第四章 压水堆功率控制系统
核反应堆压水堆控制绪论
室内空气环境所受的干扰
❖ 室内空气环境受两方面的干扰：
➢一方面来自空间内部生产过程、设备及人体等
所产生的热、湿和其它有害物的干扰；
➢另一方面来自空间外部气候变化、太阳辐射及
外部空气中的有害物的干扰。
这些干扰因素有些是稳定的，有些不稳定， 有些随季节变化；有的干扰因素在一定条件 下会成为有利因素，如冬季的太阳辐射。
人造冷源(机械制冷)的应用(二)
❖ ⑹1852年美国人开尔文（Kelvin）证明用逆卡诺循环 可以制冷的理论
❖ ⑺19世纪50年代，试制第一台氨水吸收式制冷机 ❖ ⑻1875年，德国人卡尔·林德(Linde)制作了第一台氨
压缩式制冷装置
❖ ⑼蒸气喷射式制冷机是在1890年以后才发展起来， 1910年左右，莱兰克(Maurice Lehlanc)在巴黎发明 了蒸气喷射式制冷系统
溴化锂-水
蒸气吸收式制冷装置示意图
❖ 吸收式主要用于空调和工 业工艺制冷
蒸气喷射式制冷
❖ 用喷射器取代压缩式制冷机 中的压缩机
❖ 高温高压蒸气进入喷射器中
的喷嘴后高速喷出形成真空 状态
吸入室
扩压管
❖ 蒸发器中的气态制冷剂被吸
引，与高速喷射气流汇合后
喷嘴
进入喷射器的扩压室，并使
流速降低，压力升高，然后
经冷凝器、膨胀阀返回蒸发蒸气喷射式制冷装置示意图
器。
❖ 主要以水作为工质
吸附式制冷
❖ 固体吸附剂对制冷剂气体
具有吸附作用，且其吸附
能力随吸附剂温度不同而
蒸发器
不同。
❖脱附时，释放制冷剂 气体，并使之冷凝为 液体；
压水堆工作原理
压水堆工作原理
压水堆（PressurizedWaterReactor，简称PWR）是一种核反应堆类型，被广泛应用于核能发电领域。
其工作原理如下：
1. 反应堆芯
反应堆芯是PWR的关键部件，其由一系列燃料组件构成，每个燃料组件包含燃料棒和冷却剂管等组件。
燃料棒中填充有铀等放射性物质，通过核裂变释放出能量，产生热量。
2. 冷却剂
冷却剂是PWR中使用的介质，一般采用水作为冷却剂。
冷却剂在反应堆芯中循环流动，将燃料棒中释放的热量带走。
3. 循环系统
PWR的循环系统包括主循环泵、蒸汽发生器和蒸汽涡轮机等组件。
主循环泵将冷却剂从蒸汽发生器中抽出，经过反应堆芯后再回到蒸汽发生器中，循环往复。
4. 蒸汽发生器
蒸汽发生器是PWR中的热交换器，其将循环中的冷却剂与次级循环中的水进行热交换，使次级循环中的水转化成蒸汽，从而驱动蒸汽涡轮机发电。
5. 控制系统
PWR的控制系统主要包括反应堆压力、温度和放射性物质等参数的检测和控制。
其中，反应堆压力和温度的控制是保证反应堆安全运行的关键措施。
总之，PWR在运行过程中通过将燃料的裂变产生的热量带走，利用蒸汽涡轮机将热能转化为电能，从而实现核能发电。
该技术具有能源密度高、污染低、稳定性强等优点，被视为未来能源发展的重要方向之一。
压水堆一回路系统及重要设备概述
压水堆一回路系统及重要设备概述简介压水堆一回路系统是一种应用广泛的核能发电系统，它是通过将核反应堆产生的热能转化为蒸汽驱动涡轮，最终产生电能。
本文将对压水堆一回路系统的结构和重要设备进行概述，旨在帮助读者对该系统有一个基本的了解。
压水堆一回路系统结构压水堆一回路系统由多个主要组件组成，包括主核反应堆、主循环泵、蒸汽发生器、冷却器、控制杆和涡轮机。
下面将对每个组件进行简要介绍。
主核反应堆主核反应堆是压水堆一回路系统的核心组件，它产生核链式反应，产生大量的热能。
主核反应堆由燃料棒、反应堆压力容器和反应堆堆芯组成，其中燃料棒是用于产生核反应的关键部分。
主循环泵主循环泵是负责将冷却剂水从主核反应堆中抽出并循环送回反应堆的设备。
主循环泵通过高压泵送液体冷却剂进入反应堆，同时承担了循环压力维持和热能传递的重要任务。
蒸汽发生器蒸汽发生器是将主循环泵中传回的高温高压冷却剂转化为蒸汽的装置。
首先，冷却剂通过蒸汽发生器中的热交换器，将其热能传递给辅助循环水，使其变为蒸汽。
然后，蒸汽被输送到涡轮机中驱动发电。
冷却器冷却器是用于将从蒸汽发生器中排出的过热的冷却剂冷却至常压状态的装置。
冷却器通常通过自然对流或强制对流的方式，利用环境的冷却效应将冷却剂降温。
降温后的冷却剂将返回主循环泵，再次循环。
控制杆控制杆是用于调节核反应堆中核链式反应的装置。
通过控制杆的升降，可以调节核反应堆的输出功率。
控制杆通常由各种吸中子材料制成，如硼化钡或碳化硼。
涡轮机涡轮机是压水堆一回路系统中的最后一个设备，它是通过蒸汽的压力和流速来驱动发电机，产生电能。
涡轮机的设计和工作原理与传统的蒸汽动力发电厂相似。
压水堆一回路系统的运行原理压水堆一回路系统的运行原理是基于核反应堆产生的热能驱动涡轮机工作。
下面将简要介绍一下压水堆一回路系统的运行过程。
1.主核反应堆中的核链式反应产生大量的热能，使冷却剂水的温度升高。
2.主循环泵将热能传递给反应堆中的冷却剂水，并将其循环送回反应堆。
核电厂系统与动力设备课件04第四章一回路设备
5
大亚湾核电厂一回路系统主要参数
参看68页 表4－1
1 系统额定热功率，堆芯额定热输出功率，发电功 率的区别 2 工作压力？进出口温度？过冷度？设计温度？ 3 压力损失情况：堆芯，蒸汽发生器。
4. 二次侧工作压力
6
安全辅助系统
第一类 牵涉到核安全的安全系统 4
安注，安喷，辅助给水，安全壳隔离系统
20
④管束组件
管束是呈正方形排列的倒U型管。 管束直段分布有若干块支撑板， 用以保持管子之间的间距。在U型 管的顶部弯曲段有防振杆防止管 子振动。支撑板结构的设计上。 早期的支撑板采用圆形管孔和流 水孔结构。新的设计普遍采用四 叶梅花孔。这种开孔将支撑孔和 流通孔道结合在一起，增加了管孔之间的流速，减少了腐蚀产物 和化学物质的沉积，使得该区的 腐蚀状况大为改善。 21
11
蒸汽发生器分类
Babcock & Wilcox
12
立式自然循环蒸汽发生器
蒸汽发生器结构
下封头、 管板、 U型管束、 汽水分离装置及 筒体组件
一、二回路冷却剂流程 循环倍率的定义
13
立式自然循环蒸汽发生器
14
主要设计参数
表4-2
Incoloy-800、Inconel-600、Inconel-690和321SS
⑤
筒体组件
蒸汽发生器筒体组件包括上封头、上筒体、 下筒体、锥形过渡段等。
蒸汽出口管嘴中有限流器，用来限制主蒸 汽管道破裂时的蒸汽流量，防止事故时对 一次侧的过度冷却，以避免反应堆在紧急 停堆后重返临界。 上筒体设有给水管嘴并与给水环相连。
上筒体还设有两个人孔,必要时可以进人 更换干燥器。下筒体在靠近管板处设有若 干检查孔，以便检查该区域内的传热管表 面和管板二次侧表面。必要时可用高压水 冲洗管板上表面的淤渣。（超声波气泡冲 洗技术）
核反应堆压水堆控制绪论课件
06 相关案例分析
案例一：切尔诺贝利核事故分析
事故原因
反应堆设计缺陷、操作失误、安全系统失效等。
事故影响
辐射污染严重，导致数十万人受到不同程度的影 响，包括健康问题、生态灾难等。
事故教训
加强核安全监管，提高反应堆设计和操作水平， 重视应急预案的制定和实施。
案例二：福岛核事故分析
事故原因
地震和海啸导致核反应堆冷却系统失效，进而引发燃料棒熔毁和 放射性物质泄漏。
控制系统
由传感器、控制器、执行器、 被控对象及一些辅助设备组成 。
控制器
根据传感器检测到的参数变化 ，按照一定的控制策略进行计 算，输出控制信号。
被控对象
需要被控制的设备或过程，如 核反应堆、蒸汽发生器等。
控制棒控制系统
控制棒
由吸收中子的材料制成，通过 插入或抽出控制棒来控制反应
堆的功率。
控制棒驱动机构
事故影响
大量放射性物质泄漏，对环境和人类健康造成严重影响，长期影 响仍存在。
事故教训
加强核设施的地震和自然灾害风险评估，提高应急响应能力，加 强核安全文化培育。
案例三：美国尤卡山核废料处理项目介绍
项目背景
美国尤卡山核废料处理项目是全球最大的核废料处理项目之一，旨 在处理数以万吨计的高放射性核废料。
冷却剂流量控制器
根据冷却剂温度控制器的输出信号， 调节冷却剂的流量，以实现冷却剂温 度的精确控制。
加热器
用于加热冷却剂，以补偿反应堆运行 过程中产生的热量损失。
冷却剂泵
用于驱动冷却剂循环流动，将反应堆 产生的热量传递给蒸汽发生器等设备 。
03 核反应堆控制原 理
中子平衡控制
中子产生
01
压水堆功率调节系统动态特性仿真研究
压水堆功率调节系统动态特性仿真研究
付小波;张大发
【期刊名称】《计算机仿真》
【年(卷),期】2009(026)011
【摘要】采用SIMULINK仿真平台,建立压水堆功率调节系统的仿真模型,对其进行时域分析,分析其单位阶跃响应,验证系统的性能指标是否满足要求.同时在同一功率定值下引入阶跃和斜坡反应性扰动,采用PID控制方案研究功率控制系统的动态特性和控制效果,并对传递函数进行优化.通过计算反应性扰动下的堆功率响应,了解系统的稳定特性、调节品质和系统各环节参数对系统的影响,为功率调节系统性能改进提供了参考.系统仿真分析表明:k=0.6时调节系统不仅能很好地克服反应性扰动,又具有良好的随动特性.
【总页数】4页(P21-24)
【作者】付小波;张大发
【作者单位】海军工程大学核能科学与工程系,湖北,武汉,430033;海军工程大学核能科学与工程系,湖北,武汉,430033
【正文语种】中文
【中图分类】TL362
【相关文献】
1.一体化压水堆非能动余热排出系统动态特性仿真 [J], 沈全华;盖秀清;傅晟威
2.压水堆机组二回路热力系统实时仿真研究 [J], 葛斌;吴毅
3.一体化压水堆动态特性的仿真研究 [J], 袁建东;夏国清;付明玉
4.压水堆核电厂蒸汽排放控制系统实时仿真研究 [J], 王宝生;王冬青;张建民;邱建文;王建
5.压水堆核电厂控制系统仿真研究 [J], 崔震华;王远隆;廖忠岳;周祖鉴
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核反应堆压水堆控制绪论课件PPT
核反应
在一定条件下，一个原子核与另 一个原子核发生相互作用，导致 原子核发生变化的过程。
链式反应
在核反应过程中，一个中子在裂 变过程中释放出多个中子，这些 中子又继续引发其他原子核裂变 ，形成持续的裂变链。
压水堆的工作原理
压水堆
利用高压水作为冷却剂和慢化剂的反 应堆。
工作原理
在压水堆中，燃料棒在高温高压下发 生裂变反应，释放出能量，同时产生 中子。中子与下一个燃料棒发生链式 反应，维持反应堆的持续运行。
核反应堆压水堆控制绪论 课件
• 引言 • 核反应堆基本原理 • 压水堆结构与系统 • 核反应堆控制 • 核反应堆安全与监管 • 未来核能发展与挑战
01
引言
核能简介
01
02
03
核能
核能是通过核反应从原子 核释放的能量，具有清洁、 高效、可再生的特点。
核能应用
核能主要用于发电、推进、 研究等领域，具有广泛的 应用前景。
反应堆的启动与停堆
启动
在反应堆启动时，需要引入中子源，使链式反应开始进行。
停堆
当反应堆需要停止运行时，可以引入控制棒或化学抑制剂， 吸收中子，使链式反应停止。
03
压水堆结构与系统
反应堆压力壳
总结词
反应堆压力壳是压水堆的核心部分，它包含了核反应堆的活性区域和控制组件。
详细描述
反应堆压力壳是一个厚重的钢制容器，内部装有核燃料组件和控制组件。它承 受着高温高压的反应堆冷却剂，并保持其密封性，以防止放射性物质泄漏。
控制系统的组成与功能
控制系统组成
核反应堆控制系统由传感器、控制器 和执行机构等组成，用于监测和控制 反应堆的运行状态。
控制系统功能
控制系统的功能包括调节反应堆功率、 控制反应性、稳定反应堆运行等，以 确保核反应堆安全、经济和高效地运 行。
压水堆核电知识第四章P57-74
η＝2.06，求该系统的热中子平均扩散时间td。 解： 临界时k∞＝εpfη＝fη＝1(因为没有238U,所以中子逃脱共振吸收 几率为p＝1，快中子增殖系数ε＝1)。 由表4.1—1查得水tdM＝2.1×10-4秒。根据式(4.1—4) td＝(1-f)tdM＝(1-0.485)×2.1×10-4＝1.1×10-4秒 例题4.1—2无限大天然铀—石墨非均匀堆，ε＝1.028，p＝ 0.905，η＝1.31，临界时k∞＝1。求该系统的td。 解： 临界时k∞＝εpfη＝1，f＝1/εpη＝1/(1.028×0.905×1.31)＝ 0.82。从表4.1—1可查得石墨的tdM＝1.2×10-2秒。则由式(4.1—4)算 得 td＝(1-f)tdM＝(1-0.82)×1.2×10-2＝2.16×10-3秒 从表4.1—1和算得的热中子反应堆的热中子平均扩散时间的结果来 看，一般tm<<td，所以大型热堆的平均中子寿命，主要由热中子扩散平 均时间td决定，即 ∞≈td (4.1—5) 对于快堆和中能中子反应堆，由于中子基本上不发生热化，因而 tm>>td，值要相对下降几个数量级。 对于有限大小的反应堆，有一部分中子要泄漏到堆外去。故有限大 小反应堆内中子的平均寿命应为无限大介质的中子平均寿命∞乘上中子 不泄漏几率，即 (4.1-6) 考虑一个没有外加中子源的均匀裸堆，且堆内由于裂变反应释放的 裂变中子都是瞬发的。反应堆原先处于临界状态k＝1(在中子动力学部 分，k即keff，下同)，t＝0时，k有一个很小的变化，使反应堆变得超临 界或次临界，之后即保持k不变，问中子密度将有怎样的响应? 即t＜0时，k＝1。t≥0时k＝常数。 设t时，平均中子密度为n，由于中子与235U的裂变反应，过了一代后 将增为nk，净增n(k-1)。 因为瞬发中子是在中子被235U吸收而发生裂变这一瞬间产生的，因
压水堆核电站反应堆控制系统培训教材
培训教材压水堆核电站反应堆控制系统编写：校对：审核：中国核动力研究设计院前言目前压水型反应堆已成功运用于商用核电站和军用核动力装置。
压水型反应堆控制系统由反应堆冷却剂平均温度控制系统、稳压器压力控制系统、稳压器水位控制系统、蒸汽发生器水位控制系统和蒸汽排放控制系统组成。
本文是在总结秦山二期反应堆控制系统设计经验的基础上编写而成，主要内容包括反应堆控制系统的功能及其组成、各控制系统的功能、控制通道说明及其相关的报警和逻辑动作等内容。
由于编者时间仓促，书中难免有不妥之处，欢迎提出宝贵意见，谢谢。
目录第一章概述 (5)第二章反应堆冷却剂平均温度控制系统 (6)2.1反应堆冷却剂平均温度控制的功能 (6)2.2用于反应堆冷却剂平均温度控制的测量值 (6)2.2.1 反应堆冷却剂温度测量 (7)2.2.2 中子通量测量 (7)2.2.3 汽机负荷测量 (7)2.2.4 反应堆功率定值 (8)2.3控制系统说明 (8)2.3.1 控制系统结构 (8)2.3.2 稳态运行程序 (10)2.4棒控系统逻辑动作 (11)2.4.1 C1、C2、C3、C4、C11、C20、C21和C22联锁信号 (11)2.4.2 核蒸汽供给系统要求的汽机降负荷 (12)2.4.3 允许信号P4、P7、P8、P10、P12、P13和P16 (12)2.4.4 控制棒棒位监督及其他 (14)第三章稳压器压力控制系统 (15)3.1稳压器压力控制系统的功能 (15)3.2稳压器压力的测量 (15)3.3用于稳压器压力控制的执行机构 (15)3.3.1 电加热器 (16)3.3.2 喷雾系统 (16)3.3.3 稳压器安全阀组件 (18)3.4控制通道的说明 (18)3.4.1 压力定值 (18)3.4.2 调节器结构 (18)3.4.3 第3组和第4组电加热器的控制 (19)3.4.4 第1组、第2组、第5组和第6组各组电加热器的控制 (19)3.4.5 喷雾阀极化控制 (19)3.4.6 喷雾阀RCP001和002VP的控制 (20)3.5报警和逻辑动作 (20)3.5.1 调节器驱动的报警 (21)3.5.2 其它逻辑动作 (21)第四章稳压器水位控制系统 (22)4.1稳压器水位控制系统的功能 (22)4.2用于稳压器水位控制的测量 (23)4.2.1 水位 (23)4.2.2 反应堆冷却剂温度 (23)4.2.3 上充和下泄流量 (23)4.2.4 调节稳压器水位的执行机构 (23)4.3稳压器水位控制的说明 (23)4.3.1 控制系统的结构 (23)4.3.2 水位整定值 (25)4.3.3 限值 (25)4.4逻辑动作和报警 (25)4.4.1 逻辑动作 (25)4.4.2 报警 (26)第五章蒸汽发生器水位控制系统 (27)5.1蒸汽发生器水位控制的功能 (27)5.2一般原理 (27)5.3用于蒸汽发生器水位控制的测量 (27)5.3.1 水位 (27)5.3.2 蒸汽流量 (28)5.3.3 给水流量 (28)5.3.4 汽机负荷 (28)5.3.5 蒸汽总量 (28)5.3.6 给水温度 (29)5.4调节阀 (29)5.5控制通道简述 (29)5.5.1 概述 (29)5.5.2 水位调节器 (30)5.5.3 高负荷下的给水流量控制 (30)5.5.4 低负荷下的给水流量控制 (31)5.5.5 “跟踪”系统 (32)5.6与反应堆紧急停堆有关的逻辑 (33)5.7与蒸汽发生器水位控制有关的逻辑动作 (34)5.7.1 程序水位和测量水位的偏差 (34)5.7.2 SG水位高高 (34)5.7.3 SG水位低 (34)5.7.4 SG水位低低 (34)5.7.5 ATWT(预计瞬态不停堆)信号 (35)第六章蒸汽排放控制系统 (36)6.1蒸汽排放系统功能 (36)6.1.1蒸汽向冷凝器排放: (36)6.1.2蒸汽向大气排放系统(GCT-A) (37)6.2测量参数 (37)6.2.1反应堆冷却剂平均温度 (37)6.2.2 蒸汽母管压力 (37)6.2.3 蒸汽发生器压力 (37)6.2.4 汽机入口压力 (37)6.3执行机构 (38)6.3.1蒸汽冷凝器排放阀 (38)6.3.2 大气释放阀 (39)6.4控制通道的说明 (39)6.4.1蒸汽向冷凝器排放 (39)6.4.2 蒸汽向大气排放的压力控制 (42)6.5与蒸汽向冷凝器排放有关的逻辑回路 (42)6.5.1 与蒸汽向冷凝器排放相关逻辑的功能 (42)6.5.2 C9联锁 (42)6.5.3 P12允许信号 (43)6.5.4 C7联锁 (43)6.5.5 P4联锁 (43)6.5.6 “电网故障”处理 (43)6.5.7 ATWT(不停堆的预期瞬态)联锁 (44)6.5.8 温度控制模式下的阀门开启 (44)6.5.9 压力控制模式下的阀门开启 (44)第一章概述一．反应堆控制系统的功能反应堆控制系统的主要功能如下：1．在稳态运行时，维持主要运行参数尽可能接近核电厂设计所要求达到的最优值，使核电厂的输出功率维持在所要求的范围内。
压水堆一回路系统及重要设备概述
4
一回路系统主要功能
在核电厂正常功率运行时将堆内产生的热量载出，并通过蒸 汽发生器传给二回路工质，产生蒸汽，驱动汽轮发电机 组发电. 在停堆后的第一阶段，经蒸汽发生器带走堆内的衰变热。 系统的压力边界构成防止裂变产物释放到环境中的一道屏障 反应堆冷却剂作为可溶化学毒物硼的载体，并起慢化剂和反 射层作用。 系统的稳压器用来控制一回路的压力，防止堆内发生偏离泡 核沸腾，同时对一回路系统实行超压保护。
9
蒸汽发生器分类
蒸汽发生器可按工质流动方式、传热管形状、安放形式及结构 特点分类 按照二回路工质在蒸汽发生器中流动方式，可分为自然循环蒸 汽发生器和直流(强迫循环)蒸汽发生器； 按传热管形状可分为U型管、直管、螺旋管蒸汽发生器； 按设备的安放方式可分为立式和卧式蒸汽发生器； 按结构特点还有带预热器和不带预热器的蒸汽发生器。 压水堆核电厂使用较广泛的有三种。它们是:立式U型管自然循 环蒸汽发生器、卧式自然循环蒸汽发生器和立式直流蒸汽 发生器，其中尤以立式U型管自然循环蒸汽发生器应用最为 10 广泛。
蒸汽发生器分类
11
立式自然循环蒸汽发生器
蒸汽发生器由下封头、 管板、U型管束、汽 水分离装置及筒体组 件等组成
一、二回路冷却剂流程 循环倍率的定义
12
主要设计参数
13
①
U型管束
传热管对保障核电厂安全运行极为重要。为寻找高性能耐 腐蚀的传热管材，作了大量工作。60年代后，美国采用 Inconel-600合金，近几年改用Inconel-690合金。该材 料的抗腐蚀能力有显著改善。然而，大量研究实践表明， 任何材料都只有在一定的条件下才具备优良的抗腐蚀性 能。传热管的损坏还与蒸汽发生器的热工水力特性和水 质条件密切相关。因此，只有从蒸汽发生器的结构设计、 管材、水质控制等方面综合研究改进,才能收到预期效 果。此外，对于同种管材，采取适当的热处理及表面处 理工艺对提高其抗腐蚀性能有重要意义。
04 第四章 压水堆一回路系统及重要设备 一回路设备
➢ 采用鼠笼式感应电机，成本降低，效 率提高，比屏蔽泵效率高10%—20%
➢ 电机部分可以装一只很重的飞轮，提 高了泵的惰转性能。
➢ 轴密封技术同样可以严格控制泄漏量 ➢ 维修方便，轴封结构更换仅需10小时
右，传热管壁一般为1-1.2mm。因而，传热管是整个一回路压力边界中 最薄弱的部分。一根蒸汽发生器传热管断裂就可造成放射性泄漏及核 电厂长期停闭。 ➢ 事故率高：蒸汽发生器传热管断裂事故在核电厂事故中居首要地位。 非计划挺堆四分之一是因有关蒸汽发生器问题造成的。 ➢ 1992年，在205座核电厂中报告蒸汽发生器有问题的达172座。核电厂 的负荷因子降低3.31%。从1979-1994年，已有55台蒸汽发生器因传热 管严重损坏而被更换，其实际使用寿命平均仅为约14年(寿命最短者仅 8年)，远未达到30~40年的设计寿命。
安注，安喷，辅助给水，安全壳隔离系统
第二类 保证反应堆和压力回路正常启动、运行和 停堆的核辅助系统 11
化容，余热排出，设备冷却水，等11项
第三类 回收和处理放射性废物以保护和监测环境 的系统 3
废液处理，废气处理，废固处理系统
7
蒸汽发生器
➢ 一、二回路的枢纽，分隔一、二次侧介质的屏障，传热不传质 ➢ 承压面积大：蒸汽发生器传热管面积占一回路承压边界面积的80％左
15
① U型管束
材料的演变： 68年以前-奥氏体不锈钢 68年后-Inconel-600合金， 90 年 以 后 -Inconel-690 合 金 。 该材料的抗腐蚀能力有显著 改善。 德国：70年以后-Inconel-800合金
压水堆控制概述
压水堆控制概述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。
1图1－2 压水堆本体结构图2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。
压水堆一回路系统及重要设备概述
压水堆一回路系统及重要设备概述1. 引言压水堆（Pressurized Water Reactor, PWR）是一种常见的核能发电装置，其一回路系统是保证核能转换和发电的关键部分。
本文档将对压水堆一回路系统及其重要设备进行概述。
2. 压水堆一回路系统简介压水堆一回路系统由以下几个主要部分组成：2.1. 核反应堆核反应堆是压水堆一回路系统的核心组件，用于产生核反应并释放能量。
核反应堆中的燃料棒在核反应过程中会释放出热量，这种热量将被用于产生蒸汽，进而驱动涡轮发电机组。
2.2. 主循环系统主循环系统承载着燃料棒所释放的热量，并通过循环泵将热交换介质（水）送往蒸汽发生器。
2.3. 蒸汽发生器蒸汽发生器是压水堆一回路系统中重要的设备之一，其工作原理是通过将冷却剂（水）与次级循环系统中的次级循环介质（一般为轻水）进行热交换来产生蒸汽。
蒸汽发生器中的蒸汽将被送至涡轮发电机组进行发电。
2.4. 涡轮发电机组涡轮发电机组是压水堆一回路系统中最终将核能转换为电能的设备。
蒸汽通过传输管道进入涡轮发电机组，使涡轮叶片旋转，进而驱动发电机转子产生电能。
3. 压水堆一回路系统中的重要设备3.1. 循环泵循环泵是主循环系统中的核心设备之一。
其主要任务是将主循环介质（冷却剂）从蒸汽发生器中抽取出来，并通过一系列的管道再次注入到蒸汽发生器中，以保持核反应堆的正常工作温度。
3.2. 蒸汽发生器蒸汽发生器是将核能转换为电能的重要设备之一。
其工作原理已在第2.3节中进行了介绍。
3.3. 涡轮发电机组涡轮发电机组是将核能转换为电能的核心设备。
其工作原理已在第2.4节中进行了介绍。
3.4. 安全系统安全系统是压水堆一回路系统中必不可少的设备。
其主要任务是确保核反应堆在各种异常情况下的安全运行，并及时采取必要的措施，以防止事故发生。
常见的安全系统包括冷却剂循环中的紧急注入系统、燃料棒控制系统等。
3.5. 辅助系统压水堆一回路系统还包括一些辅助设备，用于支持主要设备的正常运行。
压水堆一回路系统及重要设备概述
压水堆一回路系统及重要设备概述核反应堆是核反应堆系统的核心部件，它负责维持并控制核裂变过程。
核燃料在反应堆中受到中子轰击发生裂变，产生大量热能。
目前常见的核反应堆设计包括压水堆、沸水堆、重水堆等。
蒸汽发生器是用于将反应堆中的热量传递到发电机的装置。
在压水堆系统中，蒸汽发生器的作用是将反应堆中加热的水与非加热的水进行热交换，使其产生蒸汽，然后将蒸汽送到涡轮发电机中以产生动力。
涡轮发电机是核反应堆系统中的动力转换装置，它将由蒸汽发生器产生的高温高压蒸汽转化为机械能，最终产生电能。
冷却系统是核反应堆系统的关键组成部分，它负责维持反应堆和其他设备的正常工作温度。
冷却系统通常包括冷却水循环系统、冷却塔、冷却泵等设备，以保证核反应堆系统的安全和稳定运行。
总的来说，压水堆一回路系统及其重要设备是核能发电的重要组成部分，它们的正常运行和安全性对于保障电力供应和保护环境都至关重要。
在设计和运行过程中，需要严格遵守相关安全标准和规定，确保系统的可靠性和安全性。
压水堆一回路系统及其重要设备在核能发电领域中起着至关重要的作用。
它的良好设计和运行能力对于安全性和可靠性都至关重要。
核反应堆作为系统的核心部件，必须具备完善的冷却系统来确保其热量从核反应堆中传递出去，并且必须要保证蒸汽发生器、涡轮发电机等核心设备的正常工作。
在此基础上，我们将对压水堆一回路系统及其重要设备的运行原理、特点和一些相关技术进行更深入的探讨。
首先，压水堆一回路系统具有较高的热效率和可靠性。
在压水堆核反应堆中，燃料棒中的核裂变过程会产生大量的热量。
这种高温高压的热量需要有效地传递出反应堆，通过蒸汽发生器加热自由升华能进行发电。
整个过程中要保持核反应堆和相关设备的温度在可控的范围内，确保系统安全运行。
此外，压水堆一回路系统在设计上便于控制和维护，较为安全稳定。
其次，蒸汽发生器是压水堆一回路系统的核心设备之一。
在这个设备中，蒸汽发生器会将反应堆中加热的水与非加热的水进行热交换，并将其转化为蒸汽。
《压水反应堆》课件
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主要工作过程
核反应-蒸汽产生-电力输出循环
压水反应堆的优缺点
优点
• 燃料使用率高 • 反应堆稳定，故障少 • 发电效率高，成本低
缺点
• 核废料难以处理 • 核能存在安全隐患 • 原材料的供应问题
压水反应堆的应用
在发电中的应用
压水反应堆广泛应用于核电站的发电过程中
在船舶中的应用
较小型的压水反应堆可作为核动力潜艇的动力源
未来发展方向
压水反应堆将逐渐趋向模块化、高效化等方向的 发展，持续成为能源领域的重要研究方向总结来自压水反应堆的优势和不足
我们了解到压水反应堆具有高效、稳定的特点，但 仍需要进一步解决核废料等问题
在能源领域的重要性和前景
压水反应堆在绿色能源研究中具有重要的地位，并 将在未来继续发挥重要作用
《压水反应堆》PPT课件
本课件将为您讲解压水反应堆，探讨它的构成，优缺点和应用以及安全问题。 欢迎学习！
什么是压水反应堆
定义
压水反应堆是一种利用核反应产生热能产生蒸汽发电所用的核反应堆
分类
目前，压水反应堆按照功率水平和使用的燃料可分为多种类型
压水反应堆的构成
核反应堆
包括燃料组件、调控元件、反应堆压力容器和堆内 循环系统
压水反应堆的安全问题
1 常见故障及处理方法
反应堆机组主要有管道泄漏、冷却液流量减 少等若干常见故障需要采取相应措施
2 安全措施
核反应堆的安全措施包括生产安全措施、安 全操作规程、应急救援联合方案等方面的措 施
压水反应堆的发展趋势
技术进步
随着技术的不断更新和发展，压水反应堆的技术 性能得到了大幅提升
主蒸汽发生器
将反应堆内产生的热量转化为蒸汽能量，用于发电
压水反应堆水处理系统
微量放射性核素的行为十分复杂, 同时冷却剂中 往往有常量元素B, Li等, 这将带来某些异常现象, 对此应引起注意.
此外, 被离子交换树脂截留的Sr同位素, 经衰变 后生成Y, Zr-Nb. 这些高价元素对树脂的亲和力比 Sr还高, 本应继续留在树脂上, 但常因它的转化为 非离子状态, 而穿透树脂床.
树脂的机械强度与交联度有关, 交联度越大, 机械 强度越好. 在实际操作条件下树脂会磨损破碎, 年损 耗率一般为3-7%.ห้องสมุดไป่ตู้为防止破碎树脂颗粒流出, 在净化 树脂床后, 设有高效率过滤器.
离子交换机理
若将含有M±离子的溶液在一定的温度下, 以一 定的速度通过结构为R-A±型树脂床, 并测量进、 出口溶液浓度的变化, M±离子能被相当彻底地去 除,以后树脂逐渐饱和, 交换能力下降, 直至完全失 效.这一离子交换过程表示为: R A M R M A
离子交换树脂的选择性
离子电荷 在低浓度水溶液中, 交换离子的电荷越大, 越易被 树脂吸附, 对阳离子有下列顺序:
Th4+＞A13+＞Ca2+＞Na+ 对阴离子则有：
PO43-＞SO42- ＞NO3-
但在高浓度水溶液中, 选择性差别缩小, 高浓度的 低价离子往往具有较高的交换“势”, 这就是树脂 的再生原理.
由于放射性衰变在树脂床流出液中会出现某些 离子态核素. 树脂对于惰性气体没有交换作用, 流 过树脂床的某些惰性气体可衰变成碱金属核素及 一系列衰变子体, 如Xe的穿透, 将造成流出液中的 Cs, Ba, Ce, La等核素的产生, 而这些核素照理是 可以被树脂去除的.
某些核素在离子状态下被树脂截留, 转化为其 它形态时又可能解吸下来, 如树脂上碘离子衰变成 氙,解吸后再衰变成碱金属. 所以, 放射性衰变效应 有时甚至会导致树脂床流出液中某些核素的放射 性高于进口料液.
补充内容2 压水堆功率控制系统
2013-7-13
章节内容
1 概述 2 压水堆功率控制原理及系统框图
3 模式G功率控制系统
压水堆功率控制系统
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1
1 概述 I
压水堆功率调节系统是核电站控制的核心系统，它决 定了核电站的整个状态。 压水堆核电机组的功率调节装置包括：
发电机功率调节及所属的汽轮机主蒸汽阀开度调节； 反应堆冷却剂平均温度调节及与其相配合动作的反应堆
控制系统性能由超调量、衰减率、调整时间等动态品质指 标来衡量。核功率超调与冷却剂平均温度超调都是重要指 标。此外，还要求过渡过程中振荡次数为零。 负荷运行方式（模式A和模式G）的选择。
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压水堆功率控制系统
2 压水堆功率控制原理及系统框图
一、压水堆功率控制原理
堆功率控制原理简化框图
控制棒组件位置调节； 冷却剂中硼浓度调节，与反应堆冷却剂平均温度调节相 辅相成。 蒸汽旁路控制系统，作为功率调节系统的辅助系统。 闭锁系统“C”，用以闭锁控制棒组件的自动或手动提 升，防止出现由于控制棒组件过分提升而引起的紧急停 堆。
压水堆功率控制系统 华北电力大学核科学与工程学院
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1 概述 II
电 离 室
冷凝器
压水堆模式A功率控制系统框图
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二、模式A功率控制系统框图 II
反应堆调节系统的两个基本目的：
能使反应堆输出功率与负荷需求相适应。 当有内、外扰动加入反应堆时，能消除扰动的作用。
压水堆功率控制系统
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燃料元件芯块温度都应低于熔化温度； 燃料元件表面不允许烧毁，即最小烧毁比DNBR必须大
于1.30； 在稳态额定工况及常见事故工况下，不出现水力不稳定 性。
额外要求
使反应堆在整个工作寿期内有尽可能平坦的功率分布，
即有最小的功率不均匀因子； 无论何时发生任何事故都应能立即实现停堆； 功率调节系统具有较好的调节性能。
1
4.1 概述
压水堆功率调节系统是核电站控制的核心系统，它决 定了核电站的整个状态。 压水堆核电汽轮机主蒸汽阀开度调节； 反应堆冷却剂平均温度调节及与其相配合动作的反应堆
控制棒组件位置调节； 冷却剂中硼浓度调节，与反应堆冷却剂平均温度调节相 辅相成。 蒸汽旁通控制系统，作为功率调节系统的辅助系统。 闭锁系统“C” ，用以闭锁控制棒组件的自动或手动提 升，防止出现由于控制棒组件过分提升而引起的紧急停 堆。
第四章
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1. 功率棒组件移动程序
第四章
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2. 棒组R的机动带和推荐位置
棒组R的插入极限
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2. 棒组R的机动带和推荐位置
插入限值随功率的变化
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2、降负荷并保持I在目标带内
(1) 忽略降负荷期间氙的变化（模式A的情况） 以5%FP/min的速率，100%FP>>50%FP（相当于引入 750pcm的反应性），硼酸浓度910ppm 补偿功率效应，R棒组件从205步插到105步。引入 750pcm负反应性。 以100ppm/h加硼，使得R棒提升到185步左右。 加硼结束后，需进行稀释操作。
滞后，提供一个超前信号。
滤波器（时间常数为1s）：滤掉温度传感器带来的热噪
声。
第四章
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（3）功率失配通道 I
功率失配通道主要包括： 7s 偏差微分单元 ：产生功率偏差（P1-P2）的不完全微分 1 7s 信号。
非线性增益单元：增大偏差速率大时的增益；减少偏差速率
其中： Q0为稳态功率水平 lp为中子寿命；
i为缓发中子份额； i为先驱核衰变常数。
堆芯描述方框图
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二、模式A功率控制系统框图
反应堆功率调节系统：一个以平均温度为主调量的冷却剂 平均温度调节系统。
－ Qn ＋ ＋ 驱动机构 ＋ － Tref 平均温度 程序定值通道 QT 控 制 棒 反 应 堆 Th ＋ ＋ Te Tav 蒸 汽 发 生 器 Ps 汽机 f 发电机
主要功能：根据负荷需求控制功率棒组的位置。 功率棒控制系统的工作原理 1. 反应堆功率控制系统根据汽机调节系统的控制模式、控制 方式和二回路工况按一定规律选择一个待跟踪的功率，加 上临时增改值，得到功率整定值。 2. 将功率整定转换为棒位整定值，由叠步计数器给出棒位实 际值与棒位整定值的比较，棒位偏差经函数发生器产生棒 速和棒向信号。 3. 棒速信号输出给功率调节棒组电源设备，后者产生移动功 调棒的时序信号，使之按叠步程序移动，以跟踪负荷。
磁滞回环 最小棒速区 线性棒速区 最大棒速区
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4.6 硼酸浓度控制
硼酸浓度控制方式
结合反应堆轴向功率分布控制说明当负荷变化后，
如何控制硼酸浓度
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化学与容积控制系统简图
在反应堆设计和运行中，不仅需要知道控制棒 全部插入时引入的总反应性价值，还需要知道控制 棒在不同插入深度上移动单位长度所引入的反应性 价值以及插入不同深度时引入的总的反应性价值。
微分价值 指控制棒移动单位长度所引起的反应性变化的量。
积分价值 指控制棒插入或提升到某一位置所引起的总的反应 性变化量。
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第四章
功率棒控制系统 原理图
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汽机控制系统（7个模拟信号和4个逻辑的出处）
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功率棒棒位检测单元框图
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(2) 降负荷期间考虑氙变化 1.5%FP/min，氙引入的负反 应性190pcm。 硼浓度差额，75-19=56ppm
氙峰值 第四章 压水堆功率控制系统
低燃耗时负荷从100%FP下降时 CB的变化 华北电力大学核科学与工程学院 37
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4.1 概述
核电机组输出功率是由发电机控制台上的功率定值给出。 发电机功率调节系统多采用电-液调节方式。 发电机与反应堆之间的功率不平衡将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，而这些参数的变化 也反映了系统中储能的变化。 压水堆核电厂控制系统给定值大部分是由核功率90%FP 阶跃上升到100%FP的响应来决定。 控制系统性能由超调量、衰减率、调整时间等动态品质指 标来衡量。核功率超调与冷却剂平均温度超调都是重要指 标。此外，还要求过渡过程中振荡次数为零。 负荷运行方式（模式A和模式G）的选择。
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可变增益单元特性函 数曲线
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（4）误差信号
三个通道的综合误差信号
4
2
控制棒移动速度信号 控制棒的移动方向信号
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2、棒速程序控制单元
棒速程序控制单元输入/输出特性
五个区域 死区
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功率棒组插入深度与功率水平的对应关系
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模式G阶跃负荷变化的响应曲线图
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二、R 棒组控制系统
R棒组控制系统属于闭环系统。 组成
三通道非线性调节器 棒速程序控制单元 控制棒棒速逻辑控制装置及驱动机构
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R棒微分价值和积分价值（氙平衡、热态满功率）
寿末
寿初
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功率棒微分价值和积分价值（氙平衡、热态满功率）
寿初
寿末
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4.4 控制棒组件的移动程序
作用
反应堆功率运行时，当负荷需求与反应堆功率出现不平 衡时，给出温度偏差信号，该偏差信号经棒速程序控制 单元后给出R棒组移动速度和方向（提升或插入）信号； 然后通过逻辑控制装置和可控硅电源按一定程序输出控 制棒的驱动电流脉冲使棒在堆芯移动以改变堆芯反应性， 达到改变核反应堆功率的目的。
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三、模式G功率控制系统框图
包括功率控制系统和冷却剂平均温度控制系统。 功率控制系统：属于开环系统，由控制回路和监督回 路组成。 平均温度控制系统：属于闭环控制，由平均温度控制 回路和功率失配前馈回路两个回路组成。
第四章
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4.3 控制棒的微分价值和积分价值
M
功率失配通道
调速器
旁通控制
电 离 室
冷凝器
压水堆模式A功率控制系统框图
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反应堆调节系统的两个基本目的：
能使反应堆输出功率与负荷需求相适应。 当有内、外扰动加入反应堆时，能消除扰动的作用。
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1、三通道非线性调节器
组成
冷却剂平均温度定值通道（主通道） 冷却剂平均温度测量通道（主通道） 功率失配（或补偿）通道
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（1）冷却剂平均温度程序定值通道
该通道提供了冷却剂平均温度运行方式的整定值信号Tref。 组成：
函数发生器：汽机负荷和最终功率整定值中最大值，经
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2. 棒组R的机动带和推荐位置
机动带（调节区）随燃耗的变化
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4.5 模式G功率控制系统
在模式G运行方式下，反应堆功率控制由功率控制系 统（功率补偿棒组控制系统）和冷却剂平均温度控制系统 （R棒组控制系统）实现。 一、功率棒控制系统
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第四章
4.2 压水堆功率控制原理及系统框图
一、压水堆功率控制原理
堆功率控制原理简化框图
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