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压水堆控制概述资料
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4Zr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。
图1－2压水堆本体结构图
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。
图1－4压水堆核电站控制系统框图
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”。
定义中子一代时间lp为
（1－1）
式中
为中子寿命；Keff为有效增殖因子。
反应性ρ为
ρ＝
（1－2）
则具有六组缓发中子核反应堆动态方程为
（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）；Ci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：
（1—4）
式中C（t）——等效单组缓发中子先驱核密度，核数/cm3；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）≈
（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
式中A1＝
；A2＝－
；ω1＝
；ω2＝－
。
图1－5为阶跃扰动情况下，等效单组缓发中子的动态方程解的响应曲线。
当反应性ρ为一个很大扰动，其近似解为
n（t）≈
（1－6）
动态方程的解，表明在反应性扰动开始瞬间，中子密度迅速增长决定于瞬发中子，反应堆周期T＝
；很快缓发中子发挥作用，中子通量密度以反应堆稳定周期T＝
按指数规律增长。
如果反应性ρ＝β值时，反应堆周期为零，反应堆达到瞬发临界。
此时，反应堆完全依靠瞬发中子维持链式反应，功率急剧上升失去控制，出现所谓“瞬发临界事故”。
这种现象表明在裂变过程中产生的中子，有β份是缓发中子，那么瞬发中子就是（1－β）份。
如果也将Keff看成由两部分组成：
一部分是缓发中子增殖系数βKeff，另一部分是瞬发中子增殖系数（1－β）Keff，且把瞬发中子的增殖系数调整到小于1，那么无论如何也就不会由瞬发中子造成瞬发临界。
在这种条件下，反应堆功率的变化就完全由缓发中子决定了。
不难理解，缓发中子份额虽然很小，但它的平均寿命有几十秒，所以有充分时间进行控制。
因此，只要利用这段时间调节缓发中子的数目，使Keff＝1，就实现了反应堆功率水平的控制。
反应堆尤其是动力堆是作为能源使用的，而反应堆的能量来源于核裂变反应。
堆芯核燃料每一次核裂变反应平均释放出200Mev（即3.2×10-11W）的能量来，由此可计算出每秒有3×1010次核裂变反应就可以产生1瓦的功率。
反应堆产生的热功率Pn为
Pn＝CEfNsfFV（W）（1－7）
式中，F——堆芯活性区平均中子通量密度，中子数/cm2×ｓ；
Ｖ——堆芯活性区体积，cm3；
Ｃ——单位换算系数；
Ef——每次核裂变平均释放的能量，值为200MeV；
sf——裂变材料的微观裂变截面，m2；
N——堆芯平均单位体积内核裂变材料的核子数，1024原子/cm3。
由上式可以看出，反应堆功率与活性区的中子通量密度F或中子密度n＝F/υ，（υ为热中子速度）成正比，因而反应堆功率的变化与中子通量密度的变化规律是一致的。
对反应堆中子通量密度的控制也就实现了反应堆功率的控制。
中子通量密度的控制可通过两条途径实现：
一是向堆芯投入吸收中子能力较强的用铟、镉和银等材料制成的控制棒，用它来吸收一部分中子，改变裂变反应速度；另一途径是化学控制，即在冷却剂中加入吸收中子能力较强的硼酸溶液，通过调节硼酸浓度来达到改变中子密度的目的。
因为控制棒的动作较快，故可用来对付较快的反应性变化；而改变硼酸浓度的化学控制方法是比较慢的，因此，它用来补偿由于氙毒或燃耗等引起的较慢的反应性变化。
§1.4压水堆内部效应及自稳自调特性
反应堆及动力装置是功率调节系统的控制对象。
掌握控制对象的动态特性对设计调节系统是非常重要的。
反应堆及动力装置方框图如图1－6所示。
图1－6反应堆及动力装置方框图
一、压水堆内部效应
1.燃料温度系数
温度效应是反应堆温度变化而引起反应性变化的效应，用温度系数度量。
燃料反应性温度效应主要是由238U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，238U的燃料温度系数总是负的。
并且响应时间仅零点几秒。
对压水堆来说，燃料温度系数af一般具有约－2～－3.4pcm/℃的数量级。
2.慢化剂温度系数
慢化剂水的温度升高时，水膨胀，密度减小，慢化能力减弱，使反应性变小，故温度系数是负的。
由于压水堆是载硼运行，温度升高时，硼毒作用将随硼密度减小而下降，使反应性增大，故硼酸的反应性温度系数是正的。
如果硼酸浓度足够大，慢化剂温度系数将变为正的。
而压水堆在功率运行时，要求慢化剂温度系数是负的，该温度效应响应时间较长（约几秒）。
因此，在反应堆温度效应反馈中起决定作用。
慢化剂温度系数αm约为－83～18pcm/℃。
为避免冷却剂平均温度Tav的±5℃温度剧烈变化，要求：
（1）在寿期初，满功率有氙情况下，am约为－20pcm/℃，它产生的反应性变化限制在±100pcm；
（2）在寿期末，满功率有氙情况下，am＝－50pcm/℃，它产生的反应性变化限制在±250pcm。
3.慢化剂压力系数
在寿期开始时，慢化剂压力系数在慢化剂温度部分范围内是负的，约－6×10-7pcm/Pa，但在功率运行下常是正的，约＋4.5×10-5pcm/Pa。
由于压水堆允许压力波动范围小，且压力变化3.32×105Pa所引起的反应性变化仅相当于慢化剂温度变化0.5℃所引起的变化，故可忽略其影响。
4.慢化剂汽泡系数
慢化剂汽泡系数反应了慢化剂汽泡量变化引起的反应性变化。
该系数在局部沸腾时，从低功率时的50pcm/%到功率运行时的250pcm/%，并且随燃耗变得更负，由于压水堆不允许沸腾，因此，这个系数实际上不起作用。
5.中毒效应
在核裂变过程中，生成了能吸收大量热中子的裂变碎片氙和钐等。
氙和钐吸收大量热中子而引起反应性的变化，称为中毒效应。
中毒过程较复杂，在一定频率范围内又可能引起氙振荡。
由于振荡频率低，约为0.2～2周/天，可手动控制消除。
中毒的影响需要在功率变化几小时后才能明显表现出来，对功率调节系统的特性影响不大。
二、压水堆自稳自调特性
如前所述，影响反应堆动态特性的主要因素是燃料温度系数和慢化剂温度系数。
压水堆温度系数总是设计成负的。
这个内部负反馈作用使反应堆具有自稳自调特性。
这个固有稳定性是核电站固有安全性的基础，也有利于堆外部控制系统的设计。
所谓自稳性是指反应堆出现内、外扰动时，反应堆能维持原功率水平的特性。
例如，当反应堆引入一个正的反应性扰动ρex时，反应堆中子通量将突然增加Dn，燃料温度增加DTf，慢化剂平均温度跟着增加DTav，由于温度效应产生一个负反应性，抵消了正反应性扰动的作用，最后，中子通量基本上能恢复到初始值。
所谓自调性是指负荷变化时，反应堆自身能迅速达到热平衡。
例如，汽轮机负荷突然增加DPH，则汽轮机转速降低Df，调节器使汽轮机阀门开度增加K，蒸汽流量增加DFs，于是蒸汽压力降低Ps，蒸汽温度降低Ts，使一回路冷却剂平均温度降低Tav，由于负温度系数而产生一个正反应性，使中子通量密度上升n，燃料温度上升DTf，产生一个负反应性，抵消了冷却剂平均温度降低产生的正反应性。
最后，反应堆达到新的平衡状态，使反应堆功率与负荷要求一致。
自调过程如图1—7所示。
图1－7自调节特性曲线
§1.5压水堆反应性控制
在反应堆运行过程中，由于核燃料的不断消耗和裂变产物的不断积累，反应堆内的反应性就会不断减少，此外，反应堆功率变化也会引起反应性变化。
为使反应堆在运行过程中能补偿上述效应引起的反应性损失，反应堆的初始燃料装载量必须比维持临界所需的量多得多，使堆芯寿命初期具有足够的剩余反应性。
为补偿反应堆的剩余反应性，在堆芯内必须引入适量的可随意调节的负反应性。
此种受控的反应性既可用于补偿堆芯长期运行所需的剩余反应性，也可用于调节反应堆的功率水平，还可作为停堆手段。
实际上，凡是能改变反应堆有效倍增因子的任一方法均可作为控制反应性手段。
例如，移动反射层以及改变中子泄漏等等。
其中移动中子吸收体是最常用的一种方法。
压水堆可移动中子吸收体有控制棒、慢化剂中可溶性毒物和可燃毒物棒等。
1.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：
·停堆；
·在功率运行范围内，由慢化剂温度变化引起的反应性变化；
·由负荷变化引起的反应性变化；
·与功率系数有关的反应性变化等。
2.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。
由于压水堆燃料的装载量大，剩余反应性大，要抵消大的剩余反应性并保证有足够的停堆深度，如仅用控制棒进行补偿，将导致控制棒数量太多，难以实现。
因此，压水堆还采用了化学与容积控制来补偿剩余反应性。
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。
硼酸加浓而引入的负反应性，在额定功率运行条件下，数量级约为－10-4/ppm。
3.可燃毒物棒控制
在首次燃料循环中，由于装载的全是新燃料，具有很大的剩余反应性。
如果仅用调硼来补偿，则硼酸浓度将会很高。
当浓度达到1700ppm时，慢化剂温度系数约为＋18pcm/℃。
为确保反应堆在运行工况下慢化剂温度系数是负的，压水堆采用在堆内装入中子吸收截面较大的物质，把它作为固定不动的控制棒装入堆芯，用以补偿堆芯寿命初期的剩余反应性。
这种物质称为可燃毒物，一般为含硼玻璃棒。
这样在功率运行时，硼酸浓度可限制在1300～1400ppm（最大），确保慢化剂温度系数是负的。
在首次燃料循环开始时，它具有降低对慢化剂中硼酸浓度的要求的作用。
在第一寿期终了换料时，可燃毒物棒就去掉。
可燃毒物棒在堆芯内是尽可能均匀地布置在没有控制棒的导向管内。
图1－8分别给出了12根可燃毒物棒和16根可燃毒物棒的布置方案。
图1－8可燃毒物棒布置图
此外，压水堆还进行燃料浓缩度控制。
即235U燃料具有三种不同的浓缩度。
例如：
反应堆外围区燃料的浓缩度最大为3.1%，中心区组件成棋盘形，浓缩度有2.1%和2.6%两种。
这样安排能调节并展平径向中子通量密度。
§1.6压水堆核电站稳态运行方案
所谓核电站稳态运行方案是指反应堆及动力装置在稳态运行条件下，以负荷功率或反应堆功率为核心，各运行参数，如，温度、压力和流量等应遵循的一种相互关系的特性。
核电站的输出功率PH与蒸汽发生器一次侧和二次侧的温度差有如下关系：
PH＝（UA）s（Tav－Ts）（1－9）
Tav＝（Th＋Tc）/2（1－10）
式中，（UA）s——蒸汽发生器一次侧到二次侧的等效传热系数，Ｗ/℃；Tav、Tc和Th分别为一回路冷却剂平均温度、堆进口温度和堆出口温度，℃；Ts——蒸汽发生器二次侧蒸汽温度，℃。
反应堆输出功率Pn可表示为
Pn＝F×Cp×（Th－Tc）（1－11）
式中，F—一回路冷却剂流量，kg/ｓ；Cp——冷却剂水的比热，Ｊ/kg×℃。
核电站运行的目标是使Pn＝PH。
为进行这种调节，应选择能反映堆功率与负荷二者之差的量作为主调节量。
在压水堆中主调节量是冷却剂平均温度Tav。
它的变化量能反映一回路和二回路之间的不平衡情况，有如下关系式：
Pn－PH＝Ｍ×Cp×
（1－12）
式中，Ｍ——一回路水的当量质量，kg。
因此，为测定一回路和二回路之间的功率差额，只要测量Tav的变化量就够了。
这就是平均温度运行方式。
一、平均温度运行方式的限制因素
1.对反应堆的运行限制
在正常运行情况下，堆芯状态应满足如下准则：
（1）保证燃料包壳的完整性；
（2）和设计基准事故情况有关的准则。
它规定了一个随着堆芯内高度变化的热点因子的限制。
这个限制通常叫做失水事故极限。
一般情况下，它的约束性比遵循物理极限和机械极限的规定更强。
显然，平均温度运行方式来自反应堆方面的不利因素是Tav不能过高。
一般900ＭＷ级压水堆，Tav最大值限制在约325℃，一回路压力最大值为17.2MPa。
当然，功率变化也导致某些参量的数值重新分配，控制这些参量的变化（如，氙效应，功率轴向分布，…）也是使反应堆良好地运行必不可少的。
2.对二回路运行的限制
二回路需要具有一定的压力、温度和流量的蒸汽及合格的蒸汽品质。
二回路功率PH是（Tav－Ts）的函数。
为得到需求的负荷PH，当Tav下降时，Ts也应下降，当Ts低于某一数值时，将导致汽机入口处蒸汽中水含量升高。
因此，为保持合格的蒸汽参数，应规定Tav随负荷变化。
二、蒸汽温度Ts的选择
汽轮机要求蒸汽干度一般为0.2%，这样可以避免蒸汽含水量对汽机叶片的侵蚀。
蒸汽在高压缸里膨胀的时候，其压力和温度都有很大的下降，使得低压缸进口处的蒸汽参数远在饱和曲线下面。
这样就会有水出现，直接危害汽轮机叶片。
因此，汽轮机制造商规定了蒸汽品质极限。
蒸汽温度Ts尽可能高的第二个理由是使汽轮机的效率尽可能提高。
因为汽机的效率理论上随着Ts升高而增加。
为满足一回路和二回路上述的各种热的和机械的制约，将引出确定一个平均温度程序运行方式。
三、平均温度程序运行方式
平均温度程序运行方式有两种：
1.平均温度恒定运行方式
平均温度恒定运行方式如图1－9所示。
这种运行方式是当一回路冷却剂流量保持一定时，冷却剂平均温度不随负荷而改变。
它对一回路系统最为有利。
尤其突出的优点是对于具有负温度系数的反应堆来说这是一个本能的方案，能使反应堆具有较好的自稳自调特性。
同时，由于Tav恒定，冷却剂容积变化较小，所以，稳压器的水位也几乎不变。
在低负荷运行时，随着负荷的下降，蒸汽压力上升，因此，蒸汽发生器就具有了储存热能的可能性。
但这种方案由于二回路蒸汽流量和压力变化大，对汽轮机等二回路设备不利。
增加了蒸汽发生器给水调节系统和汽轮机调速系统的负担。
图1－9平均温度程序Tav＝常数的稳态运行方式
早期的压水堆多采用这种运行方式。
如，法国的Choo2核电站就采用这种稳态运行方式。
2.平均温度与功率成线性关系运行方式
平均温度随功率成线性变化的程序运行方式是一种热和机械制约之间的折衰方式。
现在，大多数压水堆核电站均采用此种稳态运行方案。
Tav随功率的变化可由下式描述：
Tav＝Tav0＋KP（1－13）
式中，Tav0为零功率时的平均温度；Ｋ为Tav与功率成函数关系的斜率，如图1－10所示。
此种运行方式之所以为一折衷方案，是因为它把在上述方案中二回路的全部负担，由一回路、二回路共同承担。
其最大的优点是不致于造成二回路系统、设备的限制太强。
当然，必定给一回路增加一定的限制条件。
Tav的变化导致冷却剂比容变化，将产生如下后果：
（1）必须采用一个比较大的稳压器，它的体积根据功率从0到100%FP时Tav的变化来决定；
（2）一回路排出待处理的液体容量比较大；
（3）调节棒组件移动的范围较大。
实际上，如果随功率变化的Tav直线斜率过大时，负荷剧烈下降时，由于慢化剂负温度效应，将释放出大量反应性。
所以，应该通过向堆芯深处插入控制棒组件以补偿堆芯反应性的增加，并且还有产生热点的危险。
核电站各装置的稳态运行方案基本上是相互独立的，但有些相互的关系又很密切。
如果压水反应堆的稳态运行方案已经确定，那么根据（1－14）式就完全确定了汽轮机的稳定工作特性。
这是因为由反应堆给出的能量决定了二回路系统蒸汽流量Fs和温度Ts，也就决定了汽轮机第一、第二级的压力。
（1—14）
式中，Fs——某工况时蒸汽流量，kg/ｓ；Fs0——额定工况蒸汽流量，kg/ｓ；P1——汽轮机第一（冲动级）压力，MPa；P2——汽轮机第二级压力，MPa；P01——汽轮机第一级额定工况压力，MPa；P02——汽轮机第二级额定工况压力，MPa；Ts——蒸汽某工况温度，Ｋ；Ts0——蒸汽额定工况温度，Ｋ。
图1－10平均温度程序控制方案下的主要参数变化曲线
§1.7压水堆核电站负荷运行方式
压水堆核电站的负荷运行主要有两种方式。
一、基本负荷（模式Ａ）运行方式
为减少给燃料寿命带来不利影响的因素，希望尽可能抑制反应堆功率的波动，这意味着核电站最好按带基本负荷运行，而不随系统周波变动，汽轮机的功率跟随反应堆功率运行，即“机跟堆”运行方式。
这种基本负荷运行方式由于从电力系统向反应堆没有反馈回路，控制系统较简单，压水堆核电站广泛采用这种稳态运行方案。
二、负荷跟踪（模式G）运行方式
在电力生产中，核电的比例升高，已经导致核电厂愈来愈多地参与电网功率变化（使生产能力适应于电力的需求）。
根据设计的需要，负荷是变动的。
要求反应堆适应负荷变化的要求。
这是一种“堆跟机”的运行方式。
这种自动跟踪负荷的控制方式，具有从电力系统向反应堆自动反馈回路，控制系统较为复杂。
随着技术的进步，压水堆已实现了这种负荷跟踪运行方式。
模式A和模式G，它们各有自己的特点，在机组采取比较缓慢的负荷跟踪运行时，可以采用模式Ａ。
这种情况下调硼操作所排出的慢化剂数量比采用模式G要少得多。
而在快速的负荷跟踪运行时，情况正好相反。
在燃料循环末期，用模式Ａ不可能进行快速的负荷跟踪运行。
模式Ａ适合于带基本负荷运行的机组，功率调节性能较差，但在运行过程中设备受到的热应力较小，这将无疑地有利于安全和机组的寿命。
在这个方式中，如果对调节系统和运行规程做一些研究改进工作，对改善调节性能可以起到一定作用。
采用模式G功率调节系统操作方式，可以使机组具有灵活的功率调节性能。
在任何情况下机组可以参与负荷跟踪和电网调频运行，这无疑是努力方向。
但目前，还有很多技术问题尚待解决，如棒束驱动机构的机械寿命是个突出的问题。
对此，曾设想在运行期间，根据机械
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