压水堆控制概述资料.docx

压水堆控制概述资料.docx

《压水堆控制概述资料.docx》由会员分享，可在线阅读，更多相关《压水堆控制概述资料.docx（12页珍藏版）》请在冰豆网上搜索。

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＝CEfNfV（W）（1－7）

式中，——堆芯活性区平均中子通量密度，中子数/cm2ｓ；

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；

f——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或中子密度n＝/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f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，m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，m＝－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