6 第六章 反应堆功率调节与分布报警系统
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核反应堆功率调节的原理
核反应堆功率调节的原理主要是通过调节反应堆中的反应物浓度、控制棒的位置以及冷却剂的流速来实现。
首先,调节反应堆中的反应物浓度可以改变反应堆中的核链式反应速率。
增加反应物浓度可以增加核链式反应速率,从而提高反应堆的功率;减少反应物浓度则可以降低核链式反应速率,从而降低反应堆的功率。
其次,控制棒的位置调节可以控制中子的释放和吸收情况。
将控制棒插入反应堆中可以吸收中子,减少中子的数量,从而降低反应堆的功率;将控制棒抽出反应堆可以释放更多的中子,增加中子的数量,从而提高反应堆的功率。
最后,调节冷却剂的流速可以调节反应堆中的温度。
增大冷却剂的流速可以提高反应堆的冷却效果,从而降低反应堆的功率;减小冷却剂的流速则会降低反应堆的冷却效果,从而提高反应堆的功率。
综上所述,通过调节反应物浓度、控制棒的位置以及冷却剂的流速,可以实现核反应堆功率的调节。
返回第五章 反应堆稳态热工设计原理第六章 反应堆瞬态热工分析简介 (1)§6.1 瞬态过程中反应堆功率计算........................................................................1 §6.2 瞬态工况燃料元件温度场计算....................................................................2 §6.3 基本方程组....................................................................................................3 §6.4 反应堆的安全问题........................................................................................4 §6.5 反应堆失流事故............................................................................................6 §6.6 冷却剂丧失事故.. (6)第六章 反应堆瞬态热工分析简介§6.1 瞬态过程中反应堆功率计算0.11101001000100000.010.11.00图6-1 衰变功率裂变产物的衰变功率:对于稳定运行了很长时间的压水堆,停堆后裂变产物的衰变功率在许多人的实验结果上得出曲线图6-2,也可以表示为:其中:A=53.18 ,α=0.3350剩余裂变功率:裂变时瞬间放出的功率大小与堆芯的热中子密度成正比,可由中子动力学方程计算得到。
对于以恒定功率运行了很长时间的压水堆,如果引入的负反应性绝对值大于4%,则在剩余裂变功率其重要作用的期间内,可用下式估算:对于重水堆,中子俘获产物衰变功率:在用天然铀或低浓缩铀作燃料的反应堆中,对中子俘获产物衰变功率贡献最大的是铀-238吸收中子后产生铀-239(T 1/2=23.5分)和由它衰变成的镎-239( T 1/2=对于停堆前运行了很长时间的压水堆,C=0.6 ,α=0.2 ,由于忽略了其它俘获产物,还要乘1.1的安全系数。
核反应堆控制知识点核反应堆是一种利用核裂变或核聚变释放出的能量进行发电的装置。
它是一个高度复杂的系统,需要精确的控制来确保安全运行。
下面将介绍一些核反应堆控制的知识点。
1.反应堆的构成和工作原理核反应堆通常由燃料组件、冷却剂、反应堆堆芯和控制系统组成。
燃料组件是核反应堆的燃料来源,冷却剂用于吸收和传递产生的热量,反应堆堆芯是核反应的主要区域,控制系统用于控制核反应的速率。
2.反应堆功率的调节核反应堆的功率需要保持在安全范围内,可以通过调节控制棒的位置来实现。
控制棒通常由吸中子材料制成,能够吸收中子从而减慢核反应的速率。
将控制棒插入堆芯可以降低功率,而将其抽出则可以增加功率。
3.反应堆的稳态运行稳态运行是指反应堆的功率和其他物理参数保持恒定。
为了实现稳态运行,需要调整冷却剂的流量、控制棒的位置和核燃料的补给。
稳态运行的主要目的是保持反应堆的功率在一定范围内,以满足发电需求。
4.反应堆的临界状态临界状态是指核反应堆中的核链式反应保持稳定的状态。
当临界状态达到时,核反应的速率与吸收速率相等,反应堆的功率保持恒定。
控制系统需要确保反应堆始终处于临界状态,以保证稳定运行。
5.反应堆的安全措施核反应堆的安全措施是保证反应堆安全运行的重要保障。
其中包括紧急停堆系统、核事故应对措施和辐射防护等。
紧急停堆系统可以迅速切断核反应,核事故应对措施可以应对可能的异常情况,辐射防护措施用于保护操作人员和周围环境不受辐射的影响。
6.反应堆控制的挑战核反应堆的控制是一个具有挑战性的任务。
由于核反应的复杂性,需要精确的测量和控制技术来确保安全和稳定的运行。
此外,对于不同类型的反应堆,控制方法也会有所不同,需要根据具体情况进行调整。
总结起来,核反应堆控制是确保核反应堆安全运行的关键。
了解核反应堆的构成和工作原理,掌握功率调节、稳态运行和临界状态的相关知识,以及了解安全措施和挑战,对于从事核能领域的工作人员和对核能感兴趣的人们来说,都是非常重要的。
第六章反应堆动态热工分析6.1 瞬态过程反应堆功率计算衰变功率的衰减(除显热)。
6.2 动态工况下燃料元件温度场的计算6.3 基本方程组6.4 反应堆的安全问题反应堆的事故额外的反应性引入堆芯冷却能力不足正常运行的瞬态过程常见事故出现的可能性很小的事故 极限事故(设计基准事故)反应堆的安全保护:紧急停堆系统,要求接到停堆信号后投入运行的速度要快,在重大事故后有能力连续运行一定的时间,以去除堆芯的衰变热。
还要有足够的停堆深度,以保证在事故过程中堆芯始终处于次临界状态。
工程安全设施;安全壳密封装置;安全壳大气的降压设施;安全壳大气中去除放射性物质的设施;另外,为了保证安全保护系统能够随时投入工作,必须设置应急电源,一般都备有快速启动的柴油发电机组和蓄电池组。
专设安全系统除了用控制系统实现停堆保护外,专门装备的安全系统(即专设安全系统)发挥作用来限制事故的后果。
以压水堆的专设安全系统为例介绍:1.应急堆芯冷却系统(安全注射系统)当一回路系发生冷却剂丧失事故时,把足够的应急冷却水注入堆芯,以防止燃料过热。
分能动和非能动两类。
2. 辅助给水系统在二回路主给水流量丧失的情况下向蒸汽发生器二次侧供水,以维持蒸汽发生器的排热能力,冷却一回路。
3. 安全壳喷淋系统用喷淋水泵把含硼水送到安全壳的顶部,通过喷嘴向壳内空间喷淋,用以抑制一回路或二回路发生大破口事故时安全壳内压力上升过高,防止安全壳超压,喷淋水中可以加氢氧化钠,它有助于除去泄露的冷却剂中的放射性物质(主要是碘)。
4. 其他安全设施放射性去除系统、消氢系统和贯穿件密封装置等6.5 负荷丧失瞬态6.5 失流事故。
内容提要《普通高等教育十一五国家级规划教材?核反应堆控制》共分为9章。
第1章阐述核反应堆控制的基本概念和物理基础;第2章介绍离散时间控制系统的信号转换、采样定理、差分方程及其求解、z变换和脉冲传递函数等基本概念;第3章介绍线性定常控制系统的状态空间模型的建立及其求解,以及线性定常系统的分析方法;第4章介绍核反应堆系统各种形式的动力学模型的建立和瞬态响应分析;第5章描述采用各种不同分析方法对核反应堆及其控制系统的稳定性进行分析,包括线性连续系统和离散系统;第6章着重介绍压水堆核电厂的功率分布控制和主要控制系统;第7章简要介绍几种不同类型动力堆控制系统,包括先进沸水堆核电厂的控制系统等;第8章介绍核电厂的数字控制基础,主要包括集中型和集散型数字控制;第9章简要介绍了先进非能动压水堆核电厂ap1000和改进型欧洲压水堆核电厂epr仪表与控制系统的基本组成、功能和性能。
目录第1章核反应堆控制概述1.1引言1.2核反应堆控制的物理基础1.3反应性控制1.3.1中子吸收体移动控制1.3.2慢化剂液位控制1.3.3燃料控制1.3.4反射层控制1.4核电厂稳态运行方案1.4.1二回路蒸汽压力ps恒定方案1.4.2冷却剂平均温度恒定方案1.4.3冷却剂出口温度恒定方案1.4.4冷却剂平均温度程序方案1.5核电厂运行控制模式1.5.1基本负荷运行模式1.5.2负荷跟踪运行模式习题第2章线性离散控制系统的分析方法2.1概述.2.2离散控制系统的信号转换2.2.1采样-保持器2.2.2数-模转换器2.2.3模-数转换器2.3连续信号的采样及其重构2.3.1连续信号的采样2.3.2采样信号的重构2.4离散系统的差分方程及其求解2.4.1用差分方程描述离散系统2.4.2差分方程的解法2.5z变换2.5.1z变换定义2.5.2z反变换2.5.3z变换性质和定理2.5.4z变换计算方法2.6线性离散系统的脉冲传递函数习题第3章线性控制系统的状态空间分析方法3.1状态空间表达式的基本概念3.1.1基本概念3.1.2列写系统状态空间表达式的一般步骤3.2状态空间表达式的建立3.2.1由微分方程建立状态空间表达式3.2.2根据传递函数建立状态空间表达式3.2.3传递函数与状态空间表达式之间的关系3.2.4离散控制系统的状态空间表达式3.3线性定常系统的线性变换3.4线性定常系统的状态方程求解3.4.1齐次状态方程求解3.4.2非齐次状态方程求解3.5线性定常系统的能控性和能观测性3.5.1线性定常系统的能控性3.5.2线性定常系统的能观测性习题第4章核反应堆动力学模型4.1系统数学模型概述4.2核反应堆动态方程4.2.1点堆动态方程4.2.2核反应堆近似模型4.2.3反应性方程4.2.4氙的效应和动态方程4.3核反应堆的瞬态响应分析4.3.1考虑六组缓发中子的瞬态响应分析4.3.2等效单组缓发中子的瞬态响应分析4.3.3常源近似的瞬态响应分析4.3.4瞬跳近似的瞬态响应分析4.3.5时域响应的数值解法4.4核反应堆的传递函数4.4.1概述4.4.2零功率核反应堆的传递函数4.4.3具有温度反馈核反应堆系统的传递函数4.5核反应堆的频率特性4.5.1概述4.5.2零功率核反应堆的频率特性4.5.3具有温度反馈核反应堆系统的频率特性4.6氙产生的传递函数和频率特性4.7 核反应堆的离散化模型4.7.1核反应堆的差分方程4.7.2核反应堆的脉冲传递函数4.8核反应堆的状态空间表达式习题第5章核反应堆控制系统的稳定性分析5.1控制系统的性能与分析5.1.1控制系统的基本性能5.1.2线性系统的稳定性分析5.2核反应堆系统的稳定性分析5.2.1核反应堆系统的根轨迹与稳定性分析5.2.2两路并联温度反馈核反应堆系统的稳定性分析5.2.3两路串联温度反馈核反应堆系统的稳定性分析5.2.4具有氙毒反馈核反应堆系统的稳定性分析5.2.5石墨动力堆系统的稳定性分析5.3实验研究型核反应堆控制系统的稳定性分析5.3.1实验重水堆功率控制系统的稳定性分析5.3.2研究堆功率控制系统的稳定性分析5.4动力堆控制系统的稳定性分析5.4.1不带位置反馈控制系统的稳定性分析5.4.2具有位置反馈控制系统的稳定性分析5.5核反应堆数字控制系统的稳定性分析5.5.1s平面与z平面的映射关系5.5.2稳定性判据5.5.3核反应堆功率数字控制系统的稳定性分析5.6核反应堆稳定性的状态空间分析5.6.1李亚普诺夫第二法基本概念5.6.2线性定常系统的李亚普诺夫稳定性分析5.6.3核反应堆系统的李亚普诺夫稳定性分析习题第6章压水堆核电厂控制6.1概述6.1.1压水堆核电厂6.1.2压水堆核电厂的控制系统6.1.3核反应堆自稳自调特性6.2压水堆功率分布控制6.2.1轴向功率分布的描述6.2.2限制功率分布的有关准则6.2.3保护梯形与运行梯形6.2.4模式a运行梯形6.2.5模式g运行梯形6.2.6运行梯形实例6.3控制棒及其驱动机构6.3.1控制棒棒束组件6.3.2控制棒的性能6.3.3控制棒驱动机构与移动程序6.3.4控制棒位置6.4压水堆功率控制6.4.1功率控制系统6.4.2冷却剂平均温度控制系统6.4.3硼浓度控制6.4.4硼浓度调节的应用6.5控制棒位置监测6.5.1控制棒位置探测器6.5.2控制棒位置监测系统6.6 稳压器压力和液位控制6.6.1稳压器压力控制系统6.6.2稳压器液位控制系统6.6.3稳压器控制的瞬态过程6.7蒸汽发生器液位控制6.7.1蒸汽发生器液位调节系统6.7.2主给水泵转速控制系统6.8蒸汽排放控制6.8.1向凝汽器和除氧器的蒸汽排放控制6.8.2向大气的蒸汽排放控制6.9 汽轮机控制6.9.1汽轮发电机组的负荷特性6.9.2汽轮机控制系统的工作原理6.9.3调节阀驱动机构习题第7章其他堆型核电厂控制7.1重水堆核电厂控制7.1.1坎杜堆功率调节系统7.1.2蒸汽发生器压力控制系统7.2沸水堆核电厂控制7.2.1沸水堆核电厂的控制系统7.2.2先进沸水堆核电厂的控制系统7.2.3经济简化型沸水堆核电厂的控制系统7.3气冷核反应堆控制7.3.1改进型气冷核反应堆控制系统7.3.2高温气冷核反应堆控制系统7.4钠冷快中子增殖核反应堆控制习题第8章核电厂的数字控制8.1概述8.1.1数字控制系统的组成与特点8.1.2计算机控制的分类8.1.3数字pid控制器8.1.4核电厂数字仪表与控制系统的功能与设计准则8.2核电厂的集中型计算机控制8.2.1坎杜堆核电厂计算机控制系统的组成8.2.2坎杜堆核电厂计算机控制软件8.3核电厂的集散型计算机控制8.3.1核电厂集散型计算机控制系统组成8.3.2正常运行仪表与控制系统8.3.3安全仪表与控制系统8.3.4软件系统8.3.5核电厂集散控制总线系统习题第9章先进压水堆核电厂控制简介9.1非能动先进压水堆核电厂控制9.1.1非能动先进压水堆核电厂概述9.1.2非能动先进压水堆功率控制9.1.3非能动先进压水堆核电厂数字化仪表与控制系统9.2改进型欧洲压水堆核电厂控制9.2.1改进型欧洲压水堆核电厂概述9.2.2改进型欧洲压水堆核电厂数字化控制原理9.2.3改进型欧洲压水堆核电厂数字化仪表与控制系统习题参考文献附录1缓发中子份额和先驱核衰变常数附录2常用拉普拉斯变换与z变换表附录3核反应堆的传递函数附录4核反应堆的对数频率特性曲线图作者介绍文摘。
《核反应堆物理分析(谢仲生版)》名词解释及重要概念第一章—核反应堆的核物理基础直接相互作用:入射中子直接与靶核内的某个核子碰撞,使其从核里发射出来,而中子却留在了靶核内的核反应。
中子的散射:散射是使中于慢化(即使中子的动能减小)的主要核反应过程。
非弹性散射:中子首先被靶核吸收而形成处于激发态的复合核,然后靶核通过放出中子并发射γ射线而返回基态。
弹性散射:分为共振弹性散射和势散射。
111001100[]AA A ZZ Z AA Z Z X n X X n X n X n +*+→→++→+微观截面:一个粒子入射到单位面积内只含一个靶核的靶子上所发生的反应概率,或表示一个入射粒子同单位面积靶上一个靶核发生反应的概率。
宏观截面:表征一个中子与单位体积内原子核发生核反应的平均概率大小的一种度量。
也是一个中子穿行单位距离与核发生相互作用的概率大小的一种度量。
平均自由程:中子在介质中运动时,与原子核连续两次相互作用之间穿行的平均距离叫作平均自由程。
核反应率:每秒每单位体积内的中子与介质原子核发生作用的总次数(统计平均值)。
中子通量密度:某点处中子密度与相应的中子速度的乘积,表示单位体积内所有中子在单位时间内穿行距离的总和。
多普勒效应:由于靶核的热运动随温度的增加而增加,所以这时共振峰的宽度将随着温度的上升而增加,同时峰值也逐渐减小,这种现象称为多普勒效应或多普勒展宽。
瞬发中子和缓发中子:裂变中,99%以上的中子是在裂变的瞬间(约10-14s)发射出来的,把这些中子叫瞬发中子;裂变中子中,还有小于1%的中子是在裂变碎片衰变过程中发射出来的,把这些中子叫缓发中子。
第二章—中子慢化和慢化能谱慢化时间:裂变中子能量由裂变能慢化到热能所需要的平均时间。
扩散时间:无限介质内热中子在自产生至被俘获以前所经过的平均时间。
平均寿命:在反应堆动力学计算中往往需要用到快中子自裂变产生到慢化成为热中子,直至最后被俘获的平均时间,称为中子的平均寿命。
反应堆功率及功率分布控制研究杨慧宁(山东核电有限公司,烟台265100)【摘要】灵活、高效和自动化的功率和功率分布控制方式是衡量核电厂先进性的重要标志。
近年来发展起来的机械补偿运行控制方式就是一种高效、灵活的反应堆控制方式。
机械补偿控制方式利用束棒控制棒在堆芯的移动改变堆芯反应性,从而实现控制反应堆功率及轴向功率分布。
本文对机械补偿方式控制功率、功率分布的特性及其相互影响进行了研究。
研究表明:机械补偿方式能自动实现堆芯功率和轴向功率分布的有效控制,在一些特殊的运行工况下需要重点关注M棒和AO棒之间的相互影响。
【关键词】机械补偿;功率控制;功率分布控制;M棒和AO棒之间的干涉效应【中图分类号】TL36【文献标识码】A【文章编号】2095-2066(2019)09-0124-02核电厂是利用核能发电的动力装置,与热力、水里等传统发电装置的最大区别在于其作为热量产生源的反应堆具有独特的特性,反应堆功率的改变是通过改变堆芯反应性实现的,反应堆功率的改变将引起燃料和慢化剂温度、氙和钐的含量及分布、轴向功率分布的改变,而这些改变又反过来影响反应堆功率,这使得反应堆功率和功率分布控制更加复杂和困难,因此采用合理的运行控制策略改变堆芯反应性,控制反应堆功率和轴向功率分布是非常重要的课题。
目前核电厂控制反应性的手段主要有两种,即改变冷却剂中硼浓度和控制棒插入堆芯的位置。
用控制棒来控制反应堆的安全运行是当今反应堆运行的主要手段,控制棒控制的特点是控制速度快、可靠、有效;用控制棒来控制反应堆的缺点是对反应堆的功率分布扰动大,从而影响反应堆的运行品质,为了减少控制棒的这种扰动影响,一般采用多数量、小尺寸的设计原则。
改变冷却剂中硼浓度的方式控制反应性的优点是当硼浓度改变时堆内功率变化也比较均匀,不像控制棒那样对中子通量密度分布有那么大的局部扰动;缺点是改变慢化剂中硼浓度需要较长时间,因而化学控制速度不及控制棒那样快速,而且水中含硼量要受到慢化剂温度系数不得为正的限制,所以现代大型压水堆中,常将化学控制和控制棒配合使用。
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。
第六章反应堆一回路主系统6.1 概述反应堆冷却剂系统又称一回路主系统,如图6.1所示。
广东大亚湾核电站每台机组的一回路主系统有三个环路,每个环路设置一台冷却剂循环泵(又称主泵)、一台蒸汽发生器,其中一个环路上设有一台稳压器以及与其相关的泄压箱。
反应堆冷却剂系统的功能是:①主泵使冷却剂在环路中循环,将堆芯的热量带出,通过蒸汽发生器将热量传给二次侧给水;②堆内冷却剂又是慢化剂的水使中子得到慢化;③冷却剂中融有硼酸用来控制反应堆的变化;④稳压器用来控制冷却剂压力,防止堆芯产生偏离泡核沸腾;⑤稳压器上的安全阀起超压保护作用;⑥在发生燃料元件包壳破损时,反应堆冷却剂系统的压力边界使防止放射性泄露的第二道屏障。
图6.1 一回路主系统6.2 反应堆冷却剂泵6.2.1 概述主泵是由空气冷却的三相感应电动机驱动的立式、单级、轴封机组。
它由电动机、轴封组件和水力部件组成。
反应堆冷却剂由装在转动轴下部的泵唧送,冷却剂通过泵壳底部吸入,向上流过叶轮,然后通过扩散器从泵壳侧面出口接管排出。
串联布置的三级轴封控制冷却剂沿泵轴泄露,由化学容积控制(RCV)系统供应的密封水注入泵内,以防止冷却剂沿泵轴向上流动,并冷却轴封和泵的轴封。
在密封水注入失效工况下,热屏冷却向上流到密封器的冷却剂。
主泵的外形及结构如图6.2所示,主要技术规范:表6-1 反应堆冷却剂泵技术规范6.2.2 水力部件⑴泵体图6.2 冷却剂泵结构图6.3 主泵泵体如图6.3所示,泵体由泵壳、扩散器(又称导叶)、进水导管、叶轮、泵轴组成。
其中除泵轴为不锈钢锻件之外,均为不锈钢铸件。
叶轮有七个螺旋离心叶片,装在泵轴的下端。
扩散段汇集来自叶轮的冷却剂,它由十二个螺旋离心叶片组成,被安装在扩散的法兰的底部,扩散器可以与泵的内部部件同时从泵体中取出。
在扩散器的下部装有防热罩。
冷却剂由泵壳底部的进口接管吸入,由装在泵轴下部的叶轮唧送,经扩散器从泵壳侧面的出口接管排出。
(2)热屏热屏装在叶轮与泵轴承之间,由热屏法兰构成泵壳上法兰,它装有热屏及泵轴承。
反应堆工程学复习总结第一章1、反应堆的分类:按用途分:1)实验堆,2)生产堆,3)动力堆按慢化剂和冷却剂分:轻水堆、重水堆、石墨气冷堆、钠冷快堆等。
2、动力反应堆的类型:水冷堆(包括轻水堆和重水堆)、气冷堆和快中子增殖堆。
3、压水堆:作为冷却剂的水始终保持在整体过冷状态。
压水堆由堆芯、堆内构件、压力容器及控制棒驱动机构等部件组成。
堆芯由核燃料组件、控制棒组件和启动中子源组件等组成。
4、沸水堆:作为冷却剂的水在进入堆芯时是过冷的,流出堆芯的是水与饱和蒸汽的两相混合物。
沸水堆壳体内装有堆芯、堆内支承结构、汽水分离器、蒸汽干燥器和喷射泵等。
5、沸水堆电厂与压水堆电厂的比较:(1)沸水堆压力容器内直接产生蒸汽,承受的压力只有压水堆的1/2,因此压力容器的厚度可以减小。
但沸水堆功率密度较低,且沸水堆压力容器内还放置汽水分离器、干燥器和喷射泵等设备,致使压力容器尺寸增大,这两个影响基本互相抵消。
(2)沸水堆采用直接循环,系统比较简单,回路设备少,且设备所承受的压力较低,易于加工制造。
尤其是省去了蒸汽发生器,减少了核电厂事故,使用效率提高,且沸水堆采用喷射泵循环系统,使压力容器开孔的直径减少,电厂失水事故的可能性及严重性降低。
(3)沸水堆堆芯内产生大量蒸汽,调节反应堆功率比较方便。
(4)沸水堆的比功率较小,因此虽然系统简单,但总投资较压水堆略大。
(5)由于沸水堆采用直接循环,给设计、运行、维修都带来不便。
总之,沸水堆和压水堆各有其优缺点,在技术上和经济上不相上下。
6、重水堆:使用天然铀作燃料,利用率高,但卸料燃耗浅,卸料量大,消耗的结构材料及后处理量都增加。
重水中子吸收截面小,且慢化性能也比较好,但重水价格昂贵,所以重水堆投资高。
7、气冷堆:目前发展的主要气冷堆是高温气冷堆(HGTR)。
高温气冷堆的冷却剂出口温度高,热效率较高,堆内没有金属结构材料,中子寄生俘获少,转换比高,每年所需补充的核燃料少。
一般高温气冷堆都将堆芯、氦气鼓风机、蒸汽发生器等一回路设备布置在预应力混凝土反应堆容器内,减少了发生冷却剂丧失事故的可能性。
核反应堆的控制和调节核反应堆是一种利用核反应过程产生能量的装置。
它可以用来发电、炼铀、制氢等众多用途,但同时也存在着很多的安全问题,如核泄漏、爆炸等。
因此,在使用核反应堆的过程中,必须进行严格的控制和调节。
本文将主要探讨核反应堆的控制和调节方法。
核反应堆的控制方法核反应堆的控制方法主要有两种,分别是手动调节和自动控制。
手动调节是指人工监控核反应堆的温度、压力和反应速率等参数,通过调整燃料棒的位置或注入控制材料来控制反应堆的输出功率。
这种方法的优点是比较简单易行,可以有效地保证反应堆的安全运行。
但是,手动调节需要人工不断监控反应堆的运行状态,操作工作强度大,容易出现疏漏,不适合长期运行。
自动控制是指通过先进的计算机系统和传感器等设备,自动监测并控制核反应堆的温度、压力、反应速率等参数,从而实现反应堆的自动化控制。
这种方法的优点是操作简便,稳定性高,而且可以全天候不间断地进行控制,保证了反应堆的安全稳定运行。
但是,自动控制需要投入大量的资金和技术,同时对计算机系统的安全性要求也比较高,因此成本较高。
核反应堆的调节方法核反应堆的调节方法主要有两种,分别是反应速率调节和温度控制。
反应速率调节是指通过调节反应堆中的燃料棒状态或控制材料的注入量来调节反应堆的反应速率。
这种方法可以快速地控制反应堆的输出功率,同时也可以根据需要暂停或重新启动反应堆。
但是,反应速率调节需要一定的技术和经验,同时也容易出现失误和超调。
温度控制是指通过控制冷却系统中的工作液体流量、温度和压力等参数,来控制核反应堆的温度。
这种方法可以稳定地控制反应堆的温度,同时也可以对反应堆进行保护和安全控制。
但是,温度控制需要大量的计算和监测,而且需要对冷却系统进行精确的设计和管理。
结论核反应堆的控制和调节是保证反应堆安全运行的重要手段。
随着现代技术和自动化控制的发展,自动控制和温度控制等方法逐渐取代了传统的手动调节和反应速率调节等方法。
尤其是在核能发电等领域,自动化控制技术已经得到广泛应用,并且将越来越迎合未来发展需求。