压水堆控制概述.docx

《压水堆控制概述.docx》由会员分享，可在线阅读，更多相关《压水堆控制概述.docx（14页珍藏版）》请在优知文库上搜索。

1、压水堆核电站控制概述 1.1 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、：回路系统及其它辅助系统和设任组成,出于压水堆核电站中具有放时性的一回路与不带放射性的二回路系统是相分开的，所以通常又把床水堆核电站分为核岛和常规岛两大部分,如图11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得压水堆结构如图12所示，堆芯由157个燃料组件组成，燃料在*Zr合金制成的包克内，燃料用低浓缩2mU制成,脖状是小10柱体,由氧化油烧结而成。使用普通水作冷却剂和慢化剂,J长力约为155MPa.核反应是通过移动插入在堆内的53个控制帕束组件以及调节慢化剂中

2、的碘酸浓度来控制的.R1.1-1压水堆核电站的姐成压水堆核电站工艺流程如图1一3所示.一回路冷却剂水在三个冷却回路中循环，将堆芯的热染带到三个蒸汽发生器。冷却剂的循环推冷却剂泵（主泵）来完成。一台柩压潺使一回路的压力维持忸定.在蒸汽发生器中,热址是通过蒸汽发生零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26k*400kv（香港城26kW500kv（广东）变压器变电压送到枢女”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零加热,最后回到蒸汽发生器二次例再被一次但冷却剂加热

3、完成一次循环.图1一2J卡水堆本体结构图图1一3压水堆核电站工艺流程图 1.2 压水堆核电站控制系统J卡水堆核电站捽制系统如图14所示,主要包括： 反应堆冷却剂平均甜度（R棒组）控制系统： 反应堆功率（N卜N八GG2悻组）控制系统； 燃酸浓度控制系统（属反应堆辅助系统一化学与容枳控制系统）： 枪J卡零压力和水位捽制系统： 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； 冷凝零蒸汽排放捽制系统： 给水流限控制系统： 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.用锁侑号,C为控制棒组件控制系统提供联候作用，用于闭锁控制棒组件的臼动或手动提升，限制

4、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.出水堆物电站的核功率是孤陋透平功率而变化的.这种运行方式通常称为负荷跟踪运行模式（即模式G）,参与电河诩峰.这种模式对于电厂砧最设活的运行模式.电网需求的变化可以由汽轮机控制系统I1.接改变蒸汽流址,而反应堆则通过它的控制系统对负荷的变化做出响应。图I4压水堆核电站控制系统框图出水堆核电站控制系统的主要功能是：(I)用于反应堆的后动、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卜运行：(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

5、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)能适应定的运行行态.电网领率控制是电力生产的重要指标之一，电珅频率变化的主要原因是田于产生的功本与负荷要求不一致所致.例如减少某一个电厂发电圻，粉率就会降低.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土25OmHz,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多数变化表现出来的.由于媛发中子的作用及反应堆

6、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网节疑是能膨满足网节要求的。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1S%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+1(%FP时，负荷不得超过100%FP, 允许负荷以S%FPnim的速率连续变化； 旭负荷5O%-8O%FP不引起大气排放的打开、停堆或蒸汽发生器二次侧安全的打开： 反应堆紧急停堆、汽机脱拉不引起蒸汽发生器：次恻安全村打开： 接到紧急停堆信号后，能在约1，杪的时间内快速落卜控制棒。JK水堆核电站捽制系统的整定值大

7、部分是由核功率由90%FP阶状上升到KXWiEP的晌应来决定的.正常运行时功率调节的超调顺应小于3%FP,冷却剂平均温度的超调依也是一个正要指标，通常饕求平均温度超调量不应大于2.SC。13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敢理论，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It的一个“点”.则称为“点堆动力学模型”.定义中子一代时间IP为fp=式中I为中子为命:Kc1.r为有效为殖因子.反应性P为(1-1)Q-IP=-2小则具有六批缓发中子核反应堆动态方程为,，Ip,idC_仇“r万一万IC(1-2)(1-

8、3)式中n为中子密度：号为第i组援发中子先驱核衰变常数(1/s)：C为第i组援发中子先驱核密度：Bi为第i组级发中子份颔.仅为了阐明物理概会，可省略繁琐的推导过程，II接将多组缓发中子核反应堆动态方程近似为等效单纲缓发中子动力学方程：h(t)=-t(t)+C(t)Ip.C(I)=j-n(t)-AC(I)式中Qt尸-等效单组线发中子先驱核密度.核数cn:X等效单组线发中子先驱核的衰变常数.对方程组(1-4)求解,当反应性P为一个较小的阶跳扰动时，等效单组缓发中子的动态方程的近似解为n(t)Ae+A1et,i(15)图1-5较小阶跃扰动下等效单组缓发中f动态方程响应向或式中A=*:N=一孚2：1=

9、-3?=-勺图I-5为阶状扰动情-p-pP-Pp况下，等效单级级发中子的动态方程解的响应曲戏,当反应性P为一个很大扰动，其近似解为动态方程的解，表明在反应性扰动开始照间,中子密度迅速增长决定于瞬发中子，反应堆周期T=色；很快殴发中子发挥作用，中子通量密度以反应堆稳定周期T=仁按指P数规律埴长。如果反应性P=B值时，反应堆周期为零，反应堆达到瞬发临界，此时，反应堆完全依靠螭发中子维持链式反应,功率急剧上升失去控制，出现所谓“瞬发临界事故工这种现象表明在裂变过程中产生的中子,有B份是缓发中子.那么照发中子就是U-Ii)份.如果也将K看成由两部分组成：一部分是级发中子增殖系数BK,“另一部分於瞬发中

10、子增柏系数(I-B)K“，且把瞬发中子的增一系数调整到小于1.那么无论如何也就不会由瞬发中子造成瞬发临界。在这种条件卜I反应堆功率的变化就完全由缓发中子决定了.不难理解,援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Kar=I,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，而反应堆的能埴来源于核裂变反应。堆芯核燃料每一次核裂变反应平均择放出2(K)MCV(即3.2XIoUw)的能信来.由此可i1.算出每杪有3X0次核裂变反应就可以产生I瓦的功率.反应堆产生的热功率H,为P.=CE,N,V(W)(1-7)式中

11、，一一堆芯活性区平均中子通盘密度，中子数cns:V一一堆芯活性区体积,cm：C一一单位换算系数：Ef-好次核裂变平均林放的能量，值为200MeVi6-裂变材料的微观裂变裁面，mN一一推芯平均单位体积内核裂变材料的核子数,1(产原子cm由上式可以看出，反应堆功率与活性区的中子通属密僮或中子密度n=u,(D为热中子速度)成正比，因而反应堆功率的变化与中子通此密哎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。中子通盘密度的性制可通过两条途径实现：是向堆芯投入吸收中子能力较强的用烟、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

12、却剂中加入吸收中子能力较覆的碘酸溶液，通过调节碘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UJ用来对付较快的反应性变化：而改变粒酸浓度的化学控制方法是比较慢的.因此,它川来补偿由于取毒或燃耗等引起的较慢的反应性变化.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,常握控制对象的动态特性对设计调节系统是非常垂要的。反应堆及动力装置方框图如图16所示。图1-6反应堆及动力袋置方框图一、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i1.1.燃料反应性温度效应主要是由2MU的共振吸收随温度变化引起的。燃料温度的上

13、升导致燃料有效吸收栽面堵大，中子吸收增大，所以，-U的燃料温度系数总是负的.并且响应时间仅零点几秒.对J卡水堆来说,燃料温度系数般具有约一2一3.4PCm/C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，密度戒小，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，温度开四时，燃曲作用将防硼率度减小而卜降，使反应性增大,故姗酸的反应性温度系数是正的.如果硼酸浓度足师大慢化剂温度系数符变为正的.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(约几秒卜因此，在反应堆温度效应反馈中起决定作用。慢化剂温度系数。n,约为一83一18pcm.为避免冷却

14、剂平均温度T114的5X?温度剧烈变化.要求：(I)在存期初，满功率有情况下，CIm约为一20PCmrC,它产生的反应性变化限制在1OOpcin；(2)在好期末，满功率有fit情况下，Om=-SOIKnVC,它产生的反应性变化限制在土250pcm-3 .慢化剂压力系数在寿期开始时，慢化剂压力系数在强化剂温度部分范眼内是负的，约一6XIOpcmPa,但在功率运行下常是正的，约+4.5X10mPa,由于压水堆允许压力波动范围小.且JK力变化3.32X10,Pa所引起的反应性变化仅相当于慢化剂温度变化0.5C所引起的变化,故可忽略其影啕.4 .慢化剂汽泡系数慢化剂汽泡系数反应了慢化剂汽泡球变化引起的

15、反应性变化。该系数在局部沸艇时，从低功率时的SO1.KIn，%到功率运行时的250PCnv%,并且随燃耗变得更负，由于压水堆不允许沸将.因此,这个系数实际上不起作用.5 .中毒效应在核裂变过程中，生成了能吸收大好热中子的裂变碎片制和彩等。和侈吸收大后然中子而引起反应性的变化,称为中出效应.中毋过程较史杂,在一定频率范圉内又可能引起似振荡.用于振荡频率低,约为0.2-2周/天可手动控制消除.中毒的影响需要在功率变化几小时后才能明显我现出来，对功率调节系统的特性影响不大.二、压水堆自稳自调特性如前所述,影响反应堆动态特性的主要因素是燃料甜度系数和慢化剂逊度系数.出水堆温度系数总是设计成负的.这个内部负反馈作用使反应堆具有自稳R调特性.这个固有稳定性是核电站固有安全性的基础，也有利于堆外部控制系统的设计。所谓自稳性是指反应堆出现内、外扰动时,反应堆能维持原功率水平的特性.例如,当反应堆引入一个正的反应性扰动PtX时，反应堆中子通