核反应堆运行与控制

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1、第九章：核反应堆运行与控制核反应堆工程概论 核反应堆运行和控制一、反应堆控制二、保护系统控制三、反应堆运行 一、反应堆控制1、基本任务与原理2、功率控制3、稳压器控制4、蒸汽发生器水位控制5、蒸汽排放控制 1、基本任务与原理l两个基本任务：（1）正常运行工况下对启动、提升功率、变换功率、正常停堆等进行控制，并为维持稳态运行，对某些运行参数进行必要的调节。（2）在任何工况下确保安全停堆，并从堆芯移出热量和限制预计运行事件及事故工况的后果，确保人身与设备安全。l作用： 维持反应堆的重要参数在稳态运行或给定的负荷扰动下，始终保持在所规定的范围内。 2、功率控制l功能：通过移动控制棒来调节反应堆功率以

2、适应核电站负荷变化的要求。它有自动和手动两种方式，手动方式用于堆的启动直到15额定功率；在15100额定功率范围内，则采用自动跟踪负荷。必要时，也可以手动控制。l压水堆功率控制系统由冷却剂平均温度通道、功率失配通道和平均温度定值通道组成。三个通道的输出信号通过控制棒程序单元驱动控制棒。 3、稳压器控制l压力控制： 由设在稳压器水空间内的电加热器和设在稳压器顶部的喷雾器、卸压阀加以控制。l水位控制： 压水堆冷却剂的容积是用化学和容积控制系统来调节的，特别是利用容积控制箱，以保持稳压器液位在给定范围内。 4、蒸汽发生器水位控制l根据给水流量、蒸汽流量和蒸汽发生器水位三个要素控制主给水控制阀或调节主

3、给水泵转速。当蒸汽发生器水位有异常上升时，主给水控制阀及旁路给水阀全部关闭；当蒸汽发生器水位异常降低时，反应堆自动停闭，并自动启动事故给水泵。另外，在低负荷时，可手动或自动使用旁路给水控制阀控制水位。 5、蒸汽排放控制l压水堆核电站运行时，当负荷降低超过规定范围时，就靠蒸汽排放控制系统将过剩蒸汽排向冷凝器。 二、保护系统控制l目的：在于防止反应堆偏离安全限值以及一旦超过这种安全限值后缓解所发生的后果。亦即防止事故发生以及缓解事故所生的后果。l系统包括：（1）反应堆保护系统：当运行参数超过限值，危及堆芯及一回路压力边界时，该系统发出自动停堆信号。通过安全动作系统使控制棒下插，保证反应堆热态安全停

4、堆，并有足够的热态停堆深度。在反应堆事故停堆的同时，汽轮机能自动脱扣。（2）专设安全设施： 二、保护系统控制（1） 对于压水堆，运行中的几个主要危险是反应堆周期过短、中子水平过高、一回路冷却剂温度过高、压力过低、流量过低等。故一般压水堆设有如下保护：l短周期事故保护l反应堆超功率及超功率流量比保护l反应堆进、出口水温过高保护l一回路冷却剂压力过低保护l一回路流量过低及断流保护l控制电源、电离室、裂变室电源断电保护 l二回路系统、厂房放射性水平过高保护 三、反应堆运行1、概述2、压水堆核电站的正常启动3、功率运行4、压水堆核电站的停闭 1、概述l核电站建成，堆芯燃料装载后的反应堆启动，称为初次启

5、动，亦称新堆的物理启动l目的：检验设计、制造和安装的质量，测定各种必要的特性参数，为安全运行提供实验数据l新堆的物理启动：主要是指新堆的初次临界试验。通过相继提升堆内各组控制棒组件，以及按一定规范稀释冷却剂中的硼浓度，使反应堆首次达到临界。在这试验中，对控制棒的临界棒栅位置进行刻度，对零功率下临界态附近的中子通量、反应性以及反应堆周期作出实验研究，获得必要的物理参数等。 1、概述（1）l临界前试验： 燃料组件全部装载完毕后一回路的水力特性试验以及其他在未装燃料前无法进行的一些试验。l包括： 冷却剂系统泄漏试验 一回路系统流量测定 冷却剂泵惰转流量下滑试验 控制棒驱动机构动作特性 控制棒落棒时间

6、 棒位指示系统响应特性 反应堆保护系统动作特性 电阻温度计旁路流量测定试验 堆内核测仪表响应 1、概述（2）l初次临界试验： 在热态额定工况下，进行首次物理启动，达到临界，实现反应堆的自持链式反应。l内容： 初次临界 注意问题：次临界状态下中子通量变化规律 控制反应堆启动周期 零功率物理试验功率水平之测定 反应性测定 末点硼浓度测定 1、概述（3）l低功率物理试验： 在热态稍高于零功率时进行堆的物理特性试验，取得实验数据来为运行服务和校核理论计算。l内容： 控制棒价值和硼价值的测定 模拟弹棒事故试验 最小停堆深度验证 慢化剂温度系数测定 功率分布测定 放射性水平测定 压力系数测定 1、概述（4

7、）l功率提升试验： 一般分15、25、50、75、100额定功率5各功率水平逐级提升功率。l内容： 自然循环试验 发电机首次同步 汽轮机控制系统启动试验 功率测量和功率刻度试验 功率系数测定 功率分布测定 二回路热功率测量 带功率工况下慢化剂温度系数测定 取样系统试验 放射性水平测定 废液废气检测 蒸汽和给水流量仪表刻度试验 蒸汽发生器水位自动控制试验 核测量仪表调整试验 堆内、堆外核测量仪表刻度试验 控制棒组件落棒试验 蒸汽发生器水份夹带试验 中毒曲线测定 碘坑测量 负荷摆动试验 甩负荷试验 电站满功率停闭试验 电站验收试验 2、压水堆核电站的正常启动2.1、正常启动2.2、初始状态：换料的

8、冷停闭工况2.3、第一阶段：一回路充水和排气2.4、第二阶段：稳压器投入运行2.5、第三阶段：一回路升温升压至工作温度与压力、启动反应堆达到临界2.6、第四阶段：二回路启动2.7、第五阶段：发电机并入电网，提升功率2.8、启动过程中应注意的问题 2.1、正常启动l在正常运行过程中反应堆停闭后的再启动称为正常启动。分为冷启动和热启动。l冷启动：反应堆停闭了相当长时间，温度已经降到60 以下时的启动。包括换料后的冷启动。l热启动：反应堆停闭后不久的再启动。这时堆内中子源比较强，还有一定的毒性，而且反应堆的温度也与工作温度比较接近。 2.2、初始状态：换料的冷停闭工况各系统的状态：l供电系统：电源电

9、压为0.851.05额定电压，电网频率为500.5Hz，使反应堆、冷却剂泵、一回路及二回路的辅助系统、反应堆控制与安全保护系统、检测仪表系统，信号处理系统等处于能运行状态。l反应堆：装换料结束，处于次临界，堆内充满200ppm的含硼水，控制棒在最低位置，堆内温度10000pcm。l控制与安全保护系统：已作好准备，检查与校验工作已经完毕，中子源量程测量已投入运行，对反应堆进行监测。l设备冷却水系统： l停堆冷却系统：有一台或两台热交换器正在运行。l化学和容积控制系统：l安全注入系统：l二回路系统： 2.3、第一阶段：一回路充水和排气l由化学和容积控制系统给一回路充水。充水时，将来自补水系统的除盐

10、水注入一回路，进行稀释操作，使充水结束时，反应堆的停堆深度不小于1000pcm。l降低蒸汽发生器二次侧水位到零功率值，启动冷却剂泵并投入稳压器加热器，使冷却系统升温预热。l在开始加热阶段，应注意监测和调节一回路水质，使冷却剂水化学特性得到保证，当一回路水质合格时，将净化系统投入运行。 2.4、第二阶段：稳压器投入运行l当第一阶段终了时，一回路温度约100 至130 ，压力为25bar，上充流已开始建立。容积箱顶部建立了氢气空间，可手动控制容积控制箱上游的控制阀及补给水控制阀，进行氢气替换氮气。l用减少上充流量的方法形成蒸汽空间，然后用收到控制以保持稳压器的水位。l当稳压器水位达到零功率水位整定

11、值时，就从调节转为运行，承担了压水堆冷却系统的压力控制。一回路温度180 ，压力30bar l在一回路温度达到180 之前，投入控制棒驱动机构的通风回路，抽出停堆棒组。 2.5、第三阶段：一回路升温升压至工作温度与压力、启动反应堆达到临界l升温升压： 在满足一定条件下，依靠稳压器的电加热器和冷却剂泵转动时的机械功，使一回路系统的压力和温度达到或接近零功率额定值，然后可以启动反应堆达到临界，称为联合加热法。 当系统已升温预热、稳压器汽腔已形成、冷却剂压力为30bar、温度到180 的情况下，就启动压水堆达临界，在低功率下利用核能加热，使系统的温度和压力按规定速度上升到额定参数，称为核加热法。 2

12、.5、第三阶段：一回路升温升压至工作温度与压力、启动反应堆达到临界l趋向临界： 压水堆由下列步骤向临界趋进，为保证启动安全，必须保证在每一时刻，堆芯反应性只随单个参数的变化而改变。 压水堆的冷却剂温度应尽可能保持为常数，以避免任何能引起突然冷却的操作；由冷却剂泵提供的能量，可以通过二回路使产生的蒸汽排向大气或冷凝器。 稀释冷却剂硼浓度到一个与临界条件相对应的预定值。 然后根据堆芯的布置，推算出与最低无负荷临界相对应的各个控制棒组件的位置，并按照所指定的顺序，依次提升控制棒组件中的四个调节组件。 2.6、第四阶段：二回路启动l当压水堆达到临界以后，用来自蒸汽发生器的蒸汽，开始启动二回路系统。其主

13、要操作步骤如蒸汽通过隔离阀的旁路阀对主蒸汽管道进行暖管、低速暖机等，然后，反应堆功率近似上升到额定功率的5，汽轮机按规定的速度升速，直到1500转/分额定转速。 2.7、第五阶段：发电机并入电网，提升功率l反应堆功率上升到近似为额定功率的10，完成并网。l调整厂用电的供电方式。l缓慢增加汽轮机负荷，直到蒸汽排放阀完全关闭。l继续增加汽轮机负荷，直到反应堆功率达到控制系统能投入自动的最小值，即近似为额定功率的15 2.8、启动过程中应注意的问题l冷却剂系统压力以及系统升温和冷却速率的限值l控制反应堆周期，防止发生启动事故“瞬发临界”l正确估计反应堆的次临界度 3、功率运行l带功率运行：l降功率运

14、行： 低功率工况 热备有工况 完全甩负荷工况l功率运行中的几个问题： 冷却剂压力的控制 冷却剂体积的控制 冷却剂硼浓度的控制 蒸汽排放系统的控制 蒸汽发生器给水的控制 4、压水堆核电站的停闭4.1、概述4.2、热停闭4.3、冷停闭4.4、事故停闭4.5、压水堆核电站停闭中的几个问题 4.1、概述l核电站的停闭：把运行着的反应堆功率从运行水平降低到中子源水平。l两种停闭方式： 正常停闭 事故停闭l正常停闭按停闭的工况及停闭的时间长短分为： 热停闭（短期的停闭） 冷停闭（长期的停闭） 4.2、热停闭l核电站的热停闭是短期的暂时性的停堆，这时，冷却剂系统保持热态零负荷时的运行温度和压力，二回路系统处

15、于热备有工况随时准备带负荷继续运行。l调节棒组完全插入，安全棒组可以插入，可以抽出，处于次临界状态。l一回路和二回路的温度由控制蒸汽压力来维持，其能量来自堆芯的余热和冷却剂泵的转动，蒸汽排放到大气或冷凝器。l如果停堆超过11小时，堆内裂变产物氙毒的变化越过碘坑，氙毒反应性减少，如果不加补偿，可能会使反应堆重达临界，为次，必须进行冷却剂加硼操作，以保证在热停堆期间K 有效始终小于0.99。 4.2、冷停闭l反应堆处于热停闭状态以后，才能进行冷停闭操作。冷停闭时，调节棒组和安全棒组全插入，尚需向冷却剂加硼，以抵消从热态降到冷态过程中，因负温度效应引起的正反应性，维持堆的足够的次临界度。此外，还需对

16、系统进行冷却。l堆芯的剩余发热和冷却剂的显热通过蒸汽发生器，由二回路控制系统把产生的蒸汽旁路到冷凝器。冷凝器真空度破坏时，可由释放阀向大气排放。使冷却剂冷却至180 、30bar。启动停堆冷却系统，用停堆冷却系统继续完成冷却，直至达到温度小于70 的冷停闭状态。 4.4、事故停闭l当核电站发生直接危及反应堆安全的事故时，安全保护系统动作，紧急停堆，快速插入全部控制棒组件。如果事故严重（如主蒸汽管道破裂，失水事故），则需向堆芯紧急注入含硼水，使裂变反应瞬时停止。事故停堆后，必须保证对反应堆的继续冷却。 4.5、压水堆核电站停闭中的几个问题l衰变热 压水堆在停闭后相当长时间内，由于核分裂所产生的裂

17、变产物的、放射线衰变而发出的热量是相当可观的。以一个满功率运行100天的压水堆为例：停闭后时间衰变热（额定功率）1分钟4.530分钟2.01小时1.628小时0.9648小时0.62 4.5、压水堆核电站停闭中的几个问题 压水堆停闭后，为了除去衰变热，防止燃料元件包壳熔化，冷却剂泵必须运转，衰变热通过蒸汽发生器由二回路带出。当一回路压力、温度降低一定程度时，停堆冷却系统必须投入。若在反应堆停闭的同时发生了断电事故，主泵不能工作时，则依靠冷却剂自然循环使堆芯冷却，停堆冷却系统也靠应急电源的投入而继续工作。此外，在发生一回路管道破裂的失水事故时，由安全注入系统将硼水注入堆芯，为堆芯提供应急的和持续

18、的冷却。 4.5、压水堆核电站停闭中的几个问题l氙135的累积 反应堆停闭后堆内反应性的变化特点：由于裂变产物氙中毒而使堆内出现了积毒和中毒的过程。 压水堆在一定功率水平上运行，随着燃料的燃耗，裂变产物在堆内吸收中子将使反应堆中毒，而引起反应性损失。裂变产物中主要毒素氙135来自裂变产物碘135的衰变，以及裂变直接产生。当反应堆运行在高功率时，由氙积累所引起的反应性损失达到平衡，大致相当于碘的衰变速度。 在停堆时，碘和氙已经达到了稳定浓度，中毒实际上已达到了平衡值 4.5、压水堆核电站停闭中的几个问题 而停堆以后，由于氙的消失速度减慢，便会产生碘坑。堆热停堆后大约11小时，由于碘的衰变速度（氙的积累速度）大于氙的衰变速度，因此，氙的积累是主要的，这时，堆内剩余反应性将下降，这一段称为“积毒”，反应堆则由于次临界度的加深而偏于安全。 到停闭后11小时，碘的衰变速度与氙的衰变速度相等，氙中毒引起的反应性损失达到最大值，即碘坑的最大值 之后，氙的衰变速度大于由碘产生的速度，反应性损失减小，即中毒减小，反应性开始回升，这个阶段称为氙的“消毒”。 碘坑曲线反映了随着停闭时间的增加，堆内反应性的变化。 结 束