反应堆的轴向功率偏差和运行控制
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核电厂运行物理参数分析摘要:本文选取物理监督中较为常用的参数,对其使用场景、监督手段和涉及到的仪表进行了分析,核电厂运行物理参数对稳定运行有重要意义,保持对运行物理参数的持续跟踪、深入研究,才能不断满足核电厂生产发展要求,达到预期目标。
关键词:反应堆运行物理参数;燃料可靠性;堆芯跟踪;负荷跟踪前言:加强对核电厂反应堆运行燃料物理参数管理的研究和持续落实优化举措,一方面可以降低核电厂运行过程中的风险,规避多种因素对核电厂运行的干扰,让核电厂的生产和发展能够得到可靠的支持力量。
另一方面则能够促进核电厂反应堆运行技术的优化升级,让核电厂能够更好的处理异常状态、避免严重事故的发生,让核电厂在新时期的经营和发展能够得到更多的认可。
由此可见,对核电厂反应堆运行物理参数进行探究是十分必要的,具体策略综述如下。
一、燃料可靠性跟踪反应堆堆芯的高密度能量与辐射性将其区别于其他的电厂,核燃料更是其动力心脏。
电厂核燃料完整与否关系着电厂的核安全、经济效益及社会效益。
因此电厂在运行期间应对燃料的完整性进行连续监测,及时了解燃料组件在堆内的运行情况,确保核燃料完整,燃料可靠性指标达国际先进水平,一旦发生燃料破损,严格按技术规格书要求,采取相关的措施,确保反应堆安全。
为有效预测燃料棒的堆内辐照行为,需将很多复杂物理现象的形成机理与实验观测相结合,建立合理的模型,且应该有一种简约的判定标准。
世界核电运营者协会(WANO)在核电运行指标手册中规定了燃料可靠性指标FRI。
FRI是经过对残留铀贡献和功率水平进行修正,并按通用净化率和标称功率下平均功率密度进行归一化处理得到的冷却剂中I-131的稳态平均活度值,通过该值,能够对堆芯燃料破损情况做出判断。
FRI的计算需要I-131、I-134的实测稳态平均活度、反应堆平均功率水平、燃料棒线功率密度等物理参数,这些数值由在线监测和放化分析获得。
电厂运行期间燃料完整性监督有两种手段,一是通过在线仪表对反应堆一回路冷却剂γ剂量率进行连续监测,二是监督反应堆冷却剂裂变产物的放化分析结果。
一回路复习题绪论概述1.简述压水堆核电站的基本组成。
答:以压水堆为热源的核电站。
主要由核岛(NI),常规岛(CI),电站配套设施(BOP)三大部分组成。
(1)核岛:蒸汽发生器、稳压器、主泵和堆芯等四大部件。
在核岛中的系统设备主要有压水堆本体,一回路系统,以及为支持一回路系统正常运行和保证反应堆安全而设置的辅助系统。
(2)常规岛:主要包括汽轮发电机组、变压器、冷凝器、加热器、主给水泵及二回路系统等,其形式与常规火电厂类似。
(3)电站配套设施:除核岛和常规岛以外的配套建筑物、构筑物及其设施的统称。
2.压水堆核电站如何将核能转化为电能?答:压水堆核电站将核能转变为电能的过程分为四步,在四个主要设备中实现的。
(1)反应堆:将核能转变为热能(高温高压水作慢化剂和冷却剂);(2)蒸汽发生器:将一回路高温高压水中的热量传递给二回路的给水,使其变为饱和蒸汽,在此只进行热量交换,不进行能量的转变;(3)汽轮机:将饱和蒸汽的热能转变为高速旋转的机械能。
(4)发电机:将汽轮机传来的机械能转变为电能。
3.核岛厂房主要有哪些?分别布置哪些系统?答:核岛厂房主要有反应堆厂房(RX1、RX2),燃料厂房(KX),核辅助厂房(NX),电气厂房(LX)。
分别布置的系统有:(1)反应堆厂房又称安全壳,其内主要有反应堆和其他一回路主要设备以及部分专设安全系统和核辅助系统设备。
(2)燃料厂房是一个平顶方形混凝土结构,其内主要有乏燃料水池,用以贮放堆芯中卸出的乏燃料。
(3)核辅助厂房为两机组共用。
厂房呈矩形,主要布置核辅助系统(如化学容积控制系统、硼和水补给系统等)、废物处理系统及部分专设安全系统设备。
(4)电气厂房布置有主控室和各种仪表控制系统及供配电设备。
4.常规岛主要有哪些厂房?分别布置哪些系统?答:常规岛厂房主要由汽机厂房和辅助间(1MX 2MX)及联合泵站(1PX 2PX)所组成。
汽机厂房布置有二回路及其辅助系统的主要设备,如汽轮机、发电机、冷凝器、除氧器、给水泵等。
2.1查水物性骨架表计算水的以下物性参数:(1)求16.7MPa时饱和水的动力粘度和比焓;(2)若324℃下汽水混合物中水蒸气的质量比是1%,求汽水混合物的比体积;(3)求15MPa下比焓为1600kJ/kg时水的温度;(4)求15MPa下310℃时水的热导率。
2.2计算核电厂循环的热效率13:14:49位置T /K p /kPa -1h /(kJ·kg ) 状态 给水泵入口 6.89 163 饱和液 给水泵出口7750 171 欠热液 蒸发器二次侧出口 7750 2771 饱和气 汽轮机出口6.891940两相混合物 蒸发器一次侧入口 599 15500 欠热液 蒸发器一次侧出口56515500欠热液第三章3.1的热导率,并求1600℃下97%理论密度的UO2与316℃下金属铀的热导率做比较。
13:14:49习题讲解8假设堆芯内所含燃料是富集度3%的UO2,慢化剂为重水D2O,慢化剂温度为260℃,并且假设中子是全部热能化的,在整个中子能谱范围内都适用1/v定律。
试计算中子注量率为1013 1/(cm2·s)处燃料元件内的体积释热率。
= 0.275试推导半径为R ,高度为L ,包含n 根垂直棒状燃料元件的圆柱形堆芯的总释热率Q t 的方程:1Q tnLA u q V ,maxF u其中,A u 是燃料芯块的横截面积。
4.1燃料元件,已知表面热有一压水堆圆柱形UO2流密度为1.7 MW/m2,芯块表面温度为400℃,芯块直径为10.0mm,UO2密度取理论密度的95%,计算以下两种情况燃料芯块中心最高温度:(1)热导率为常数,k = 3 W/(m•℃)(2)热导率为k = 1+3exp(-0.0005t)。
热导率为常数k不是常数,要用积分热导法4.2有一板状燃料元件,芯块用铀铝合金制成(铀占22%重量),厚度为1mm,铀的富集度为90%,包壳用0.5mm厚的铝。
元件两侧用40℃水冷却,对流传热系数h=40000 W/(m2•℃),假设:气隙热阻可以忽略铝的热导率221.5 W/(m•℃)铀铝合金的热导率167.9 W/(m•℃)裂变截面520×10-24cm2试求元件在稳态下的径向温度分布4.3已知某压水堆燃料元件芯块半径为4.7mm,包壳内半径为4.89mm,包壳外半径为5.46mm,包壳外流体温度307.5 ℃,冷却剂与包壳之间传热系数为 28.4 kW/(m2•℃),燃料芯块热导率为 3.011 W/(m•℃),包壳热导率为18.69 W/(m•℃),气隙气体的热导率为0.277W/(m•℃)。
Vol.36. No.2 A p r. 2015第36卷 第2期 2015年4月核 动 力 工 程Nuclear Power Engineering文章编号:0258-0926(2015)02-0101-04; doi: 10. 13832/j. jnpe. 2015. 02. 0101MSHIM 运行模式在M310机组的初步应用研究王静卉,王金雨,王 丹中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室,成都,610041摘要:以大亚湾核电站1号机组为研究对象,尝试将机械补偿控制策略(MSHIM )运行模式应用于M310核电厂。
分析表明,M310核电厂具有基负荷的MSHIM 运行能力,具备一定的不调硼负荷跟踪能力,但G1、G2、G3棒组和R 棒组存在控制能力不足的问题。
在现有控制棒数量及布置前提下,通过重新分组并定义控制棒组,有可能在M310机组上实现MSHIM 运行与控制策略。
关键词:反应堆;MSHIM 运行模式;M310机组 中图分类号:TL38+2 文献标志码:APreliminary Study on MSHIM Strategy in M310 Unit NPPWang Jinghui, Wang Jinyu, Wang DanScience and Technology on Reactor System Design Technology Laboratory, Nuclear Power Institute of China, Chengdu, 610041, ChinaAbstract: Taking the Daya Bay nuclear power plant as a research target, this paper applies the MSHIM strategy on the M310 unit. M310 unit could operate with MSHIM strategy under various modes of operation, including base load and load follow. But the ability of banks of G1, G2, G3 and R is insufficient during load follow. After the redesign of the rod cluster control assembly pattern, the analysis indicates that it is possible to implement the MSHIM strategy on M310 unit with the current placement of control rods.Key words: Reactor, MSHIM strategy, M310 unit0 引 言为了满足先进轻水堆用户文件(URD )的要求,西屋提出了机械补偿控制策略(MSHIM ),以提高负荷跟踪运行能力和减少废水产生量[1]。
【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。
1.6 其它系统§1.6.1核仪表系统(RPN)一、系统功能RPN,(核仪表系统,这样叫不准确,应为核功率测量系统)的主要功能是:1、连续监测反应堆功率、功率水平的变化及反应堆轴向功率分布。
为此,核仪表系统(RPN)由设置在反应堆压力容器周围的一系列探测器进行中子注量率测量,并对测得的各种模拟信号予以显示,给操纵员提供在装料、启动、功率运行及停堆等反应堆状态下中子注量率信息。
2、通过功率测量通道所得信号计算,可监测反应堆径向功率的倾斜和轴向的功率偏差。
3、向功率调节系统、反应堆保护系统提供功率量程范围内中子注量率信息。
4、它在安全方面的作用是通过功率量程测量通道高中子注量率和中子注量率变化率高信号触发反应堆紧急停闭。
二、系统的组成核仪表系统(RPN)所需测定的范围是从额定功率的10-9直至额定功率的200%。
为此,该系统包括:1、分属于源量程、中间量程和功率量程的8个独立的测量通道,它们可以提供三种不同的保护水平。
2、3个辅助的中子注量率监测通道。
测量通道是指由一些必要的元件或者仪表、装置所组成的系统。
8个独立的测量通道是:图(1),图(2)。
1、源量程测量通道(CNS),它由2个独立的相同线路组成。
在停堆时和在电站启动的初始阶段,源量程线路保证中子注量率的冗余测量。
它的测量范围是10-1到2×105n/cm2.s。
(额定功率的10-9到10-3%)2、间量程测量通道(CNI),它由2个独立的相同线路组成,保证中子注量率从2×102到5×1010n/cm2·.s。
(额定功率的10-6到100%)范围内的冗余测量。
中间量程测量线路是在反应堆图(2)探测器轴向布置1551563、功率量程测量通道(CNP ),它由4个独立的相同线路组成。
它保证堆芯上部、下部以及平均的中子注量率的冗余测量,测量范围5×102到5×1010n/cm 2.s 。
讨论问题请画出反应堆堆芯功率分布的形状如何堆芯功率测量核仪表系统(RPN)反应堆功率背景知识以下反应堆功率沿燃料元件长度分是不均的,即使100%Pn功率,也可能使燃料元件局部烧毁。
所以只研究反应堆发出多大功率是不够的,还要研究反应堆功率在堆芯内是怎样分布的。
有关功率分布的基本参数是线功率密度。
它定义为单位长度燃料元件产生的功率,单位为W/cm。
堆芯径向功率分布呈贝赛尔函数形状,这是由堆芯结构、燃料组件及控制棒的对称布置决定的,在运行中很少改变,也无法控制。
所以,人们只研究轴向功率分布。
堆芯轴向功率分布与控制棒位置、氙毒、燃耗等因素有关,它的形状随时变化。
核仪表系统(RPN)核仪表系统(RPN)表示满功率时情况;下部大,主要是冷却剂人口温度低负温度效应引起;控制棒移动对其影响大;运行中变化不大;特征参数,设计确定;反应堆功率背景知识核仪表系统(RPN)核电站反应堆堆芯功率分布(或称中子通量密度分布)是一个极其重要的物理量。
在发电运行之前进行的零功率分布试验,除了检验燃料组件装堆的正确性之外,对堆芯的物理设计是一个很好的验证。
更为重要的是,堆芯功率分布与核电站的安全运行和经济运行有着直接的联系。
在不同的燃耗寿期有不同的功率分布,也有着不同的运行要求。
所以在核电站正常运行时要定期进行测量。
堆芯功率分布直接影响燃料元件的燃耗深度,燃料组件每年都要进行部分更换和重新排列,而这个一年一度的换料方案主要就是根据这些数据来制定的。
核仪表系统(RPN)几种功率指示1、核功率:测量值是以中子通量作为变量的线性函数,受燃耗影响的,需定期校准。
在主控P8 盘显示。
2、热功率:是与燃耗无关的一回路温差和流速的线性函数,在主控P8 盘显示。
3、电功率:主控墙上显示GRE001UV显示CIS中显示核仪表系统(RPN)核仪表系统(RPN)大亚湾和岭澳四台机组发电能力跟踪日报日期 参数D1#D2#L1#L2#19KKO电功率(机组实际出力) MWe986982984.4987.22GRE001UV电功率 MWe9909879879883主控墙上显示 MWe9919899909924CIS 显示 MWe 9889909909935KME热功率 ﹝额定值为2905MW) MW2896.92893.02894.72895.061核KIT、2核KDO热功率 MW289728962890.52895.87RPN最大值(〈102%) %99.6100.8100.2101.78RPN平均值 %99.5100.6100.1101.49海水温度CRF501CT ℃22.322.322.422.410CVI001MP汽轮机背压 mbar7777686811修正到额定热功率时的电功率 MWe988.8986.1987.9990.612发电潜力 MWe2.8 4.13.5 3.413 其中:受KIT/KDO热功率波动限制量MWe3.0 3.0 3.0 3.014 其余:可调节部分 MWe -0.21.10.50.415带STR 对电功率的影响 MWe-2.00.00.0-2.016APG 流量变化对功率的影响 MWe 0.30.3-0.10.917APA 运行对电功率的影响 MWe 0.00.00.00.018“其它情况”对电功率的影响 MWe0.00.00.00.019折算到同工况额定热功率时的电功率Mwe 990.5985.8988.0991.7202004-04-16.热功率与电功率以KME 和9KKO 为准,核仪表系统(RPN)教学目标1 、掌握核仪表系统(RPN)的功能、组成2、掌握源量程、中间量程、功率量程中子探测器工作原理3、了解提供的信号作用核仪表系统(RPN)核仪表系统(RPN)核仪表系统(RPN)是用分布于反应堆压力容器外的一系列中子探测器来测量反应堆功率、功率变化率以及功率的径向和轴向分布等,是直接关系到反应堆安全的重要系统之一。
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。
龙源期刊网 http://www.qikan.com.cn 反应堆的轴向功率偏差和运行控制 作者:宋家玉 来源:《科技视界》2015年第11期
【摘 要】本文主要介绍了反应堆轴向功率偏差ΔI的定义以及相关的物理热工概念、反应堆运行控制图产生原理,并且简单定性地分析影响轴向功率分布的主要因素。某650MWe核电厂为例,反应堆运行控制采用常轴向功率运行模式,本文讨论此模式下反应堆轴向功率偏差的运行控制的特点和经验。
【关键词】反应堆;轴向功率偏差;运行控制 0 引言 理论分析计算表明,对于圆柱形反应堆,在无控制棒条件下,轴向功率的分布成近似余弦函数分布,径向功率成贝塞尔函数分布。而实际上功率在堆芯分布是不均匀的。这种不均匀的功率分布极大地限制了反应堆热功率和并对局部的堆芯材料造成影响。为此在堆芯设计中采用展平堆芯中子通量的方法,实现堆芯设计运行的利益最大化。比如径向功率的分布可以通过设计反应堆反射层、燃料的不同浓度分区布置、可燃毒物棒和控制棒的径向对称布置等措施来展平。正常运行过程中,径向功率分布受扰动的程度相对较少,可以通过设计较准确地的预测功率分布。而轴向功率分布,更多的受运行过程的变量的影响。因此,本文主要就反应堆的轴向功率分布的表征因子轴向功率偏差和运行控制进行讨论。
1 反应堆轴向功率分布的相关定义 对于反应堆的设计,考虑到经济性要求,燃料的燃耗越深,燃料的利用就越充分;同样,正常运行时单位体积燃料的功率输出越多对于电厂越有利。但是如果考虑到安全运行就必须防止芯块熔化、包壳烧毁,就必须限制堆芯最大线功率密度的值。一样的道理,正常运行的堆芯线功率密度过高,即使没有达到芯块熔化或包壳烧毁的值,一旦发生失水事故工况,仍然可能出现超过燃料元件材料安全的极限。因此,必须对设计堆芯功率的输出量进行限制。
单纯从核物理方面来看,反应堆堆芯存在着某一积分功率输出最大的冷却剂通道,即热管;同时堆芯存在着某一燃料元件表面热流量最大的点,就是热点。可以说他们对确定堆芯功率的输出量起着决定性的作用。
热量从堆芯输出依次经过导热→对流放热→热量输出三种过程,在不考虑冷却剂流量分布不均匀、燃料材料和加工等工程因素过程的情况下,只从核方面考虑,对一定材料、尺寸的棒状元件的热量输出进行传热过程计算时,我们发现燃料元件中心和表面最高温度T0 max、TCS MAX只是与热点热流密度有关。 龙源期刊网 http://www.qikan.com.cn 1.1 热点因子、轴向功率偏移和轴向功率偏差 堆芯功率分布的均匀程度可以用热点因子Fq来表示,热点因子Fq的定义:堆芯最大线功率qmax与堆芯平均线功率qavg之比称为热点因子Fq。
而Fq不是一个可以测量的量。因此通过一个可以有效测量的中间量,即轴向功率偏移AO,对堆芯热点进行监测。
式中,PT——堆芯上部功率;PB——堆芯下部功率,(PT+PB)是堆芯的当前核功率。 轴向功率偏移AO是轴向中子通量密度或轴向功率分布的形状因子。它不能够精确地反映燃料热应力的情况,因为对于不同的功率水平,尽管AO值相同(如100%FP时,PT=40%FP,PB=60%FP;50%FP时PT=20%FP,PB=30%FP,他们的AO相同为-20%。),显然总功率水平相对高的状态,其上、下部功率偏差也较大,因此必然导致堆芯上、下部功率差异而产生的热应力和机械应力在高功率运行状态下更大。所以,还需要引入另一个量,用以反映在额定功率水平下功率分布或中子通量密度的不对称情况。这个量就是轴向功率偏差⊿I。
轴向功率偏差⊿I,反映以额定功率水平为参考准则的堆芯轴向功率分布的不平衡性。对于某一功率水平,假定PT代表堆芯上部产生的核功率,PB代表堆芯下半部产生的核功率。其中,PT和PB是由功率量程长电离室的上部三段和下部三段产生的电流IT和IB加以换算得到的。(PT+PB)额定是堆芯的额定功率。则定义⊿I为:
式中功率份额Pr定义为:Pr=(PT+PB)/(PT+PB)额定。那么,就有⊿I=AO·Pr关系。在额定功率水平下,Pr=1,⊿I=AO。
1.2 热点因子Fq和轴向功率偏移AO的关系图 对于某一给定的功率水平,由AO表征的轴向功率分布对于堆芯达到最大线功率密度输出量PL有直接的影响。随着AO的变化,要监测热点因子。在AO和Fq之间确立相应的关系,就是堆芯熔化准则。
在大量的物理模拟实验和研究的基础上,可以总结得到在正常运行、运行瞬态(包括阶跃和线性变化)和氙振荡等状态下 Fq-AO蝇图。根据各种可能的棒位,硼浓度、燃料、负荷变化等给出大量的运行状态点,每一个点均可在Fq-AO蝇图上得到一个斑点。如图1:Fq包络线与AO关系图。
确定这些状态点的位置是为了确定这些斑点的包络线,使在包络线上的热点因子Fq总比同一AO数值下的由实验得到的Fq大。也就意味着对于一个给定的AO,不管反应堆运行在一龙源期刊网 http://www.qikan.com.cn 类、二类工况,热点因子总是小于或者等于包络线所给定的极限。如果Fq值超过包络线对应的数值,堆芯性能可能恶化。
某650MWe核电厂为例,通过对核电厂第一循环不同燃耗下所有I类工况瞬态的计算和分析,可以给出堆芯不同状态下的轴向功率偏移AO和热点因子Fq的对应关系。通过大量的瞬态点蝇迹得到Fq-AO包络线方程:
Fq=1.75-0.035AO AO14.6% 反应堆的设计和运行必须考虑对Fq的限制,考虑功率的分布情况。因此,下面再来讨论影响轴向功率分布的主要因素。
2 影响轴向功率分布的主要因素 反应堆功率分布在运行过程中是变化的。反应堆轴向功率分布受多种因素影响:慢化剂温度效应、可燃毒物效应、多普勒效应,以及反应堆功率水平等均影响到轴向功率分布;同样,氙毒、控制棒组件的位置和移动、燃耗也会对轴向功率分布产生影响。
2.1 慢化剂温度效应的影响 慢化剂温度效应对热功率轴向分布的影响,是由于堆芯温度由底部到顶部逐渐升高。满功率运行反应堆的冷却剂进出口温度差ΔT约34.6℃。稳定运行状态下,由于慢化剂温度效应,将导致堆芯上部功率下降,堆芯下部功率下降,使轴向功率偏差⊿I为负值。
慢化剂为含硼水,通过调节硼浓度来控制堆芯的满的反应性变化。硼的微分价值与慢化剂硼浓度、慢化剂温度、燃料的燃耗等有关。图2给出硼的微分价值随硼浓度和慢化剂温度变化的曲线。硼的微分价值始终是负值,当慢化剂中硼浓度一定,随着慢化剂温度的上升其引入的负反应性减少;当慢化剂温度一定时,随着硼浓度的增加而引入的负反应性减少。
图3是慢化剂温度系数αm与硼浓度和慢化剂温度的关系图。对其的分析表明慢化剂温度系数会主要取决于慢化剂密度变化引起的反应性变化。
也就是说慢化剂温度增加或者硼浓度增加,将导致慢化剂温度系数负的更少,甚至可能出现正的慢化剂温度系数。
因此,当可溶硼用作反应堆反应性控制的一种手段时也会对慢化剂温度系数产生影响。 随着堆芯燃耗增加,慢化剂温度系数变得越来越负,这首先是由于可溶硼浓度的降低,其次是由于钚和其它裂变产物积累引起的。这也就是说在循环寿期内,慢化剂温度变化(如功率变化)对轴向功率偏差的影响,寿期末将比寿期初更大。 龙源期刊网 http://www.qikan.com.cn 如上所述,单独考虑慢化剂温度效应对热功率轴向分布的影响,是使堆芯下部的中子通量密度(功率)比上部高,使得⊿I向负值,而且越是寿期末越明显,这种影响也是稍滞后于功率变化的慢变化量。
2.2 多普勒效应的影响 反应堆功率增加,燃料温度上升,由燃料共振吸收的多普勒效应产生的负的温度效应,即燃料的温度系数。燃料温度系数总是负值,并且随着燃料有效温度的增加而增加(负值减少)。
燃料温度系数与燃耗相关,随着燃耗的加深,寿期初比在寿期末有更大的负值。这主要是由于燃耗增加,燃料芯块的肿胀和包壳蠕变,使燃料芯块与包壳之间的间隙减小增加了导热性,降低了元件温度,由此引起的燃料温度系数负值减少明显强于由于Pu-240的积累以及裂变气体降低气隙的热导率而引起的负值增加。
某650MWe压水堆核电厂为例,慢化剂温度系数约-50→-8*10-5/K;多普勒温度系数约-4→-1*10-5/K,但是由于燃料温度由零功率到满功率变化量远大于慢化剂的温度变化,因此整个堆芯寿期内,多普勒效应的影响始终在反应堆功率因素中占主要地位。
总的来说:多普勒温度效应是瞬态变化的量。受燃耗和温度的影响,随着燃耗的增加,多普勒温度效应是增加的,并在整个堆芯寿期占重要地位。
2.3 可燃毒物效应的影响 可燃毒物是反应堆储备后备反应性的手段之一,要求由于消耗可燃毒物而释放出来的反应性基本上和堆芯中由于核燃料燃耗所减少的剩余反应性相等。由于可燃毒物棒在整个堆芯长度上,因此在寿期初它对轴向功率分布没有什么影响,但是随着燃耗的增加,在寿期末堆芯下部的可燃毒物燃耗较大,中子吸收的能力稍降,将影响⊿I。
2.4 氙毒效应的影响 氙Xe-135是热中子反应堆裂变产物中最重要的同位素,氙由裂变和通过裂变产物衰变链I-135衰变产生,同时通过衰变和吸收中子的方式消失,其中I-135衰变和氙吸收中子是氙产生和消失主要方式。氙的热中子吸收截面非常大,对反应堆的中子通量密度分布和⊿I都产生严重影响。
在反应堆中氙的产生、消失和变化过程有这样一些特点:(1)反应堆启动,稳定运行后氙的浓度(氙引入的负反应性)会达到平衡。这个时间约40hr。(2)稳定功率运行引入的平衡氙毒负反应性,只与功率(热中子通量密度)有关,就是说功率越高平衡氙毒越大。以某核