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压水堆核电站控制(第三章)

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核电站水化学03第三章

核电站水化学03第三章

辐射剂量只有达到较高数值时, 才对辐射产额有明显影响. 如当辐射剂量达到2×1023电子伏／厘米3·秒时, GH2≈GH2O2≈1.2, 而一般γ射线引起的GH2≈0.45. 在压水堆冷 却剂的辐射剂量水平下, GH2和GH2O2均有明显提高.
温度和压力的影响 温度升高将加快初始辐射产物向水体的扩散, 从而减少了 生成分子产物的机会.
辐射分解反应
▪ 引起辐射分解反应的能源是电离辐射, 包括 ▪高能光子X和γ射线、 ▪高能电子、 ▪带电粒子(质子、α粒子和核裂变碎片) ▪中子.
▪ 这些辐射源的能量很高, 一般为keV-MeV 数量级, 远大于原子和分子的电离能(约525eV)和化学键能(2-10eV), ▪它们作用于冷却剂时, 既能产生激发又能引 起电离. 一个入射粒子可使许多分子电离和 激发。
Br OH Br OH
Br H HBr
pH值的影响 水辐解生成的e-水合、自由基、 OH等产物能与H+和OH-发 生反应：
所以由H+, OH-离子浓度的变化(pH变化)引起的自由基浓 度的改变, 将影响分子辐射产物的产额.
LET和辐射剂量的影响 这两个因素对辐解产额的影响趋势是一致的. 高LET值 (如α粒子)辐射形成的刺迹互相重叠, 径迹附近自由基浓 度很高, 自由基之间相互反应的几率就大, 导致较高的分 子产额和较低的自由基产额; 反之, 对于低LET(如X线和 γ射线), 自由基之间反应的几率就小, 导致较低分子产额 和较高自由基产额.
可归结为两大类, 一类是分解过程, 另一类是分解反应的逆过程—复合反应. 分解过程可表示为
复合反应可表示为 H2 OH H2O H H2O2 H H2O OH
▪ 径迹：粒子在穿越路径上留下的痕迹。约30Å
核电站运行-复习大纲整理版

核电站运行-复习大纲整理版

第一章绪论1. 压水堆核电厂与化石燃料电厂相比的运行特点。

（1）反应堆临界（2）产生大量放射性物质（3）相当可观的堆芯剩余释热（4）核电厂系统、设备复杂（5）使用饱和蒸汽2. 核电厂载硼运行的特点（好处和代价）。

压水堆核电厂通过调节慢化冷却剂中的硼浓度，可以控制长期缓慢的反应性变化。

好处：对反应性的影响比较均匀，不引起功率分布畸变；大大减少了控制棒的数目，简化了堆的结构。

代价：为保证慢化剂温度系数为负，对温度有限制；增加了化容系统复杂性，并产生含硼酸废液。

3.汽轮机快速降负荷的定义及目的。

定义：当汽轮机接到Runback信号时，汽轮机将以200%满功率/min的负荷变化率降负荷，持续降负荷1.5s (降负荷5%满功率)，等待28.5s后，如果该信号仍存在，则再次快速降负荷5%满功率，直至信号消失。

目的：利用功率控制系统的机制，通过自动降负荷，降低反应堆功率，缓解一、二回路间的矛盾，减少停堆次数，提高核电厂运行的经济性。

4. 核电厂运行工况的分类。

正常运行和运行瞬态；中等频度事件；稀有事故；极限事故5. 核安全文化的概念。

安全文化是存在于单位和个人的种种特性和态度的总和，它建立一种超出一切之上的观念，即核电厂的安全问题由于它的重要性要保证得到应有的重视。

6. 核电厂运行规程的构成。

正常运行规程；故障运行规程；事故规程；行政性控制规程7. 9种运行标准工况（P-T大刀图）和6种运行模式（MODE)。

9种运行标准工况：换料冷停堆；维修冷停堆；正常冷停堆；单液相中间停堆；双相中间停堆；正常中间停堆；热停堆；热备用；功率运行6种运行模式：功率运行，启动，热备用，热停堆，冷停堆，换料第二章核电厂技术规格书1. 术语及定义：动作：是技术规格书的每条规范中在指定条件下所需采取的行动停堆深度：假定最大价值的单束控制棒全部卡在堆外，而其他棒组（包括控制棒组和停堆棒组）全部插入堆内，由此使反应堆处于次临界或从现时状态达到次临界瞬时的反应性总量轴向通量偏差：两部分堆外中子探测器上半部与下半部归一化通量信号的差值(电流信号差△I ) ，可表示为AFD。

(完整版)第三章压水堆核电站

(完整版)第三章压水堆核电站


2020/8/18
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一、厂址选择
（3）水源和水文条件：一般要求百年一遇最 小流量也能满足电厂正常远行的要求。冷却
核岛：通常将一回路及核岛辅助系统、专设安全设 施和厂房称为核岛。压水堆核电站核岛中的四大部 件是蒸汽发生器、稳压器、主泵和堆芯。
常规岛：二回路及其辅助系统和厂房称之。
沸水堆核电厂原理图
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2
（1）一回路系统
压水堆核电厂反应堆冷却剂系统一般有二至四条并联 在反应堆压力容器上的封闭环路(见图)。
具体允许徘放量，需根据放射性物质的毒性、厂址的环境稀释 能力、居民点离电厂的距离和居民的饮食习惯来决定。
设计上要求核电厂在极限事故工况下的放射性物质释放量不应 达到对居民健康和安全造成超过我国国家核安全局关十核电厂 厂址选择所规定的严重危害后果的程度。
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一、厂址选择
2．厂址的自然条件和技术要求
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大亚湾核电厂的开式循环水系统
形式:为开式单元制系统。每台机组有2台容量为50％ 的循环水泵。它们对应于2条独立的系列A和B的循环 水回路。经循环水泵升压后，每个系列分成3条支路进 入3台凝汽器。图
每台凝汽器水室被分割为两个独立水室，每台水泵与3 台凝汽器的一半连接形成独立的回路。循环水离开凝 汽器后经6个循环水支管分别汇入A、B系列的排水渠， 每条排水渠有一个独立的虹吸井、，循环水经虹吸井 流入明渠归大海。
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一、厂址选择
1．核电厂放射性特性
反应堆燃料棒运行时的破损率、反应堆冷却剂系统的泄漏率和 放射性废物处理系统的净化能力等决定了电厂在正常运行时放 射性的排放量。
如果放射性废气排故量很大，电厂就不宜建在城镇居 民中心附近；如果废水放射性排故量很大，电厂废水 就不能直接向江河湖海中排放。
核电站化学第3章

核电站化学第3章

辐射剂量只有达到较高数值时, 才对辐射产额有明显影响. 如当辐射剂量达到2×1023电子伏／厘米3·秒时, GH2≈GH2O2≈1.2, 而一般γ射线引起的GH2≈0.45. 在压水堆冷 却剂的辐射剂量水平下, GH2和GH2O2均有明显提高.
温度和压力的影响 温度升高将加快初始辐射产物向水体的扩散, 从而减少了 生成分子产物的机会.
由水中重结晶出来的晶体呈透明鳞片状密度为l46溶点184活化几率很低天然硼同位素中反应的中子吸收截面为3837反应生成物为稳定li其余为802中子吸收截面仅为55103有较高的溶解度硼以水合物价格低廉硼酸久已在工业上大规模生产价格也不贵硼酸的使用硼酸在反应性控制中的弱点硼酸对反应性的控制是通过向回路注入硼酸或纯水故对反应性的调节速度较慢105补偿裂变产物钐和氙积累引起的反应性降低等如补偿多普勒效应空泡效应快速功率调节快速停堆等硼酸在反应性控制中的速度较慢化控引进正反应性温度系数非化控压水堆的反应性温度效应是负的即温度升高会自发地引起反应性下降从而控制温度的进一步提高压水堆的负反应性温度系数是多普勒效应和冷却剂温度效应的结果燃料元件温度升高时导致反应性下降温度升高引起水的密度减少欲使反应堆最终具有负反应性温度系数小于多普勒效应和慢化剂温度效应所具有的负温度系数之和硼的燃耗天然硼中如果以堆芯水容积为50m冷却剂平均硼浓度为500mgkg则一个压水堆每年需要消耗5kg10相当于150公斤硼酸由于调节安全和换料等的需要故其燃耗量每年仅占贮备量的lihe硼酸浓度调节冷却剂硼酸浓度的调节系由化学容积控制系统完成可将硼酸注入主回路含硼冷却剂的净化和废物处理净化系统中的oh型阴离子交换树脂在运行过程中会将硼酸根吸附硼酸型的离子交换树脂交换能力也很强压水堆设有硼回收系统实际排水量另外增加并不多34ph碱性水质对腐蚀的抑制作用冷却剂ph值稍偏碱性对提高结构材料的耐腐蚀性是有利的特别是不锈钢和镍基合金还可减少金属表面腐蚀产物向冷却剂的释放量碱性水质对结构材料的稳定作用主要是由于不锈钢或镍基合金表面会生成具有保护作用的尖晶石型氧化膜提高冷却剂ph值可促使这层膜更加迅速地形成金属表面对oh离子浓度越高ph值高达一定数值时ph值对腐蚀产物运动的控制作用ph值不仅对结构材料的腐蚀率有影响而且对腐蚀产物的移动也有一定的影响可减少或防止回路中腐蚀产物向堆芯转移不仅可大大降低停堆后一回路的辐射水平且能减少腐蚀产物在燃料元件表面的沉积77具有最高的溶表明酸性或弱碱性溶液中蒸汽发生器换热管壁ph值越高腐蚀产物将从系统较热表面上溶解并转移到较冷表面上沉积下来而且能够减少腐蚀产物向堆芯的转移以及腐蚀产物的活化否则会危及锆合金即对锆合金的腐蚀有不利影响过高的碱性还会引起不锈钢或镍基合金苛性腐蚀非挥发性强碱易在堆芯构件缝隙处浓集通常是指lioh浓度一般不宜超过
压水堆核电站基础：第三章 热工水力学基础知识

压水堆核电站基础：第三章 热工水力学基础知识


系统与设备（3）
3
235U每次裂变释放的能量(单位：MeV）
能量来源 裂变碎片动能 裂变中子动能 瞬发γ射线
能量 射程 168（84） 极短 5（2.5） 中 7（3.5） 长
裂变产物的β射线 7（3.5） 短
裂变产物的γ射线
6（3） 长
非裂变反应（n，γ） 7（3.5） 放出的β、γ射线
总计 系统与设备（3）
包壳间隙处放热系数。
为了获得最大的允许线功率密度和最小的堆芯尺寸，
系统与设备（必3） 须使λf 、 λc 、α和αG达到最大值。
13
热辐射
一个表面积S的物体在单位时间内辐射的热量是：
E = εσ 0ST 4
S为物体的辐射表面积，m2；σ0 为黑体辐射常 数，ε 为物体的黑度，T为表面的绝对温度，K
为了提高整个电厂的循环效率，需要提高二回路蒸 汽的温度和压力，从而必须提高一回路冷却剂的温 度，因而必须提高一回路压力。大亚湾核电站的一 回路冷却剂压力为15.5MPa。波动范围为0.2MPa。
系统与设备（3）
7
燃料元件内的传热与冷却
燃料元件内部的热量传给包壳外边的冷却剂 流体是一个复杂的传热过程，包括：
系统与设备（3）
10
从包壳表面到冷却剂的放热过程
从燃料元件包壳表面到冷却剂的放热过程可以用 牛顿冷却定律描述 q = α (Ts − Tf )(千焦 / 米2 ⋅小时)
q表示单位时间单位传热表面积上的传热量 （千焦/米2 •小时），称为热负荷；
Ts为包壳壁面温度，Tf为冷却剂主体温度； α为对流传热系数。 对流传热系数与流体性质、平均速度、流动状态 和是否沸腾等因素有关，一般由实验确定。
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核反应堆压水堆控制绪论课件

核反应堆压水堆控制绪论课件


06 相关案例分析
案例一：切尔诺贝利核事故分析
事故原因
反应堆设计缺陷、操作失误、安全系统失效等。
事故影响
辐射污染严重，导致数十万人受到不同程度的影 响，包括健康问题、生态灾难等。
事故教训
加强核安全监管，提高反应堆设计和操作水平， 重视应急预案的制定和实施。
案例二：福岛核事故分析
事故原因
地震和海啸导致核反应堆冷却系统失效，进而引发燃料棒熔毁和 放射性物质泄漏。
控制系统
由传感器、控制器、执行器、 被控对象及一些辅助设备组成 。
控制器
根据传感器检测到的参数变化 ，按照一定的控制策略进行计 算，输出控制信号。
被控对象
需要被控制的设备或过程，如 核反应堆、蒸汽发生器等。
控制棒控制系统
控制棒
由吸收中子的材料制成，通过 插入或抽出控制棒来控制反应
堆的功率。
控制棒驱动机构
事故影响
大量放射性物质泄漏，对环境和人类健康造成严重影响，长期影 响仍存在。
事故教训
加强核设施的地震和自然灾害风险评估，提高应急响应能力，加 强核安全文化培育。
案例三：美国尤卡山核废料处理项目介绍
项目背景
美国尤卡山核废料处理项目是全球最大的核废料处理项目之一，旨 在处理数以万吨计的高放射性核废料。
冷却剂流量控制器
根据冷却剂温度控制器的输出信号， 调节冷却剂的流量，以实现冷却剂温 度的精确控制。
加热器
用于加热冷却剂，以补偿反应堆运行 过程中产生的热量损失。
冷却剂泵
用于驱动冷却剂循环流动，将反应堆 产生的热量传递给蒸汽发生器等设备 。
03 核反应堆控制原 理
中子平衡控制
中子产生
01
压水堆核电站轴向功率控制原理与方法

压水堆核电站轴向功率控制原理与方法

0引言70%,,,。

,,,。

1压水堆轴向功率分布概念的引出,,,AO(%)ΔI(%),ΔI,,。

AO,P h(% FP)P b(%FP):AO= (P h-P b)/(P h+P b),,,AO,ΔI,:ΔI= (P h-P b)/P n,P n。

AOΔI,,。

,ΔI ref,ΔI ref。

ΔIΔI ref±5%FP,。

2影响反应堆轴向功率分布的因素2.1控制棒的影响,,ΔI,,ΔI,ΔI。

2.2慢化剂温度的影响,,,。

,,,。

,,,。

2.3燃耗的影响,,,。

,,;,,,;,,,,[1]。

３反应堆轴向功率偏差控制方法的探讨3.1通过控制棒控制轴向功率偏差M310,压水堆核电站轴向功率控制原理与方法常晓露(中核核电运行管理有限公司,浙江海盐314300)【摘要】文章介绍了压水堆轴向功率分布的概念,分析了几种主要的影响因素,探讨了几种主要的轴向功率偏差控制方式,最后通过实际的运行经验提出了轴向功率偏差控制经常会遇到的难点以及解决对策。

【关键词】压水堆;轴向功率分布;轴向功率偏差;ΔI控制中图分类号:TL35文献标识码:A DOI:10.19694/ki.issn2095-2457.2021.07.3188Science&Technology Vision 科技视界(G)(R)ΔI。

G,G1、G2、N1、N2,ΔI。

R。

,ΔIΔIref,G RΔI;,ΔIΔIref,G RΔI。

GΔI,G,G2412,GΔI。

G G,,G,,G,,,ΔI。

RΔI,R,ΔI。

R、。

R,R、,R。

3.2通过升降功率控制轴向功率偏差, ,,ΔI。

４反应堆轴向功率偏差控制的难点及改进4.1寿期末ΔI控制的难点与优化策略,ΔI,,ΔI,,,ΔI。

,G ,G,ΔI。

,R,ΔI,。

ΔI,R,,ΔI。

4.2通过G棒调节ΔI时需注意的问题及改进措施GΔI,,,GΔI。

,ΔI,ΔI。

GΔI。

,LOCA,GGΔI,G。

4.3控制棒调节时机对ΔI控制的影响及选择ΔI,。

核反应堆压水堆控制绪论课件PPT

核反应堆压水堆控制绪论课件PPT


核反应
在一定条件下，一个原子核与另 一个原子核发生相互作用，导致 原子核发生变化的过程。
链式反应
在核反应过程中，一个中子在裂 变过程中释放出多个中子，这些 中子又继续引发其他原子核裂变 ，形成持续的裂变链。
压水堆的工作原理
压水堆
利用高压水作为冷却剂和慢化剂的反 应堆。
工作原理
在压水堆中，燃料棒在高温高压下发 生裂变反应，释放出能量，同时产生 中子。中子与下一个燃料棒发生链式 反应，维持反应堆的持续运行。
核反应堆压水堆控制绪论 课件
• 引言 • 核反应堆基本原理 • 压水堆结构与系统 • 核反应堆控制 • 核反应堆安全与监管 • 未来核能发展与挑战
01
引言
核能简介
01
02
03
核能
核能是通过核反应从原子 核释放的能量，具有清洁、 高效、可再生的特点。
核能应用
核能主要用于发电、推进、 研究等领域，具有广泛的 应用前景。
反应堆的启动与停堆
启动
在反应堆启动时，需要引入中子源，使链式反应开始进行。
停堆
当反应堆需要停止运行时，可以引入控制棒或化学抑制剂， 吸收中子，使链式反应停止。
03
压水堆结构与系统
反应堆压力壳
总结词
反应堆压力壳是压水堆的核心部分，它包含了核反应堆的活性区域和控制组件。
详细描述
反应堆压力壳是一个厚重的钢制容器，内部装有核燃料组件和控制组件。它承 受着高温高压的反应堆冷却剂，并保持其密封性，以防止放射性物质泄漏。
控制系统的组成与功能
控制系统组成
核反应堆控制系统由传感器、控制器 和执行机构等组成，用于监测和控制 反应堆的运行状态。
控制系统功能
控制系统的功能包括调节反应堆功率、 控制反应性、稳定反应堆运行等，以 确保核反应堆安全、经济和高效地运 行。
压水堆核电站反应堆控制系统培训教材

压水堆核电站反应堆控制系统培训教材

培训教材压水堆核电站反应堆控制系统编写：校对：审核：中国核动力研究设计院前言目前压水型反应堆已成功运用于商用核电站和军用核动力装置。

压水型反应堆控制系统由反应堆冷却剂平均温度控制系统、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和蒸汽排放控制系统组成。

本文是在总结秦山二期反应堆控制系统设计经验的基础上编写而成，主要内容包括反应堆控制系统的功能及其组成、各控制系统的功能、控制通道说明及其相关的报警和逻辑动作等内容。

由于编者时间仓促，书中难免有不妥之处，欢迎提出宝贵意见，谢谢。

目录第一章概述 (5)第二章反应堆冷却剂平均温度控制系统 (6)2.1反应堆冷却剂平均温度控制的功能 (6)2.2用于反应堆冷却剂平均温度控制的测量值 (6)2.2.1 反应堆冷却剂温度测量 (7)2.2.2 中子通量测量 (7)2.2.3 汽机负荷测量 (7)2.2.4 反应堆功率定值 (8)2.3控制系统说明 (8)2.3.1 控制系统结构 (8)2.3.2 稳态运行程序 (10)2.4棒控系统逻辑动作 (11)2.4.1 C1、C2、C3、C4、C11、C20、C21和C22联锁信号 (11)2.4.2 核蒸汽供给系统要求的汽机降负荷 (12)2.4.3 允许信号P4、P7、P8、P10、P12、P13和P16 (12)2.4.4 控制棒棒位监督及其他 (14)第三章稳压器压力控制系统 (15)3.1稳压器压力控制系统的功能 (15)3.2稳压器压力的测量 (15)3.3用于稳压器压力控制的执行机构 (15)3.3.1 电加热器 (16)3.3.2 喷雾系统 (16)3.3.3 稳压器安全阀组件 (18)3.4控制通道的说明 (18)3.4.1 压力定值 (18)3.4.2 调节器结构 (18)3.4.3 第3组和第4组电加热器的控制 (19)3.4.4 第1组、第2组、第5组和第6组各组电加热器的控制 (19)3.4.5 喷雾阀极化控制 (19)3.4.6 喷雾阀RCP001和002VP的控制 (20)3.5报警和逻辑动作 (20)3.5.1 调节器驱动的报警 (21)3.5.2 其它逻辑动作 (21)第四章稳压器水位控制系统 (22)4.1稳压器水位控制系统的功能 (22)4.2用于稳压器水位控制的测量 (23)4.2.1 水位 (23)4.2.2 反应堆冷却剂温度 (23)4.2.3 上充和下泄流量 (23)4.2.4 调节稳压器水位的执行机构 (23)4.3稳压器水位控制的说明 (23)4.3.1 控制系统的结构 (23)4.3.2 水位整定值 (25)4.3.3 限值 (25)4.4逻辑动作和报警 (25)4.4.1 逻辑动作 (25)4.4.2 报警 (26)第五章蒸汽发生器水位控制系统 (27)5.1蒸汽发生器水位控制的功能 (27)5.2一般原理 (27)5.3用于蒸汽发生器水位控制的测量 (27)5.3.1 水位 (27)5.3.2 蒸汽流量 (28)5.3.3 给水流量 (28)5.3.4 汽机负荷 (28)5.3.5 蒸汽总量 (28)5.3.6 给水温度 (29)5.4调节阀 (29)5.5控制通道简述 (29)5.5.1 概述 (29)5.5.2 水位调节器 (30)5.5.3 高负荷下的给水流量控制 (30)5.5.4 低负荷下的给水流量控制 (31)5.5.5 “跟踪”系统 (32)5.6与反应堆紧急停堆有关的逻辑 (33)5.7与蒸汽发生器水位控制有关的逻辑动作 (34)5.7.1 程序水位和测量水位的偏差 (34)5.7.2 SG水位高高 (34)5.7.3 SG水位低 (34)5.7.4 SG水位低低 (34)5.7.5 ATWT(预计瞬态不停堆)信号 (35)第六章蒸汽排放控制系统 (36)6.1蒸汽排放系统功能 (36)6.1.1蒸汽向冷凝器排放: (36)6.1.2蒸汽向大气排放系统(GCT-A) (37)6.2测量参数 (37)6.2.1反应堆冷却剂平均温度 (37)6.2.2 蒸汽母管压力 (37)6.2.3 蒸汽发生器压力 (37)6.2.4 汽机入口压力 (37)6.3执行机构 (38)6.3.1蒸汽冷凝器排放阀 (38)6.3.2 大气释放阀 (39)6.4控制通道的说明 (39)6.4.1蒸汽向冷凝器排放 (39)6.4.2 蒸汽向大气排放的压力控制 (42)6.5与蒸汽向冷凝器排放有关的逻辑回路 (42)6.5.1 与蒸汽向冷凝器排放相关逻辑的功能 (42)6.5.2 C9联锁 (42)6.5.3 P12允许信号 (43)6.5.4 C7联锁 (43)6.5.5 P4联锁 (43)6.5.6 “电网故障”处理 (43)6.5.7 ATWT(不停堆的预期瞬态)联锁 (44)6.5.8 温度控制模式下的阀门开启 (44)6.5.9 压力控制模式下的阀门开启 (44)第一章概述一．反应堆控制系统的功能反应堆控制系统的主要功能如下：1．在稳态运行时，维持主要运行参数尽可能接近核电厂设计所要求达到的最优值，使核电厂的输出功率维持在所要求的范围内。

核电站仪表岗前培训_第一章至第三章

核电站仪表岗前培训_第一章至第三章

压水堆中引起反应性变化的主要是 燃料、慢化剂和毒物。 1）燃料温度系数
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。
238U的燃料温度系数总是负的。
2）慢化剂温度系数 慢化剂水的温度升高，水膨胀，密度减小，
慢化能力减弱，反应性变小；而硼毒作用将随 硼密度减小而下降，使反应性增大。
压水堆在功率运行时，要求慢化剂温度系 数是负的。
当一次冷却剂流量保持不变时，二回路 的输出功率P2
P2 K (Tavg Ts )
这种运行方式的优点 适应反应堆的自调特性，稳定性好。另外，
由于Tavg恒定，冷却剂容积变化小，稳压器的 尺寸相对可以小。 缺点
要保持Tavg恒定不变，随着P2增加，Ts就 要下降，因此Ps（蒸汽发生器压力）也要下降。 蒸汽发生器出口温度Ts下降会使汽输机效率降 低， Ps不能低于设计要求的最低值。
1.5 压水堆核电厂稳态运行方案
所谓核电厂稳态运行方案是指反应 堆及动力装置在稳态运行条件下，以负 荷功率或反应堆功率为核心，各运行参 数，如，温度、压力和流量等应遵循的 一种相互关系的特性。
核电厂的输出功率PH与蒸汽发生器 一次侧和二次侧的温度差有如下联系：
PH (UA) s (Tavg Ts )
1.3.3 反应性控制的功能要求及措施
1. 反应性控制的目的 反应性控制，就是采取各种有效的控制方
式，在确保安全的前提下，控制反应堆的剩 余反应性。 (1) 满足反应堆长期运行的需要 ; (2) 使反应堆在整个堆芯寿期内，保持平坦的功 率分布，使功率峰因子尽可能的小 ; (3) 适应外界负荷的变化; (4) 反应堆出现事故 ,能通过保护系统迅速落棒停 堆，并保持一定的停堆浓度 。
1）监测反应堆的中子通量水平及其变化率； 2）监测堆内中子通量分布及温度场分布； 3）监测核电厂的区域辐射剂量和工艺过程辐射剂量； 4）监测核电厂的工艺过程参数； 5）检测设备的状态、位置、运动速度； 6）监测燃料元件包壳的破损； 7）监测冷却剂的纯度； 8 ) 监测反应堆及设备事故的状态； 9）设备潜在故障的诊断及报警； 10）供电的监测与报警； 11）火灾的监测与报警； 12）异常、故障或事故的声光报警； 13）系统间的信息传输； 14）计算机的信息处理及存储； 15）环境监测。
CH-04-RCV[8-9](85)4h

CH-04-RCV[8-9](85)4h


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10
（二）化学控制
1、冷却剂水化学变化原因
◎ 燃料包壳破损，使裂变产物进入冷却剂； ◎ 水中含杂质、氧、低PH值等使金属产生化学 和电化学腐蚀，腐蚀产物进入冷却剂 ，经 中子辐照被活化，形ቤተ መጻሕፍቲ ባይዱ活化产物。
2、化学控制的目的
清除冷却剂中的悬浮杂质，维持冷却剂的水质 及放射性指标在规定范围内，将一回路所有 部件的腐蚀控制在最低限度。
32
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b.RCV系统的主要设备（2） 下泄控制阀-RCV013VP
稳压器有汽腔时，用于调节孔板下游的压 力； 稳压器为水实体时，用于控制一回路系统 的压力；
最大流量27.3m3/h，最大流量下压差 1.87MPa，最大压差4.3MPa。
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除盐器前过滤器-RCV001FI
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19
三、系统的安全功能
（1）在RCP产生小破口（当量直径 D＜9.5 mm） 的情况下，化容系统能够维持其水装量。 （2）化容系统在反应堆停堆，或在弹棒、卡棒 事故的反应堆处于热态次临界状态下的维修阶 段，它都起反应性控制作用。化容系统与反应 堆硼和水补给系统共同保证这种功能。 （3）在安全注入的情况下，化容系统上充泵作 为高压安注泵运行，将7000μg／g的硼水注入 一回路的冷端或冷、热双端。此时，安注运行 方式自动取代所有其他运行方式。
当下泄流水温超过 57℃时，三通阀 RCV017VP可以控制下泄流经旁路管线直泄 容控箱，而不流经净化系统； 由于系统处于低压所以必须将下泄流的压力 从15.5 MPa降至0.2～0.5 MPa。 为避免汽化，降压只能在冷却之后进行。如 同降温冷却分两次进行一样，降压也分两 级进行。即在每个冷却阶段之后进行一次 降压。

核电站原理 第三章 反应堆冷却剂系统和设备 泵 蒸发器 稳压器

管面积占一回路承压边界面积的80％ 左右，传热管壁一般为1mm一1．2mm。因而，传热 管是整个一回路压力边界中最薄弱的部分。运行经验也 表明，传热管是蒸汽发生器内的事故多发区域。
二、分类：
3-4 蒸汽发生器
3-4 蒸汽发生器
1、立式自然循环U形管蒸汽发生器的结构的工作流
一 号 轴 封 组 件
1号轴封构成密封系统中最重要的元件，它基本上是一种 全液膜密封。它由两个不锈钢覆盖氧化铝的环构成，下边 为动环，与轴联结在一起，随泵轴旋转：上边是静环，与 定子联结在一起不转动，但可以上下移动。两个环的端面 不接触，构成曲面型液膜密封件。 在正常运行时，在两环之间形成液膜，液膜是由密封两端 的压降产生的。动环和静环的两个端面在液膜两侧相对滑 动，不会产生磨损。泄漏是由外侧流向内侧，密封件处于 自动平衡状态，保持间隙为0.1mm左右。两端的压差为 15.5 Mpa.a，背压约为0.31 Mpa.a，通过密封水流量为680 l/h，入口温度为26.9～73.9℃ 。其泄漏量大部分返回RCV 系统。 为保证1号轴封的正常工作，在启动主泵时必须由RCV系 统供给轴封水，而且要求反应堆冷却剂系统压力不得低于 2.40Mpa.a，1号轴封上的差压足够（⊿P）1.9MPa），保 证抬起动环，使静环与动环之间的间隙进入可调节状态
轴 封 组 件
轴封系统保证主泵轴向的密封。该系统由三级串联 的轴封组成，通过连续的三级泄漏，将系统压力过 渡到大气压。 由RCV系统来的高压冷却水注入到泵径向轴承和一 号轴封之间，其作用是： 1）保证主泵轴承的润滑。 2）通过三个串联的轴封，保证一回路水不向外泄 漏。 3）在RRI系统暂时断水时，保证主泵轴承和轴封的 短时应急冷却。 由RCV系统供给的轴封水压力为15.8Mpa.a ，略高 于一回路压力，流量约1.82m3/h，其中通过轴封约 0.68 m3/h，其余流入一回路

900MW压水堆核电站系统和设备运行教程


电动主给水泵 系统（APA）
--保持SG水位的必要性 --SG的给水 --SG的排污7—46.7T/H
一回路水入口
排污
一回路水出口
蒸 汽 发 生 器 主 要 参 数
参数
资料仅供数参考 值
一次侧: 设计压力
17.2 MPa(abs)
设计温度
343 ℃
运行压力
15.5 MPa(abs)
反应堆冷却剂温度（最佳估算）
冷却剂在堆芯的流动 资料仅供参考
--总流量 48580m3/h ； --总流量的6.5% 的旁通流量； --堆芯的压头损 失1.5bar，压力 容器的压头损失 3bar；
压 力 容 器 泄 漏 的 探 测
--瞬态允许〈20L/H；
资料仅供参考
--探测泄漏的两种方法，
温度计和水位计。
内密封环
外密封环
虑
每一台饱和式蒸汽发生器按照满负荷运行时传
递二分之一的反应堆热功率设计。
自
然
循
环
给水
原
理 冷水柱
图
资料仅供参考
二回路蒸汽 集水箱
水-汽混合物
一回路水 热源 热水柱
资料仅供参考
设 备 描 述
SG 水 位 调 节
资料仅供参考
蒸汽出口
水位 调节
水位 测量
给 水 流 量 蒸汽流量信
信号
号
给水
给水流量控制 系统（ARE）
资料仅供参考
设备描述
资料仅供参考
压 力 容 器
压水堆纵剖面
资料仅供参考
--1个排气孔640VP --30支热电偶 --33束控制棒 --56根紧固螺栓 --121组燃料组件 --38个堆内核测通道

核反应堆-核电-核技术-核工程-3.1 压水堆核电厂一回路主系统1


•放射性屏障
RCP系统压力边界作为裂变产物放射性的第二道 屏障，在燃料元件包壳破损泄露时，可防止放射性物 质外外逸。
3
3.1.2 系统描述 系统组成
冷却系统
压力调节系统
超压保护系统
提高冷却剂质量流量可 一回路冷却剂的温度升高或降低， 当压力超过限制值，卸压管线
以减少堆出入口的温差。 造成一回路冷却剂体积膨胀或收缩。 上的安全阀开启，向卸压箱排放蒸
提高压力，提高承压要求，材料和加工制造 难度加大，从而影响电厂的经济性。
• 燃料包壳温度限制，抗高温腐蚀性能 • 传热温差的要求，冷却剂温度至少要
比包壳温度低10-15oC，保证热交换
• 冷却剂过冷度的要求，应有20oC左右
的过冷度。
3.入口温度
• 出口温度确定，对于额定热功率 的反应堆，入口温度与流量为单 值关系。
蒸汽压力。
值不同的安全阀。
4
冷却系统
冷却剂载热方程:
Pt qmCp (tout tin )
燃料表面的放热过程:
PU A h (t f tc )
h～ qm0.8
Pt: 堆芯热功率 qm：冷却剂流量 Cp: 冷却剂定压热熔 tout,tin：堆芯出入口温差
Pu: 堆内燃料棒的总功率 A: 燃料元件总表面积 tf : 燃料元件表面温度 tc : 冷却剂温度 h : 冷却剂与燃料元件表面的
• 入口温度越高，冷却剂平均温度 越高
• 入口温度高，冷却剂的温升小， 所需质量流量大，增加泵的唧送 功率，降低了电厂的净效率。
4.冷却剂流量
qm

c p (tout tin ) pt
• 进出口温升30-40oC
• 核电厂变工况时，平均温度变

核反应堆课后题

核反应堆课后题第一章思考题1.压水堆为什么要在高压下运行？2.水在压水堆中起什么作用？3.压水堆与沸水堆的主要区别是什么？4.压水堆主冷却剂系统都包括哪些设备？5.一体化压水堆与分散式的压水堆相比有哪些优缺点？6.重水堆使用的核燃料富集度为什么可以比压水堆的低？7.在同样的堆功率情况下，重水堆的堆芯为什么比压水堆的大？8.气冷堆与压水堆相比有什么优缺点？9.石墨气冷堆中的百墨是起什么作用的？10.快中子堆与热中子堆相比有哪些优缺点？11.快中子堆在核能源利用方面有什么作用？12.回路式制冷堆与池式饷冷堆的主要区别是什么？13.在使用铀作为反应堆冷却剂时应注意些什么问题？14.快中子堆内使用的燃料富集度为什么要比热中子反应堆的高？第二章思考题1.简述热中子反应堆内中子的循环过程。

2.为什么热中子反应堆中通常选用轻水作慢化齐IJ?3.解释扩散长度、中子年龄的物理意义。

4.述反射层对反应堆的影响。

5.简述反应性负温度系数对反应堆运行安全的作用。

6.解释“腆坑”形成的过程。

7.什么是反应堆的燃耗深度和堆芯寿期？8.大型压水堆通常采取哪些方法控制反应性？9.简述缓发中子对反应堆的作用。

10.简述反应性小阶跃变化时反应堆内中子密度的响应。

第三章思考题1.能用于压水反应堆的易裂变同位素有哪些，它们分别是怎样生成的？2.为什么在压水堆内不直接用金属铀而要用陶瓷U02作燃料？3.简述U02的熔点和热导率随温度、辐照程度的变化情况。

4.简述U02芯块中裂变气体的产生及释放情况。

5.燃料元件的包壳有什么作用？6.对燃料包壳材料有哪些基本要求？目前常用什么材料？7.为什么错合金用作包壳时，其使用温度要限制在350℃以下？8.何谓错合金的氢脆效应，引起氢脆效应的氢来源何处？9.错合金包壳的氢脆效应有何危害，应如何减轻这种不利影响？10.什么是U02燃料芯块的肿胀现象，应采取什么防范措施？11.控制棒直径较细有什么好处？12.定位格架采用什么材料制戚，为什么？13.定位格架有何功用？14.对用作控制棒的材料有什么基本要求？15.通常用作控制棒的元素和材料有哪些？16.简单说明Ag-In-Cd控制材料的核特性。

压水堆控制概述资料

1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，最后回到蒸汽发图1－2 压水堆本体结构图23图1－3§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 ·反应堆冷却剂平均温度(R 棒组) ·反应堆功率(N 1、N 2、G 1、G 2 棒组)·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)·汽机调节(负荷控制) ·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；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压水堆核电站的核功率是跟随透平功率而变化的。

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第三章 控制系统 华北电力大学核科学与工程学院 自动控制的意义 1. 保证设备的正常运行； 2. 改进产品质量，提高生产效率，降低成本； 3. 在不适宜人类长时间工作的环境，或者不能接近的特 殊环境里，采用自动控制系统可以改善了工人的劳动条 件和保证操作人员的安全； 4. 完成许多人工、手动操作几乎难以达到的一些复杂而 频繁的操作过程，减轻人的劳动强度。
第三章 控制系统 华北电力大学核科学与工程学院
自动控制系统的分类
控制作用与时间的关系分类 1. 连续控制系统(continuous control system)：系统中传 递的信号都是时间的连续函数，则称为连续系统。 2. 离散控制系统(discrete control system)：系统中至少有 一处，传递的信号是时间的离散信号(discrete signal)（脉 冲或数字形式, impulse / digital signal ），则称为离散系 统，或采样系统(sampling system)。
华北电力大学核科学与工程学院 特点：信号双向传递，既有正向控制作用，又有反馈作用， 系统输出量对控制量有直接影响。有较高精度，但是控制 速度较慢（跟系统的特性有关） 在闭环控制系统中, 对系统输出量不断地进行测量并反馈 到系统的输入端与输入量进行比较,产生偏差信号, 按偏差 实现控制。 不论何种原因引起的测量量偏离其给定值而 发生偏差时，就一定有相应的控制作用产生，使偏差得以 消除。 闭环控制又称为反馈控制。反馈控制系统具有抑制内部和 外部各种扰动对系统输出影响的能力。 如：压水堆中R棒控制系统，稳压器的压力和水位控制系 统、蒸汽发生器水位控制系统。
第三章 控制系统 华北电力大学核科学与工程学院
自动控制系统的分类
给定值变化规律 1. 恒值控制系统(constant control system)：给定值为恒 值的系统称为恒值控制系统，或镇定系统。系统的任务是 尽量排除干扰的影响，以一定的准确度使系统输出量与给 定值一致。 2. 随动控制系统(follow-up control system)：给定值为事 先未知的时间函数的系统称为随动系统，或跟踪系统。系 统输入量总在变化，要求系统的输出量能够以一定的准确 度跟随输入量变化。雷达天线控制系统就是典型的伺服控 制系统。 3. 程序控制系统(Program control system)：给定值为事 先给定的时间函数的系统称为程序控制系统。
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dh RC h Rqi dt dh L RC h L Rqi dt RCsH s H s RQi s H s R G s Qi s RCs 1
1 st A L A Ae dt A e 0 0 s s R A RC 1 H s RA RCs 1 s s RCs 1
华北电力大学核科学与工程学院 比例控制规律 u(0)表示偏差为0控制器的输出，输入信号e(t)与输出信号 u(t)之间的关系
u (t ) u (0) K p e(t )
G (s ) U (s ) / E (s ) K p
u (t ) K p e(t )
e / (emax emin ) ? 1 u / (u max u min ) K p
ì0 t< 0 ï r (t ) = ï í ïA t ³ 0 ï î
r(t) A
t o
华北电力大学核科学与工程学院
控制规律函数表示 u=f(e) u表示控制器输出，e表示偏差信号。 不同的生产要求需要不同的控制规律。需要根据过渡过程 的品质要求，结合被控对象的特性，才能正确选用适当的 控制规律。 对自动控制系统性能的基本要求 1. 稳定性(stability)：系统开始处于平衡状态(Equilibrium State)，则由于受外力作用（扰动）之后，必将偏离原来 平衡状态，若扰动消失后，系统能够返回它的原来平衡状 态，那么就称这样的系统是稳定的，否则就是不稳定的。 稳定性是所有控制系统的最低要求。自动控制系统必须满 足一定的稳定裕度(stable margin)的要求。 2. 稳态特性(steady-state performance )：系统在动态过 程结束后，系统的稳定输出相对于输出期望值的偏离程度， 通常用稳态误差(steady-state error)表示。
华北电力大学核科学与工程学院 3. 动态响应，系统从初始状态到达最终状态的响应过程。对 于系统的阶跃响应，动态性能指标(Dynamic Performance Index)规定如下： 延迟时间td，响应曲线第一次达到稳态值一半所需的时间， 即c(td)=c(∞)/2。 上升时间(rise time)tr，过阻尼系统(Overdamped system)， 通常采用从0上升到100%所需的时间；对于欠阻尼系统 (underdamped system)，通常采用从稳态值的10%上升到 90%所需的时间。 峰值时间(peak time)tp，响应曲线(response curve)达到第 一个峰值所需的时间。 最大超调量(maximum overshoot)Mp，
t RA 1 e RC

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第三章 控制系统
控制：为了达到一定的目的，对作为生产过程的设备进行 操作。 人工控制：用人工来完成所需要的操作过程。 自动控制 所谓自动控制，是指在没人参与的情况下，利用控制器或 控制装置的作用使生产过程或控制对象的一个或多个物理 量（受控物理量）维持在一定给定水平或按照期望的规律 变化，以达到控制的目的。 自动控制的涵义既可以是最简的开和关，也可以是复杂的 计算机控制。自动控制的实质，就是利用控制装置模仿人 或代替人去对设备、系统或生产过程等进行各种操作的过 程。 自动控制系统 自动控制系统：由自动控制装置，包括测量部件、控制器 和执行机构等，与被控对象连接在一起构成了自动控制系 统。
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华北电力大学核科学与工程学院 积分控制规律 • 输出信号与输入信号之间的关系
u(t ) K I e(t )dt
0
t
K I 积分速度 (integral gain)
• 输出信号不仅与输入偏差信号的大小有关，而且还将取决 于偏差存在时间的长短。只有在偏差信号e为0情况下，积 分控制器的输出信号才能相对稳定。消除稳态偏差是积分 控制的主要优点。 • 传递函数
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c(tp) c(tp )-c(∞) c(∞) td 0.5c(∞) Δ Δ
Δ=0.02c(∞)或0.05c(∞)
tr tp ts
华北电力大学核科学与工程学院 控制器的种类：电动式、液动式、气动式，运用较多的为 电动式。 液压系统可以对大负载产生快速作用和精确定位。电和液 压的组合系统被广泛采用，如电厂的汽轮机控制。 PID(Proportional-Integral-Differential)控制：控制器的运算 部分以反馈或串接的组合方式来实现比例-积分-微分 （PID）运算功能。 • 原理简单，使用方便。 • 适应强。 • 鲁棒性(robustness)强：控制品质对被控对象特性的 变化不大敏感。
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按照系统的输入和输出信号的数量分类 1. 单输入单输出控制系统：输入输出量各有一个 2. 多输入多输出控制系统：输入或输出量多于一个 输出量是否对系统的控制作用发生影响 1. 开环控制系统(open-loop control system)
输入量 控制量 控制装置 被控对象 输出 j s e ds 1 s 2 j
1
1 1 1 1 1 h t L H s RA L L s s 1 RC
第三章 控制系统 华北电力大学核科学与工程学院
d
r+ 测量部件 偏差信号：给定值信号与被调量信号的差，即e=r-y； e 控制器 u 执行器 调节单元 + +
y
被控对象
控制信号：由控制器运算规律对偏差信号进行运算得到的信号， 即u=f(e)；
控制信号被送到执行器，驱动调节单元，控制被控对象的输入 量，达到调节被调量的目的。
骣(t ) - c ( çc p Mp = ç ç ç ç 桫 c (¥ )
)÷
÷´ 100% ÷ ÷ ÷
调节时间(setting time)ts，系统受到扰动或输入信号作用 后，响应曲线进入稳态值的允许误差范围内并在以后都保 持在这一允许误差范围内，把进入这种进入误差范围所用 的时间称为调节时间。即有，|c(ts)-c(∞)|≤Δ。
第三章 控制系统 华北电力大学核科学与工程学院
自动控制系统的分类
按描述系统运动的微分方程分类 1. 线性控制系统(linear control system)：描述系统运动的 微分方程是线性微分方程。如方程的系数为常数，则称为 定常线性自动控制系统(linear time-invariant system)；相 反，如系数不是常数而是时间t的函数，则称为变系数线 性自动控制系统(linear time-variant system)。线性系统的 特点是可以应用叠加原理，因此数学上较容易处理。 2. 非线性控制系统(nonlinear control system)：系统中至 少有一个元件具有非线性特性，描述系统的微分方程是非 线性微分方程。非线性系统一般不能应用叠加原理，因此 数学上处理比较困难，至今尚没有通用的处理方法。 注：严格地说，在实践中，理想的线性系统是不存在的， 但是如果对于所研究的问题，非线性的影响不很严重时， 则可近似地看成线性系统。同样，实际上理想的定常系统 也是不存在的，但如果系数变化比较缓慢，也可以近似地 看成线性定常系统。
特点：信号单向传递，在控制装置和被控对象之间只有正向 控制作用, 系统的输出量并不反馈(feedback)到控制装置的 输入端，系统输出量对控制装置不产生任何影响。有较高的 灵敏性和快速性。