反应堆控制原理ppt课件

5.1压水堆反应性系数和自稳特性
5.1.2 压水堆的自稳特性 • 自调性：是指负荷变化时，反应堆自身能
迅速达到热平Leabharlann 。• 例如：汽轮机负荷功率↑→汽机转速↓→汽机调节 阀开度↑→蒸汽流量↑→蒸汽压力Ps和蒸汽温度Ts 均都↓→Tavg↓→反应性↑→中子通量n↑
→燃料温度Ts ↑→Tavg ↑→反应性↓ →反应堆功率与负荷要求一致。从而反应堆功率
5.5 反应性控制
b)慢化剂中可溶性毒物控制 • 慢化剂中可溶性毒物控制也称化学与容积控制。其方法
是在慢化剂中加入一定浓度的可溶性中子吸收剂10B。 通过调节溶液中硼酸浓度或溶液总体积来补偿反应性。 硼酸浓度控制有自动补偿、稀释、快速稀释和加浓等方 式。控制方式根据如下原则选择： ——伴随着反应堆的启动运行，由于从冷态到热态运行 中的温度变化以及燃耗、中毒等引起的比较缓慢的反应 性下降，采用稀释的方法调节； ——停堆、换料及补偿氙的衰变引起的反应性增加，需 要加浓调节。
5.1压水堆反应性系数和自稳特性
5.1.1 压水堆的温度系数
2)燃料温度系数 燃料反应性温度效应主要是由U238
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， U238的燃料温度 系数总是负的。并且响应时间仅零点几 秒。
5.1压水堆反应性系数和自稳特性
5.5 反应性控制
• 反应性控制方法 • 对动力堆，通常新堆芯的剩余反应性很大。如果只
用控制棒组件来补偿剩余反应性，就需要很多控制 棒，这在工程上很难实现，也不经济。所以，常用 控制棒组件、加装可燃毒物棒和在冷却剂中加入硼 酸等联合的控制方法。 a)控制棒 • 控制棒是由中子吸收材料(80％Ag，15%In，5％Cd) 制成的棒状控制元件。用于控制反应堆快速的反应 性变化。

优点
1 安全性
先进型反应堆具有高度安全性，能够有效预防核事故，并减少对人类和环境的危险。
2 经济性
这些反应堆在能源生产领域具有高效和经济的特点，可以为社会创造巨大的价值。
3 环境友好型
相比传统能源，先进型反应堆减少了对大气和水资源的污染，使其成为环境友好型的能 源选择。
缺点
1 建设成本高
建设先进型反应堆需要巨大的投资，这是发展过程中面临的主要挑战。
2 政治和公众的反对
由于核能的特殊性质，先进型反应堆可能面临政治和公众的担忧和反对。
Байду номын сангаас
先进型反应堆的分类
轻水反应堆
轻水反应堆使用水作为冷却 剂和减速剂，是目前最常见 的反应堆类型。
液态金属冷却反应堆
液态金属冷却反应堆使用液 态金属作为冷却剂，具有高 热传导性和更高的工作温度。
气冷式反应堆
气冷式反应堆使用气体作为 冷却剂，减少了对水资源的 依赖，同时具有更好的灾害 适应性。
《先进型反应堆》PPT课 件
首先，让我们来探索先进型反应堆的奥秘和潜力。它们代表着未来能源发展 的重要方向。
概述
反应堆是一种利用核裂变或核聚变过程释放巨大能量的设备。先进型反应堆具有很多独特特点，让我们一起了 解！
原理
核聚变与核裂变是先进型反应堆的核心原理。了解这些原理有助于我们理解这些反应堆的工作原理。
先进型反应堆的未来发展趋势
未来，先进型反应堆将继续发展演进，潜力巨大，将为人类创造更美好的生活。
结论
通过加强对先进型反应堆的研究和发展，国家将能够解决能源短缺和环境问 题，实现可持续发展的目标。
发展历程
1
国外的先进型反应堆
国外已经在研发和使用先进型反应堆方

▪ (2)有两个调节系统，其中一个为开环调节回 路，它跟踪汽轮发电机组功率顺序地调节棒 组G1，G2，N1，N2；另一个回路通过调节 R棒组来控制反应堆平均温度。
▪ 在负荷跟踪运行时，功率调节棒组G1，G2， N1，N2依次插入堆芯并有一定的重叠(图)， 它们的位置取决于根据汽轮发电机组功率转
换而来的整定值，而可溶硼用于补偿因氙、
I NIX
(2)宏观截面
▪ 工程实践上要处理的是中子与大量原子核发 生反应的问题，所以又引入一个新的物理量： 宏观截面，符号为∑，定义是：
∑ =N
▪ (3)中子通量与核反应率密度
▪ 核反应率密度是单位时间内在单位体积中发生的核 反应的次数。核反应率密度一般用R表示。为了导出
R的表达式，定义另一个重要的物理量：中子通量
PID（比例积分微分）英文全称为Proportion Integration Differentiation
反应堆控制系统
▪ 反应堆控制系统(RRC)的功能是：
▪ (1)在稳态运行期间，维持主要运行参数尽可能接近 核电站设计所要求达到的最优值，使电厂的输出功 率维持在所要求的范围内；
▪ (2)使核蒸汽供应系统(NSSS)能适应正常运行的各 种瞬态工况，根据电网的要求和运行的需要，改变 系统的运行状态，保持操作上的灵活性；
▪ (3)在运行的瞬态或设备故障时，保持电厂主要参数 在允许的范围内，以尽可能减少反应堆保护系统的 动作。
▪ 为了满足上述要求，核蒸汽供应系统配置了 以下主要控制系统
▪ ——反应堆功率调节系统； ▪ ——反应堆平均温度调节系统； ▪ ——稳压器压力控制系统； ▪ ——稳压器水位调节系统； ▪ ——蒸汽发生器水位调节系统； ▪ ——蒸汽排放控制系统。

（Process Inherent Ultimately Safe Reactor）的设计，则进一步发挥了这一个 概念。特别在池式快堆IFR中，其堆芯泡在一个极大的水池内，堆芯产生的热量 永远小于水池的冷却能力，堆芯的安全保证依靠重力和热工水力学定律，所以是 固有安全性设计。 (3)意义 • 考虑到核电厂系统的复杂性，以固有安全性概念贯穿反应堆、核电厂设计的安全 新论点，来保证解决设计上的薄弱环节，大力推进核电的安全性。
反 应 性 控 制 类 型 功 补 率 偿 控 控 制 制 : : 要 补 求 偿 某 控 些 制 控 元 制 件 元 用 件 于 动 补 作 偿 迅 燃 速 耗 , , 及 裂 时 变 补 产 偿 物 由 积 于 累 负 所 荷 需 变 的 化 剩 , 余 温 反 度 应 变 性 化 ; 和 也 变 用 更 于 功 改 率 变 水 堆 平 内 引 功 起 率 的 分 微 布 小 , 以 反 获 应 得 性 更 瞬 好 态 的 变 热 化 工 ;
2.1反应堆的安全性（4）
4.现有堆型与先进堆安全性比较 • 现有堆型（压水堆PWR、沸水堆BWR、高温气冷堆
HTGR）的安全性也是依靠安全性4要素。 • 现有堆型对安全性4要素依靠的重点和程度不同，主要的
依靠还是能动的安全性和后备的安全性。 • 现有堆型需要设置应急堆芯冷却系统、余热排出系统、安
过程中，必须坚持安全第一的原则。
• 正常的工况：反应堆正常运行时，裂变产物几乎全 部被包容在燃料元件内，从燃料元件泄漏的少量气 态裂变产物以及活化产物几乎都被包容在封闭的一 回路系统内。
• 可能的问题：一旦发生严重的堆芯损坏事故，同时 又发生一回路边界和安全壳破损的情况下，将有大 量的放射性物质释放到环境中，造成严重污染。