芯功率密度和充分利用核
-
Ba
144
89
-
Kr 3n
Nd
144
Ba
-
144
La
-
144
Ce
-
Pr
144
89
Kr
89
Rb
236
89
Sr
89
Y
或
n
235
U
-
U
*
-
140
-
Xe
140
-
94
Sr 2n
Ce
140
Xe
-
140
Cs
-
140
Ba
La
第三讲 一回路主系统
之
压水堆堆芯
反应堆本体结构
（一）压水堆本体概述
反应堆结构-2
制反应堆，监测堆芯温度、中子通量密度。
2.反应堆压力容器
压力容器属于在核电站寿期内不更 换的设备，在运行中压力容器被中 子活化后具有强放射性，无法对其 进行近距离检查和维修，因此电站 堆压力容器使用寿命要求不少于40 年。
反应堆本体主要包括：
压力容器（俗称压力壳） Reactor Pressure Vessel (RPV)
堆芯 (Core) 堆内构件 (Reactor Vessel Internals) 控制棒驱动机构
Control Rod Drive Mechanism（CRDM)
1. 压水堆结构概述
1. 压水堆结构概述
冷端双端断裂后吊篮的变形
1. 压水堆结构概述
其它
吊篮还用于建立一回路的流向通道 围板、吊篮、热屏用于降低RPV的辐照水平
1. 压水堆结构概述
常用词汇
压力容器：Reactor Pressure Vessel (RPV) 堆芯 ：Core 堆内构件 : Reactor Vessel Internals 控制棒驱动机构: Control Rod Drive Mechanism（CRDM) 顶盖：Monobloc Closure Head 排气管：Vent Pipe 吊篮：Core Barrel 围板：Baffle 支撑板：Core Support Forging 下栅格板：Lower Core Plate 流量分配孔板：Diffuser Plate 热屏：Thermal Shield 二次支撑组件：Secondary Support assembly
1. 压水堆结构概述
压水堆与快堆固有安全性分析与比较
压水堆的热工水 力特性在设计中 充分考虑了各种 可能的运行条件 和事故情况，以 确保在任何情况 下都能保持冷却 剂的流动和热量
传递。
结构特性
压水堆由压力壳和堆芯组成，压力壳承受反应堆冷却剂的压力，堆芯则包含核燃料组件。
压水堆采用自然循环方式，冷却剂通过堆芯加热后，在压力壳内循环流动，将热量传递给 蒸汽发生器。
有安全性。
比较：压水堆与 快堆在结构上存 在较大差异，但 都具有较高的固 有安全性。快堆 的固有安全性更 高，但相应的技 术难度和成本也
更高。
结论：在选择压 水堆与快堆时， 应根据具体需求 和条件进行综合 考虑，以实现更 好的核能利用效
果。
事故预防与缓解措施的比较
压水堆：采用多重安 全屏障，包括压力壳、 燃料元件包壳和冷却 剂等，以防止放射性 物质泄漏。
事故预防与缓解措施
快堆采用多重 保护系统，确 保反应堆在异 常情况下安全
停堆
快堆设置有专 用的安全设施， 如安全壳、非 能动冷却系统 等，能够在事 故中降低对环
境的危害
快堆采用可靠 的实体屏障和 多重安全系统， 有效防止事故
发生
快堆的安全设 计充分考虑了 各种可能的运 行情况和事故 场景，能够快 速响应并采取 有效措施缓解
安全性：压水堆在固有安全性 方面表现更优
经济性：快堆具有更高的能效 和经济性
技术成熟度：压水堆技术更成 熟，快堆技术尚在发展阶段
资源利用：快堆更适合利用低 品位燃料，提高资源利用率
THANK YOU
汇报人：
事故案例分析： 对历史上的核事 故案例进行分析， 总结经验教训， 提高安全意识。
国际核安全标准： 遵循国际原子能 机构等国际组织 制定的核安全标 准，确保核设施 的安全性。
核电水位控制系统介绍
核电水位控制系统介绍压水堆核电厂由一、二次回路构成，蒸汽发生器在其中起到枢纽的作用。
蒸汽发生器的水位控制在核电站的安全运行中占有重要的地位。
稳压器水位控制系统是核电站另一个重要的控制系统，与核电站的安全、稳定、可靠运行有直接关系。
标签：压水堆；核电厂；核能1 核岛组成和运行原理核电厂是利用核能生产电能的电厂。
压水堆核电厂是由一回路（包括压水反应堆系统和反应堆冷却剂系统）、二回路（包括动力转换和蒸汽系统）、发电机系统、输配电系统、循环水及其他辅助配套系统。
流程图如下图1所示。
产生蒸汽的原理是核反应堆裂变释放的热能通过反应堆冷却剂传递给二回路。
压水堆核电厂反应堆冷却剂系统的构成如下图2，每一条压力压力容器上的封闭环路包括至少一台冷却剂泵、一台蒸汽发生器及其相应的管道。
蒸汽发生器将传递热量给水使之变成高温高压蒸汽，驱动汽轮机带动发电机组发电，在冷凝器内作功后的乏汽冷凝成水，凝结水泵将凝结水先输送至低压加热器经加热后进入除氧器，给水泵将除氧水送入高压加热器加热后再返回蒸汽发生器，形成水的循环利用。
2 稳压器水位控制系统2.1 稳压器水位控制系统的功能一回路压力的稳定由稳压器控制，冷却剂的变化由堆芯扰动和负荷的变化引起，导致载热剂体积的变化，一回路压力也将产生变化。
一回路压力太大将会产生严重后果，可能使整个回路处于危险的工况下，易管道爆管、设备因应力作用疲劳等事故。
水汽化，堆芯局部沸腾等是由于压力过低导致的，冷却剂和燃料元件的传热恶化，将会出现的危险是燃料元件融化。
所以一回路压力的稳定，维持在整定目标值的范围内直接影响核电厂的安全稳定运行，可见对稳压器压力控制的重要性。
通过稳压器水位的控制，使稳压器维持在一个适宜的水位定值上。
水位过高有失去压力控制作用的危险，也有可能出现安全阀进水的危险；水位过低有可能暴露加热元件而烧毁的危险。
电厂正常运行时，反应堆冷却剂系统除稳压器上部汽空间外，其余部分充满了水。
因此稳压器水位就代表了一回路的水装量。
- 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)。
压水堆控制概述压水堆核电站控制概述§1.1压水堆核电站及流程图压水堆核电站主要是由反应堆、一回路系统、二回路系统及其它辅助系统和设备组成。
由于压水堆核电站中具有放射性的一回路与不带放射性的二回路系统是相分开的，所以通常又把压水堆核电站分为核岛和常规岛两大部分，如图1－1所示。
核岛是指核的系统和设备部分；常规岛是指那些和常规火电厂相似的系统和设备部分。
压水堆结构如图1－2所示，堆芯由157个燃料组件组成，燃料在4Z r合金制成的包壳内，燃料用低浓缩235U制成，形状是小圆柱体，由氧化铀烧结而成。
使用普通水作冷却剂和慢化剂，压力约为15.5MPa，核反应是通过移动插入在堆内的53个控制棒束组件以及调节慢化剂中的硼酸浓度来控制的。
图1－1 压水堆核电站的组成压水堆核电站工艺流程如图1－3所示。
一回路冷却剂水在三个冷却回路中循环，将堆芯的热量带到三个蒸汽发生器。
冷却剂的循环靠冷却剂泵（主泵）来完成。
一台稳压器使一回路的压力维持恒定。
在蒸汽发生器中，热量是通过蒸汽发生器管壁从一回路传到二回路，使进入蒸汽发生器的水在5.8MPa压力下汽化，产生的蒸汽送到汽轮机，汽轮机带动发电机组发电，最终把核能转化为电能。
再通过26kv/400kv(香港)或26kv/500kv(广东)变压器变电压送到枢纽变电站进入电网。
由汽轮机排出的蒸汽经过冷凝器后，由给水泵打入给水加热器加热，最后回到蒸汽发生器二次侧再被一次侧冷却剂加热完成一次循环。
1图1－2 压水堆本体结构图2图1－3 压水堆核电站工艺流程图§1.2压水堆核电站控制系统压水堆核电站控制系统如图1－4所示，主要包括：·反应堆冷却剂平均温度(R棒组)控制系统；·反应堆功率(N1、N2、G1、G2棒组)控制系统；·硼酸浓度控制系统(属反应堆辅助系统—化学与容积控制系统)；·稳压器压力和水位控制系统；·蒸汽发生器水位控制系统；·大气蒸汽排放控制系统；·汽机调节(负荷控制)系统；·冷凝器蒸汽排放控制系统；·给水流量控制系统；·汽动泵速度控制系统；·电动泵速度控制系统；·发电机电压控制系统等。
闭锁信号“C”为控制棒组件控制系统提供联锁作用，用于闭锁控制棒组件的自动或手动提升，限制反应堆功率增长，防止出现由于控制棒组件过份提升而引起反应堆保护系统动作。
压水堆核电站的核功率是跟随透平功率而变化的。
这种运行方式通常称为负荷跟踪运行模式(即模式G)，参与电网调峰。
这种模式对于电厂是最灵活的运行模式。
电网需求的变化可以由汽轮机控制系统直接改变蒸汽流量，而反应堆则通过它的控制系统对负荷的变化做出响应。
3图1－4 压水堆核电站控制系统框图4压水堆核电站控制系统的主要功能是：(1) 用于反应堆的启动、停堆、升功率、降功率以及维持反应堆稳态运行功率水平等功率调节；(2) 实现功率分布的控制，使反应堆处于良好的安全性和经济性状态下运行；(3) 抵消过剩反应性、补偿在运行中由于温度变化、中毒和燃耗所引起的反应性变化；(4) 在保证电网要求的运行灵活性的同时，使NSSS(核蒸汽供应系统)能适应一定的运行暂态。
电网频率控制是电力生产的重要指标之一。
电网频率变化的主要原因是由于产生的功率与负荷要求不一致所致。
例如减少某一个电厂发电量，频率就会降低。
中国电网受到的干扰更大，频率变化在几小时之内便可达到±250mHz。
反应堆控制在适应电网要求的同时，其控制系统要求具有良好的调节特性。
(5) 在运行暂态或设备故障之后，保持主要电厂参数在正确的运行范围内，以尽量减少对反应堆保护系统不必要的动作或要求。
发电机与反应堆之间的功率不平衡是以反应堆冷却剂温度及蒸汽压力等过程参数变化表现出来的。
由于缓发中子的作用及反应堆冷却剂温度效应对反应性的快速反作用，反应堆是一个相对比较慢的调节对象，因此，以反应堆冷却剂平均温度作为主调节量是能够满足调节要求的。
对反应堆控制系统的基本要求是：·当负荷低于15%FP时，可用手动控制，高于15%FP时投入自动控制。
·允许负荷最大可有±10%FP阶跃变化，但负荷阶跃变化＋10%FP 时，负荷不得超过100%FP。
·允许负荷以5%FP/nim的速率连续变化；·甩负荷50%～80%FP不引起大气排放阀打开、停堆或蒸汽发生器二次侧安全阀打开；·反应堆紧急停堆、汽机脱扣不引起蒸汽发生器二次侧安全阀打开；·接到紧急停堆信号后，能在约1.5秒的时间内快速落下控制棒。
压水堆核电站控制系统的整定值大部分是由核功率由90%FP阶跃上升到100%FP的响应来决定的。
正常运行时功率调节的超调量应小于3%FP。
冷却剂平均温度的超调量也是一个重要指标，通常要求平均温度超调量不应大于2.5℃。
§1.3反应堆动态方程根据核反应堆物理分析里讨论过的单群中子扩散理论，推导反应堆动态方程。
如果反应堆内各点的中子通量密度随时间的变化特性，与空间位置无关，似乎把反应堆看成没有空间度量的一个“点”，则称为“点堆动力学模型”。
56定义中子一代时间lp 为lp l K eff= (1－1) 式中l 为中子寿命；K eff 为有效增殖因子。
反应性ρ为ρ＝K K eff eff -1(1－2)则具有六组缓发中子核反应堆动态方程为dn dt lp n C dC dt lp n C i i i i i i i =-+=-=∑ρβλβλ16 (1－3)式中n 为中子密度；λi 为第i 组缓发中子先驱核衰变常数(1/ｓ)；C i 为第i 组缓发中子先驱核密度；βi 为第i 组缓发中子份额。
仅为了阐明物理概念，可省略繁琐的推导过程，直接将多组缓发中子核反应堆动态方程近似为等效单组缓发中子动力学方程：()()() ()()()n t lp n t C t C t lp n t C t =-+=-ρβλβλ (1—4)式中C(t)——等效单组缓发中子先驱核密度，核数/cm 3；λ——等效单组缓发中子先驱核的衰变常数。
对方程组(1－4)求解。
当反应性ρ为一个较小的阶跃扰动时，等效单组缓发中子的动态方程的近似解为n(t)≈A e A e t t 1212ωω+ (1—5)图1－5 较小阶跃扰动下等效单组缓发中子动态方程响应曲线式中A1＝ββρ-；A2＝－nρβρ-；ω1＝λρβρ-；ω2＝－βρ-lp。
图1－5为阶跃扰动情况下，等效单组缓发中子的动态方程解的响应曲线。
当反应性ρ为一个很大扰动，其近似解为n(t)≈ne elpt tρβρβρβλρρβ----(1－6)动态方程的解，表明在反应性扰动开始瞬间，中子密度迅速增长决定于瞬发中子，反应堆周期T＝lpρ；很快缓发中子发挥作用，中子通量密度以反应堆稳定周期T＝βρλρ-按指数规律增长。
如果反应性ρ＝β值时，反应堆周期为零，反应堆达到瞬发临界。
此时，反应堆完全依靠瞬发中子维持链式反应，功率急剧上升失去控制，出现所谓“瞬发临界事故”。
这种现象表明在裂变过程中产生的中子，有β份是缓发中子，那么瞬发中子就是(1－β)份。
如果也将K eff看成由两部分组成：一部分是缓发中子增殖系数βK eff，另一部分是瞬发中子增殖系数(1－β)K eff，且把瞬发中子的增殖系数调整到小于1，那么无论如何也就不会由瞬发中子造成瞬发临界。
在这种条件下，反应堆功率的变化就完全由缓发中子决定了。
不难理解，缓发中子份额虽然很小，但它的平均寿命有几十秒，所以有充分时间进行控制。
因此，只要利用这段时间调节缓发中子的数目，使K eff＝1，就实现了反应堆功率水平的控制。
反应堆尤其是动力堆是作为能源使用的，而反应堆的能量来源于核裂变反应。
堆芯核燃料每一次核裂变反应平均释放出200Mev(即3.2×10-11W)的能量来，由此可计算出每秒有3×1010次核裂变反应就可以产生1瓦的功率。
反应堆产生的热功率P n为 P n＝C E f Nσf Φ V (W) (1－7)式中，Φ——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；E f——每次核裂变平均释放的能量，值为200MeV；σf——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。
由上式可以看出，反应堆功率与活性区的中子通量密度Φ或中子密度n＝Φ/υ，(υ为热中子速度)成正比，因而反应堆功率的变化与中子通量密度的变化规律是一致的。
对反应堆中子通量密度的控制也就实现了反应堆功率的控制。
中子通量密度的控制可通过两条途径实现：一是向堆芯投入吸收中子能力较强的用铟、镉和银等材料制成的控制棒，用它来吸收一部分中子，改变裂变反应速度；另一途径是化学控制，即在冷却剂中加入吸收中子能力较强的硼酸溶液，通过调节硼酸浓度来达到改变中子密度的目的。
因为控制棒的动作较快，故可用来对付较快的反应性变化；而改变硼酸浓度的化学控制方法是比较慢的，因此，它用来补偿由于氙毒或燃耗等引起的较慢的反应性变化。
7§1.4压水堆内部效应及自稳自调特性反应堆及动力装置是功率调节系统的控制对象。
掌握控制对象的动态特性对设计调节系统是非常重要的。
反应堆及动力装置方框图如图1－6所示。
图1－6 反应堆及动力装置方框图一、压水堆内部效应1.燃料温度系数温度效应是反应堆温度变化而引起反应性变化的效应，用温度系数度量。
燃料反应性温度效应主要是由238U的共振吸收随温度变化引起的。
燃料温度的上升导致燃料有效吸收截面增大，中子吸收增大，所以，238U的燃料温度系数总是负的。
并且响应时间仅零点几秒。
对压水堆来说，燃料温度系数αf一般具有约－2～－3.4pcm/℃的数量级。
2.慢化剂温度系数慢化剂水的温度升高时，水膨胀，密度减小，慢化能力减弱，使反应性变小，故温度系数是负的。
由于压水堆是载硼运行，温度升高时，硼毒作用将随硼密度减小而下降，使反应性增大，故硼酸的反应性温度系数是正的。
如果硼酸浓度足够大，慢化剂温度系数将变为正的。
而压水堆在功率运行时，要求慢化剂温度系数是负的，该温度效应响应时间较长(约几秒)。
因此，在反应堆温度效应反馈中起决定作用。
慢化剂温度系数αm约为－83～18pcm/℃。
为避免冷却剂平均温度T av的±5℃温度剧烈变化，要求：(1) 在寿期初，满功率有氙情况下，αm约为－20pcm/℃，它产生的反应性变化限制在±100pcm；(2) 在寿期末，满功率有氙情况下，αm＝－50pcm/℃，它产生的反应性变化限制在±250pcm。