控制棒控制(核反应堆物理分析)资料

吴宏春 西安交通大学11 堆芯物理设计基础 2 堆芯初始参数的选择 3 堆芯物理设计计算 4 反应堆物理启动试验 5 换料堆芯安全评价21 堆芯物理设计基础常用的设计准则包括： (1)堆芯具有负的反应性反馈 (2)最大反应性的引入率不超过限制 (3)反应堆具有足够的停堆裕量 (4)反应堆满足平均和最大燃耗深度限值 (5)反应堆运行中不发生功率振荡堆芯物理设计主要包括三方面的内容：（1）提出初始的堆芯参考方案，计算堆芯寿期内剩余 反应性的变化、反应堆功率随空间和时间的变化以及 功率不均匀系数，确保堆芯设计满足反应堆寿期要求 和功率不均匀性的限值。

（2）在反应性控制方案设计中，通过计算反应堆运行 过程中的各种反应性效应，包括堆芯各类反应性反馈 系数，如燃料温度系数、慢化剂温度系数；反应堆功 率亏损；各种裂变产物中毒的效应以及各种控制毒物 的价值等，设计合理的反应性控制方案以确保能够在 反应堆运行过程中有效地控制和补偿反应性的变化， 并确保反应堆具有足够的停堆裕量。

（3）在堆芯燃料管理方案设计中，通过燃耗分析并 根据燃耗计算结果，进行燃料管理方案优化和换料 安全评价，使得反应堆在满足安全限值的条件下实 现更好的经济效益。

2 堆芯初始参数的选择燃料参数的确定燃料初始参数的选择通常包括燃料富集度的确定、 燃料棒径的选择、包壳材料及厚度以及燃料栅格的水 铀比。

根据线性燃耗的假 设，可以初步给出某个 卸料燃耗深度目标下的 富集度选择范围。

燃料棒直径的选择需要综合考虑物理和热工的 影响。

从物理的角度看，燃料棒越细，空间自屏效应 的影响越小，逃脱共振俘获概率会减小，同样富集 度下会降低燃料的初始剩余反应性。

从热工的角度看，在满足燃料表面热流密度要求 的条件下，更细的燃料棒意味着线功率密度的减小， 从而增大了热工裕量，有利于反应堆安全。

燃料棒变细带来的燃料平均温度降低也减小 了温度效应导致的反应性损失，补偿一部分由于 共振吸收增大导致的反应性减低。

核反应堆的工作原理核反应堆是一种利用核裂变或核聚变反应来产生能量的装置。

它是由核燃料、冷却剂、反应控制系统和辅助设备组成的。

核反应堆的工作原理可以分为以下几个方面进行说明：一、核燃料的选择与裂变过程核燃料是核反应堆中的重要组成部分，一般采用铀、钚等放射性物质。

核燃料的裂变是指通过中子轰击后，核燃料原子核发生裂变，释放出巨大的能量。

裂变反应产生的中子还会继续引发其他核燃料中的裂变反应，从而形成连锁反应，产生更多的能量。

二、冷却剂的运输与热传导核反应堆中的核燃料在反应过程中会产生大量的热量，为了保证核反应的正常进行，需要通过冷却剂来控制核燃料的温度。

冷却剂可以是气体、液体或者是固体，其主要作用是将核反应堆产生的热量带走，并将其转化为电力或其他可利用的能量。

冷却剂在核反应堆中的运输过程中需要满足一定的流速和温度控制要求，以保证核燃料的稳定工作和安全运行。

同时，冷却剂还可以通过热传导作用将核燃料的热量传递给热交换设备，使其产生蒸汽并驱动涡轮机转动，最终产生电力。

三、反应控制系统的作用为了控制和调节核反应堆中的反应过程，核反应堆设有反应控制系统。

反应控制系统一般由控制棒和反应控制系统组成。

控制棒是一种可以插入或抽出核燃料组件的装置，通过调整控制棒在核燃料中的位置来改变核反应堆的反应率。

反应控制系统的主要作用是控制反应堆核燃料中的中子流，以维持核燃料的临界状态。

临界状态是指核燃料中的裂变反应和中子释放保持平衡，即核燃料中每个反应产生的中子数等于引发下次裂变反应所需要的中子数，确保核燃料的稳定工作。

四、辅助设备的作用核反应堆还需要一些辅助设备来保证其正常运行。

辅助设备主要包括核反应堆的防护层、安全控制系统、辐射监测系统等。

防护层是为了防止辐射能量泄漏，保护人员和环境安全。

安全控制系统则负责监测核反应堆的运行状况，一旦检测到异常情况，及时采取相应的措施保障安全。

辐射监测系统用于监测核反应堆产生的辐射能量，及时发现和处理辐射泄漏等突发情况。

控制棒驱动机构工作原理一、引言控制棒驱动机构是核电站的重要组成部分，用于调节核反应堆中的中子通量，控制反应堆的功率输出和稳定性。

本文将详细介绍控制棒驱动机构的工作原理。

二、控制棒驱动机构的组成控制棒驱动机构由电机、减速器、传动轴和控制杆组成。

其中电机提供动力，减速器将高速旋转转换为低速大扭矩输出，传动轴将旋转运动传递给控制杆。

三、电机电机是驱动控制棒驱动机构运行的关键部件。

通常采用交流电机或直流电机。

交流电机具有结构简单、可靠性高等优点，但需要配合变频器使用以实现调速；直流电机则可以通过改变直流电压来实现调速，但需要更多的维护工作。

四、减速器减速器是将高速旋转转换为低速大扭矩输出的装置。

通常采用行星齿轮减速器或蜗杆减速器。

行星齿轮减速器具有体积小、重量轻等优点，但需要更多的维护工作；蜗杆减速器则具有结构简单、噪音小等优点，但效率较低。

五、传动轴传动轴是将电机和减速器输出的旋转运动传递给控制杆的部件。

通常采用钢制轴或铝制轴。

钢制轴具有强度高、耐磨性好等优点，但重量较大；铝制轴则具有重量轻、导热性好等优点，但强度较低。

六、控制杆控制杆是调节反应堆中中子通量的关键部件。

通常采用不锈钢或合金材料制成，具有高温耐腐蚀性能。

控制杆可以通过电机驱动上下移动，从而调节反应堆中中子通量。

七、工作原理当电机启动时，它会驱动减速器旋转。

减速器将高速旋转转换为低速大扭矩输出，并通过传动轴将旋转运动传递给控制杆。

控制杆可以通过电机驱动上下移动，从而调节反应堆中中子通量。

在实际操作过程中，控制棒驱动机构需要根据反应堆的实时状态进行调整。

例如，当反应堆的功率输出过高时，控制棒需要下降以减少中子通量；当反应堆的功率输出过低时，控制棒需要上升以增加中子通量。

八、结论控制棒驱动机构是核电站中不可或缺的组成部分。

它通过电机、减速器、传动轴和控制杆等部件实现对反应堆中中子通量的调节，保证了反应堆的稳定性和安全性。

在实际操作过程中，需要根据反应堆的实时状态进行调整，确保反应堆能够稳定运行。

核反应堆的反应控制核反应堆是一种利用核裂变或核聚变反应产生能量的装置。

为了确保核反应堆的安全运行，必须对其进行严格的反应控制。

本文将介绍核反应堆的反应控制原理和方法。

一、核反应堆的基本原理核反应堆中的核燃料经过裂变或聚变反应释放出大量的能量。

裂变反应是指重核裂变成两个或多个轻核的过程，聚变反应是指轻核聚变成重核的过程。

核反应堆中的燃料一般使用铀、钚等重核或氘、氚等轻核。

核反应堆中的反应过程是自持续的，即一旦启动，就会自动维持一定的反应速率。

为了控制反应速率，必须采取措施来调节核燃料中的中子数目。

二、反应控制的原理核反应堆中的反应速率与中子数目有关。

中子是核反应的触发因子，它可以引发核燃料的裂变或聚变反应。

因此，通过控制中子数目，可以控制核反应堆的反应速率。

核反应堆中的中子数目受到两个因素的影响：中子的产生和中子的损失。

中子的产生主要来自于核燃料的裂变或聚变反应，而中子的损失主要来自于吸收、散射和逃逸等过程。

三、反应控制的方法为了控制核反应堆的反应速率，可以采取以下几种方法：1. 控制棒调节控制棒是一种可以吸收中子的装置，通过调节控制棒的位置，可以改变中子的损失，从而控制反应速率。

当控制棒完全插入核反应堆时，中子的损失最大，反应速率最低；当控制棒完全抽出核反应堆时，中子的损失最小，反应速率最高。

2. 燃料浓度调节改变核燃料的浓度也可以控制反应速率。

增加核燃料的浓度会增加中子的产生，从而提高反应速率；减少核燃料的浓度会减少中子的产生，从而降低反应速率。

3. 冷却剂调节核反应堆中的冷却剂可以吸收中子，从而控制反应速率。

增加冷却剂的流量会增加中子的损失，降低反应速率；减少冷却剂的流量会减少中子的损失，提高反应速率。

4. 反应堆的几何形状调节改变反应堆的几何形状也可以控制反应速率。

增大反应堆的体积会增加中子的损失，降低反应速率；减小反应堆的体积会减少中子的损失，提高反应速率。

四、反应控制的安全性考虑在进行核反应堆的反应控制时，必须考虑安全性。

【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。

【控制系统设计要求】（1）满足要求前提下尽量简单可靠（2）尽量减少运行参数瞬态变化量，并使其接近给定值，增加输出功率（3）在各种条件下，系统仍有一定的稳定裕度，不大的超调量和合理的调整时间（4）负荷低于15%FP时，可手动控制，高于15%FP时投入自动控制（5）允许负荷有±10%FP的阶跃变化，但阶跃变化±10%FP时，负荷不得超过100%（6）允许负荷以5%FP/min的速率连续变化（7）甩负荷50%-80%不引起大气蒸汽排放阀开启、停堆或主蒸汽安全阀开启（8）紧急停堆，汽轮机脱扣不引起主蒸汽安全阀开启（9）接到停堆信号后，能在约1.5s时间内快速落下控制棒【自稳特性】指反应堆出现内、外反应性扰动时，核反应堆能够维持稳定状态的特性。

理工核反应堆物理分析反应性随时间理工核反应堆物理分析的其中一个主要任务是研究反应性随时间的变化。

反应堆的反应性是指反应吸收截面和源项之间的比值。

反应性的变化对于反应堆的运行和控制至关重要。

反应性的变化往往代表了核反应堆在运行过程中的稳定性或者不稳定性。

在反应堆开始运行的时候，反应性往往处于一个较高的水平，这是因为系统中的裂变物质比较多，中子源比较多。

然而，随着时间的推移，在裂变过程和中子源的作用下，核燃料会逐渐消耗掉，反应性也会随之降低。

这种反应性的降低有时被称为“燃耗效应”。

反应堆操作员需要不断监测反应性的变化，并采取适当的措施来维持反应堆的稳定性。

如果反应性下降过快，操作员可以通过增加中子源或者调整控制棒位置来增加反应性。

反之，如果反应性上升过快，操作员可以减少中子源或者调整控制棒位置来降低反应性。

除了燃耗效应以外，还有其他因素也会对反应性产生影响。

材料损耗、燃料变质、中子临界性变化等因素都可能导致反应性的变化。

因此，操作员需要及时检测这些影响因素并采取相应的措施，以确保反应堆的安全运行和控制。

总之，理工核反应堆物理分析中的反应性随时间的变化是一个关键的研究课题。

通过对反应性变化的研究，可以更好地理解反应堆的运行机理，为反应堆的安全运行和控制提供科学依据。

在理工核反应堆物理分析中，研究反应性随时间的变化需要考虑多个因素。

其中之一是裂变物质的燃耗。

在核反应堆的核燃料中，裂变物质是产生中子的主要来源。

随着时间推移和核燃料的燃耗，原子核的数目逐渐减少，从而导致中子源的减少。

因此，反应性也会随之下降。

另一个影响反应性变化的因素是中子的丢失。

在核反应过程中，中子可能会被吸收、漫反射和散射。

中子被吸收后会使得反应堆的反应性降低。

而散射和漫反射则可以保持中子的数量。

中子的丢失通常由材料中的吸收截面决定，这是材料对中子吸收的量度。

此外，反应堆的几何形状和控制棒位置也会影响反应性的变化。

几何形状的改变可能会改变反应堆中中子的传输路径，使扩散和散射变化，从而影响反应性。

Science &Technology Vision科技视界1反应性控制模式简介三代核电厂的负荷跟踪,根据需要利用控制棒运动来完成功率的改变,一回路不调节硼浓度,相对于二代加电厂取消了硼回收系统,只在控制棒组因为补偿燃耗提升到堆芯顶部时,定期稀释硼而将控制棒组位置降低,以进行后续的机械补偿反应性动作。

通过控制棒插入的限度来维持功率分布在允许极限内。

由于氙浓度改变引起的反应性变化通过棒运动来控制。

棒束控制组件在功能上设计成控制棒组和停堆棒组,控制棒组包括M 棒组和AO 棒组。

M 棒组是指冷却剂温度控制棒组,用于冷却剂平均温度的控制,标记为MA、MB、MC、MD、M1、M2棒组,其中MA、MB、MC 和MD 由灰棒控制组件构成,M1、M2由棒束控制组件组成。

AO 棒组是指轴向偏移控制棒组,用于控制轴向功率分布。

停堆棒组标记为SD1、SD2、SD3和SD4。

[1]控制棒组和停堆棒组的每个棒组至少有四个控制棒。

控制棒组在堆芯的轴向位置可以由手动或自动控制。

反应堆停堆信号触发后,所有控制棒组件均插入堆芯。

2反应堆功率控制自动调节反应堆功率和自动控制功率分布是反应堆功率控制系统最基本的功能。

这些功能是通过改变控制棒的位置来实现的。

设置多组控制棒棒束来调节反应堆功率和功率分布。

反应堆功率控制系统使得电厂能够响应以下负荷变化瞬态[2]:1)在核电厂功率为15%~90%额定功率范围内,核电厂电功率最大+10%的阶跃变化或最大+5%/分钟的线性负荷变化;在核电厂功率为25%~100%额定功率范围内,核电厂电功率最大-10%的阶跃变化或最大-5%/分钟的线性负荷变化。

2)日负荷跟踪运行情况如下:(1)核电厂在2小时内,从100%额定电功率线性降至50%额定电功率;(2)核电厂维持在50%额定电功率2~10小时;(3)核电厂在2小时内线性升负荷至100%额定电功率;(4)24小时循环的剩余时间,核电厂维持在100%额定电功率。

核反应堆控制棒驱动机构电源系统（RAM）设计分析控制棒驱动机构（CRDM）的电源系统（RAM）是针对CRDM设备的专用供电系统，用以控制反应堆堆芯的快速反应性。

本文以大亚湾核电站的CPR1000堆型为参考电站，重点介绍了RAM系统设计单元组成、RAM系统运行方式及失去电源后的故障分析，为RAM系统的设计优化或改进提供一定的理论参考依据。

标签：CRDM；电源系统；功能；故障分析1. 引言核反应堆控制棒驱动机构（以下简称CRDM）是反应堆控制和保护系统的伺服机构。

每台CRDM具有三个磁力线圈，这些线圈通过通断电流来完成钩爪的吸合及释放动作，从而达到带动控制棒组件在堆芯内上下运动的目的。

CRDM 是反应堆本体中唯一的动设备，其安全性和可靠性直接影响到反应堆的安全与运行。

CRDM的电源系统（RAM系统）是针对CRDM设备的专用供电系统，连接核岛380V交流母线和棒位指示与棒控系统（RGL）；由于RAM系统关系到CRDM能否正確带动控制棒执行步进动作以及停堆落棒的功能，其重要性不言自明。

本文将以大亚湾核电站的CPR1000堆型为参考电站，进行RAM系统的组成、供电方式及失去电源的故障分析。

2. 厂内、外电源运行模式在核电厂机组正常运行时，由发电机组通过主变压器向超高压电网输送电力，并通过降压变压器向厂内用电设备供电。

在机组启动和停运时，由超高压电网向厂内用电设备供电。

在发电机出口母线失压，超高压电网向厂内供电失败，或厂用降压变压器故障时，由220KV后备电源经辅变向厂内用电设备供电。

在外电源全部断电或一回路失水事故时，由应急柴油发电机组向厂内应急设备供电。

6KV正常厂用配电系统向380V正常厂用配电装置母线供电。

每组LK*配电装置由一台额定容量为800KV A（或630KV A）的三相6.3/0.4KV干式变压器供电，干式变压器安装在柜子里，与相应的配电装置并列布置。

380V配电装置分为常规岛、核岛及两机组公用部分，核岛380V正常交流配电系统由LKA/B/C/D/E/J等组成，由LGC/D供电通过配电装置向核岛负荷供电。

核反应堆的运行与控制系统核反应堆是一种利用核裂变或核聚变反应产生能量的装置，它在能源领域具有重要的地位。

核反应堆的运行与控制系统是确保核反应堆安全稳定运行的关键。

本文将介绍核反应堆的运行原理和控制系统的功能。

一、核反应堆的运行原理核反应堆利用核裂变或核聚变反应释放出的能量来产生热能，进而转化为电能或其他形式的能量。

核裂变反应是指重核（如铀、钚等）被中子轰击后发生裂变，释放出大量的能量和中子。

核聚变反应是指轻核（如氢、氦等）在高温高压条件下发生融合，释放出巨大的能量。

核反应堆的运行过程可以简单概括为以下几个步骤：1. 中子产生：核反应堆中需要有足够的中子来维持反应链式反应。

中子可以通过裂变反应释放出来，也可以通过中子源（如放射性同位素）提供。

2. 中子传输：中子在反应堆中传输，与核燃料发生相互作用。

3. 反应发生：中子与核燃料发生相互作用，引发核裂变或核聚变反应。

4. 能量释放：核裂变或核聚变反应释放出的能量以热能的形式传递给工质（如水、气体等）。

5. 能量转化：热能通过热交换器转化为电能或其他形式的能量。

二、核反应堆的控制系统核反应堆的控制系统是确保核反应堆安全稳定运行的关键。

它主要包括以下几个方面的功能：1. 反应堆功率控制：核反应堆的功率需要在一定范围内进行控制，以满足不同负荷需求。

控制系统通过调整控制棒的位置来控制中子的流动，从而控制反应堆的功率。

2. 温度控制：核反应堆的温度需要在一定范围内进行控制，以确保燃料元件和冷却剂的安全性。

控制系统通过调整冷却剂的流量和温度来控制反应堆的温度。

3. 压力控制：核反应堆的压力需要在一定范围内进行控制，以确保冷却剂的循环和热交换的正常运行。

控制系统通过调整冷却剂的流量和压力来控制反应堆的压力。

4. 中子源控制：核反应堆中的中子源需要进行控制，以确保反应链式反应的持续进行。

控制系统通过调整中子源的位置和强度来控制中子的产生和传输。

5. 安全保护：核反应堆的控制系统还需要具备安全保护功能，以应对突发事件和异常情况。

核裂变反应堆的工作原理分析核裂变反应堆是一种能够利用核裂变产生能量的重要装置。

本文将对核裂变反应堆的工作原理进行详细分析，探讨其能源产生、控制和安全等方面的关键要点。

一、核裂变反应堆的基本构成核裂变反应堆主要由以下几个部分组成：1. 燃料元件：包含可裂变核素，常见的有铀-235和钚-239等。

2. 燃料棒：将燃料元件密封在金属或陶瓷材料中，以提供足够的保护和导热性能。

3. 导热剂：常用的导热剂有重水、轻水和氦气等，它们负责将燃料的热能传递到工质。

4. 工质：工质负责接收导热剂传递的热能，并将其转化为可用的动力能源，一般为水蒸汽。

5. 反应堆堆芯：燃料棒和导热剂的组合体，是核裂变反应的主要发生地。

二、核裂变反应的发生核裂变反应是指重核的原子核发生裂变，其中释放出大量的能量。

核裂变反应可以通过中子轰击、自发裂变或人工催化等方式进行。

主要核裂变反应方程式如下：$$\mathrm{n} + \mathrm{U}^{235} \rightarrow \mathrm{Kr}^{92} +\mathrm{Ba}^{141} + \mathrm{n} + \text{能量}$$核裂变反应的关键是通过中子轰击将铀-235等可裂变核素撞击成中子，从而引发连锁反应。

三、核裂变反应堆的工作原理核裂变反应堆的工作原理可分为起动阶段和连续运行阶段。

1. 起动阶段在核裂变反应堆启动时，需要引入足够的中子以促使裂变反应的开始。

通常使用启动中子源（如铍-9和钚-239）来产生足够数量的中子。

启动中子源的加入使得少数可裂变核素发生裂变，产生的中子持续引发其他核素的裂变，从而形成连锁反应。

2. 连续运行阶段一旦核裂变反应堆启动，连锁反应就会持续进行。

核裂变反应产生的中子将撞击周围的燃料元件，使其发生裂变，并继续释放更多的中子。

这些中子进一步撞击其他燃料元件，形成裂变链式反应。

在连锁反应中，中子的数量必须保持在一个恒定水平，以维持持续的裂变反应。