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所示。
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。冷却剂的循环靠冷却剂泵（主泵）来完成。一台稳压器使一回路的压力维持恒定。
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器加热，最后回到蒸汽发生器二次侧再被一次侧冷却剂加热完成一次循环。
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图1－2 压水堆本体结构图
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图1－3 压水堆核电站工艺流程图
§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所示，主要包括：
·反应堆冷却剂平均温度(R棒组)控制系统；
·反应堆功率(N1、N2、G1、G2棒组)控制系统；
·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)；
·稳压器压力和水位控制系统；
·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；
·发电机电压控制系统等。
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统动作。
压水堆核电站的核功率是跟随透平功率而变化的。这种运行方式通常称为负荷跟踪运行模式(即模式G)，参与电网调峰。这种模式对于电厂是最灵活的运行模式。电网需求的变化可以由汽轮机控制系统直接改变蒸汽流量，而反应堆则通过它的控制系统对负荷的变化做出响应。
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图1－4 压水堆核电站控制系统框图
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压水堆核电站控制系统的主要功能是：
(1) 用于反应堆的启动、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下运行；
(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)能适应一定的运行暂态。
电网频率控制是电力生产的重要指标之一。电网频率变化的主要原因是由于产生的功率与负荷要求不一致所致。例如减少某一个电厂发电量，频率就会降低。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±250mHz。
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参数变化表现出来的。
由于缓发中子的作用及反应堆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调节量是能够满足调节要求的。
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15%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＋10%FP时，负荷不得超过100%FP。
·允许负荷以5%FP/nim的速率连续变化；
·甩负荷50%～80%FP不引起大气排放阀打开、停堆或蒸汽发生器二次侧安全阀打开；
·反应堆紧急停堆、汽机脱扣不引起蒸汽发生器二次侧安全阀打开；
·接到紧急停堆信号后，能在约1.5秒的时间内快速落下控制棒。
压水堆核电站控制系统的整定值大部分是由核功率由90%FP阶跃上升到100%FP的响应来决定的。
正常运行时功率调节的超调量应小于3%FP。冷却剂平均温度的超调量也是一个重要指标，通常要求平均温度超调量不应大于2.5℃。
§1.3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散理论，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量的一个“点”，则称为“点堆动力学模型”。
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定义中子一代时间lp 为
lp l K eff
= (1－1) 式中l 为中子寿命；K eff 为有效增殖因子。
反应性ρ为
ρ＝K K eff eff -1
(1－2)
则具有六组缓发中子核反应堆动态方程为
dn dt lp n C dC dt lp n C i i i i i i i =-+=-⎧⎨⎪⎪⎩
⎪⎪=∑ρβλβλ16 (1－3)
式中n 为中子密度；λi 为第i 组缓发中子先驱核衰变常数(1/ｓ)；C i 为第i 组缓发中子先驱核密度；βi 为第i 组缓发中子份额。
仅为了阐明物理概念，可省略繁琐的推导过程，直接将多组缓发中子核反应堆动态方程近似为等效单组缓发中子动力学方程：
()()() ()()()n t lp n t C t C t lp n t C t =-+=-⎧⎨⎪⎪⎩
⎪⎪ρβλβλ (1—4)
式中C(t)——等效单组缓发中子先驱核密度，核数/cm 3；λ——等效单组缓发中子先驱核的衰变常数。
对方程组(1－4)求解。当反应性ρ为一个较小的阶跃扰动时，等效单组缓发中子的动态方程的近似解为
n(t)≈A e A e t t 1212ωω+ (1—5)
图1－5 较小阶跃扰动下等效单组缓发中子动态方程响应曲线
