第九章核反应堆运行与控制
核反应堆控制课后习题答案
核反应堆控制课后习题答案核反应堆控制课后习题答案核反应堆控制是核能技术中至关重要的一环。
它涉及到对核反应堆中核裂变链式反应的控制，以维持稳定的核反应过程，并确保核能的安全和可持续利用。
在核反应堆控制的学习中，习题是一种重要的学习方式，通过解答习题可以帮助学生加深对核反应堆控制的理解和应用。
下面将为大家提供一些核反应堆控制课后习题的答案。
习题一：核反应堆控制中，什么是临界状态？答案：临界状态是指核反应堆中核裂变链式反应的产生速率与消失速率相等的状态。
在临界状态下，核反应堆中的裂变产物和中子的生成速率与其消失速率相等，从而实现核反应的稳定。
习题二：核反应堆控制中，什么是反应率？答案：反应率是指核反应堆中核反应的发生速率。
它可以分为正反应率和负反应率。
正反应率表示核反应的发生速率大于消失速率，导致核反应堆中核反应增加；负反应率表示核反应的发生速率小于消失速率，导致核反应堆中核反应减少。
习题三：核反应堆控制中，什么是反应度？答案：反应度是指核反应堆中核反应的发生程度。
它是用来衡量核反应堆中裂变产物和中子的生成速率与消失速率之间的比例关系。
反应度越高，表示核反应堆中的核反应越活跃，反应速率越大。
习题四：核反应堆控制中，什么是反应性系数？答案：反应性系数是指核反应堆中核反应率对某一参数变化的敏感程度。
常见的反应性系数有温度反应性系数、燃料浓度反应性系数和冷却剂浓度反应性系数等。
通过控制这些反应性系数，可以实现对核反应堆的控制。
习题五：核反应堆控制中，什么是控制棒？答案：控制棒是用于调节核反应堆反应性的装置。
它通常由具有吸中子能力的材料制成，如硼、银等。
通过控制棒的插入和抽出，可以改变核反应堆中中子的流动情况，从而实现对核反应的控制。
习题六：核反应堆控制中，什么是临界态调整？答案：临界态调整是指通过改变核反应堆的反应性参数，使其达到临界状态的过程。
在核反应堆的设计和运行中，需要进行临界态调整，以确保核反应堆的稳定和安全运行。
核反应堆工作原理
核反应堆工作原理核反应堆是一种利用核能进行能量转换的装置，它是实现核能利用的关键设备之一。
核能反应堆的工作原理是通过控制并维持核裂变反应的连续进行，从而释放出大量的能量。
本文将详细介绍核反应堆的工作原理。
一、核反应堆的基本组成核反应堆由以下几个关键组成部分构成：1. 燃料元件：燃料元件是核反应堆中的核燃料载体，通常采用浓缩铀或钚等放射性物质。
燃料元件中的核燃料可通过核裂变反应释放出巨大的能量。
2. 控制元件：控制元件用于调节核反应堆中的核裂变反应速率。
通常采用控制棒来实现，控制棒的插入深度可以调节反应堆中的中子流量，从而控制反应堆的热功率。
3. 冷却剂：冷却剂用于吸收反应堆产生的热能，同时也用于传递热能到发电系统。
常用的冷却剂有水、重水和液态金属等。
4. 反应堆堆芯：反应堆堆芯是核反应堆的核心部分，包括了燃料元件和控制元件。
核反应堆的裂变链式反应主要在堆芯中进行。
二、核反应堆的工作原理核反应堆的工作原理可概括为以下几个步骤：1. 中子释放：核反应堆中的裂变链式反应需要中子的引发，裂变产生的中子将会引发更多的裂变。
核反应堆通常通过控制棒的插入深度调节中子的释放速率。
2. 裂变链式反应：一旦中子被释放，它们会与核燃料的原子核相互作用，并引起核裂变反应。
核裂变反应会释放出大量的能量，并产生更多的中子，进一步维持裂变链式反应。
3. 热能释放：核裂变反应产生的能量以热的形式储存在反应堆堆芯中。
冷却剂流经堆芯，吸收堆芯中的热能，并将其带走。
4. 热能转化：冷却剂通过传热介质的方式，将堆芯中的热能传递给发电系统。
常见的热能转化方式是将冷却剂转化为蒸汽，驱动汽轮机发电。
5. 控制反应速率：为了维持核反应堆的稳定工作，需要控制并调节核裂变反应的速率。
通常通过调节控制棒的深度来控制中子的流量，从而控制反应堆的热功率。
三、核反应堆的类型核反应堆可以根据燃料类型、工作方式和冷却剂等分类。
常见的核反应堆类型有：1. 压水堆（PWR）：采用轻水作为冷却剂和减速剂，以浓缩铀为燃料。
第9章：核反应堆动力学
l0 ≈ t d
例：以UO2为燃料的压水反应堆，一直处于临界状态。 当Δρ的扰动后，Keff=1.001，l0=1.1×10-4s，求1秒 后堆内中子密度增加倍数？
keff 1 n(t ) n0 exp( t) l0
n(t ) 1.001 1 3 exp( 1 ) 8 . 9 10 n(0) 1.1104
Ci (t ) Ci (0)(Ci1e1*t Ci 2e 2*t ..... Ci 7e 7*t )
n(t ) n(0)( Ae 1
1*t
A2e
2*t
..... A7e
7*t
)
7*t
Ci (t ) Ci (0)(Ci1e
Cij
1*t
Ci 2e
K=1
K＜1 t
二、缓发中子的作用
裂变中子99%是在裂变后10-17—10-14s时间发出的，叫做 瞬发中子；
不到1%的中子是裂变后零点几到几分钟后发出的，由裂 变碎片在放射性衰变过程中释放的中子叫做缓发中子。
只有瞬发中子的情况，堆内中子的平均寿命l0，
l0=ts+td
对PWR而言， ts≈10-6s; td≈10-4s;
keff 1 n(t ) n0 exp( t) l0
n(t ) 1.001 1 exp( 1) 1.0118 n(0) 0.0848
只增长了0.01，可控。
三、反应堆周期（reactor period OR reactor time constant）
1 定义（T） 反应堆内平均中子密度变化e倍所需的时间为反 应堆周期。
如何控制？
考虑缓发中子寿命ti： ti+td+ts≈ ti
核反应堆的运行模式与调控策略
核反应堆的运行模式与调控策略核反应堆是一种利用核裂变或核聚变反应产生能量的装置。
它是现代能源领域的重要组成部分，广泛应用于核电站、核动力舰艇等领域。
核反应堆的运行模式和调控策略对于保证核反应堆的安全运行和高效发电至关重要。
本文将介绍核反应堆的运行模式和调控策略，并探讨其在实际应用中的意义。
一、核反应堆的运行模式核反应堆的运行模式主要分为稳态运行和临界态运行两种。
稳态运行是指核反应堆在一定的功率水平上保持稳定运行的状态。
在稳态运行模式下，核反应堆的功率输出基本保持不变，核燃料的裂变产物和中子吸收物质的浓度也基本保持稳定。
稳态运行模式适用于核电站等需要长时间稳定供电的场合。
临界态运行是指核反应堆的功率输出与中子吸收物质的浓度保持动态平衡的状态。
在临界态运行模式下，核反应堆的功率输出可以根据需求进行调整，核燃料的裂变产物和中子吸收物质的浓度也会相应变化。
临界态运行模式适用于核动力舰艇等需要根据实际情况进行功率调整的场合。
二、核反应堆的调控策略核反应堆的调控策略主要包括反应性调控和功率调控两个方面。
反应性调控是指通过调整中子吸收物质的浓度来控制核反应堆的反应性。
中子吸收物质可以是稳定的或可移动的，通过增加或减少中子吸收物质的浓度，可以改变中子的流动速度和能量，从而控制核反应堆的反应速率。
反应性调控是核反应堆运行中最基本的调控策略，对于保证核反应堆的稳定运行至关重要。
功率调控是指通过调整核反应堆的功率输出来满足实际需求。
核反应堆的功率输出可以通过改变燃料棒的数量、燃料棒的排列方式、燃料棒的寿命等方式进行调整。
功率调控是核反应堆运行中的高级调控策略，可以根据实际需求进行灵活调整，保证核反应堆的高效发电。
三、核反应堆运行模式与调控策略的意义核反应堆的运行模式和调控策略对于保证核反应堆的安全运行和高效发电具有重要意义。
首先，核反应堆的运行模式和调控策略可以保证核反应堆的稳定运行。
稳态运行模式和反应性调控策略可以使核反应堆的功率输出保持稳定，避免功率波动对设备和系统的损害。
核电站的核反应堆是如何运行的
核电站的核反应堆是如何运行的核电站的核反应堆是通过利用核裂变反应来产生能量的一种设备。
核裂变反应是指将重原子核分裂成两个或更多的碎片，同时释放出大量能量的过程。
下面将详细介绍核电站的核反应堆是如何运行的。
一、核电站的基本构成核电站一般由核反应堆、冷却系统、控制系统、辐射屏蔽和发电机组成。
核反应堆是核电站的核心部件，主要用于产生热能。
冷却系统负责将核反应堆中产生的热能带走，并将其转化为蒸汽。
控制系统用于控制核反应堆的运行状态。
辐射屏蔽用于防止辐射泄露。
发电机则通过蒸汽驱动发电。
二、核反应堆的工作原理核反应堆的工作原理基于核裂变反应。
核裂变反应是通过轰击一定速度与精确能量的中子来撞击核燃料，使得核燃料发生裂变反应，从而产生大量的热能。
核反应堆中的核燃料通常采用铀或钚等放射性元素。
核反应堆中的燃料棒是核反应的关键部件。
燃料棒是由包裹着放射性燃料的金属或陶瓷制成的柱状物体。
在核反应堆中，多个燃料棒被排列在一起形成燃料组件。
燃料组件中的燃料棒在裂变反应中会产生大量的热能和中子。
为了控制核反应堆的反应过程，需要使用控制棒。
控制棒由吸中子材料制成，其主要作用是吸收中子，减缓核反应堆中的裂变反应速度。
通过调整控制棒的深入程度，可以控制反应堆的输出功率和稳定工作状态。
核反应堆的核裂变反应产生的热能会通过冷却剂带走。
冷却剂一般是水或重水，它与燃料棒之间通过热交换的方式实现热能传递。
冷却剂在核反应堆中发生沸腾，产生的蒸汽经过再热和高压后进入蒸汽涡轮发电机组，最终产生电能。
三、核反应堆的安全措施核反应堆的运行需要严格的安全措施。
主要包括以下几个方面：1. 核反应堆的设计：核反应堆的设计需要充分考虑安全性，并采取措施确保核反应堆的稳定性及避免事故发生。
2. 辐射屏蔽：核反应堆周围会设置辐射屏蔽，以防止辐射泄露，保护工作人员和环境的安全。
3. 控制棒：控制棒的调控非常重要，它可以调整核反应堆的输出功率和稳定性，及时响应异常情况。
核能反应控制与裂变原理解剖
核能反应控制与裂变原理解剖核能反应控制与裂变原理是当今核能领域的重要课题，涉及到了核能的安全性、可持续性以及应用前景等方面。
本文将对核能反应控制与裂变原理进行解剖和探讨，从而加深我们对核能领域的理解和认知。
首先，让我们来了解一下核能反应控制的基本原理。
核能反应控制的核心目标是维持核反应的持续性和稳定性，以便利用核能的释放来产生热能或动能。
在核反应堆中，我们需要维持适当的中子通量和中子能量分布，同时控制裂变链式反应的速率。
其中，中子是核反应过程中起到关键作用的粒子，它们的数量和能量分布直接影响到反应的效率和稳定性。
核能反应控制的关键在于中子的控制。
通过增加或减少中子的数量和能量，我们可以调节核反应的发生速率。
常用的方法包括调整反应堆的几何结构、使用适当的中子吸收剂和控制杆等。
通过合理的设计和管理，我们可以实现反应堆的启动、正常运行和关闭等操作，确保核能的可控性和安全性。
接下来，让我们解剖一下核能裂变的基本原理。
核裂变是指重核（如铀等）被中子撞击后分裂成两个或更多的碎片核，并释放出大量的能量。
这一过程是自持续的连锁反应，每次裂变会产生2到3个中子，这些中子又会触发更多的裂变，从而形成了连锁反应。
核反应中最常用的裂变原料是铀-235（U-235）和钚-239（Pu-239）。
这两种元素具有较高的裂变截面，容易被中子引起裂变。
而裂变所释放的能量正比于中子的速度和功率。
在核裂变中，中子的吸收和发射起到了至关重要的作用。
当中子被吸收后，会将核物质带入了一个不稳定的能级，并使其发生不稳定的核分裂。
同时，裂变还会产生大量的中子，这些中子继续引发更多的裂变，并释放更多的能量。
核裂变作为一种高效能的能源释放过程，正被广泛应用于核能发电和核武器等领域。
在核电站中，我们通过控制和调节核反应的速率和能量，可以产生大量的热能，用于驱动蒸汽轮机以产生电力。
而核武器则利用了核裂变释放的巨大能量来实现破坏性的爆炸。
然而，核能的应用也面临着一系列的挑战和风险。
反应堆物理及控制技术综述
反应堆物理及控制技术综述随着人类能源需求的不断增长，核能作为一种清洁、安全、高效的能源形式，逐渐得到了广泛的应用。
反应堆物理及控制技术是核能发电的核心技术，也是目前全球范围内的重要研究领域之一。
本文将从反应堆物理基础、反应堆控制理论和方法、反应堆安全等方面，对反应堆物理及控制技术进行综述。
一、反应堆物理基础核反应堆是一种核能利用装置，其基本原理是利用铀或钚等核燃料的核裂变释放出的中子引起更多的裂变，并释放出巨大的能量，驱动液体或气体的热能机械转化为电能。
为了掌握反应堆工作的基本规律，需要了解反应堆的物理基础。
1.核反应过程核反应是指核粒子之间的相互作用引起核粒子数目或核组成发生变化的过程。
核反应包括核裂变和核聚变两种形式。
在核反应过程中，中子是很重要的因素。
中子在核反应堆中是起主导作用的粒子，可以诱发核裂变或核聚变。
2.核反应堆原理反应堆中的裂变产生的中子又被吸收和裂变，可以产生更多的中子，形成连锁反应，这是核反应堆发挥功效的基本原理。
核反应堆的性能参数包括反应堆功率、功率密度、热流密度、中子通量密度、燃料的热电效率等。
3.反应堆物理参数反应堆物理参数包括反应堆的中子产生率、中子的速度、中子的能量、中子的流量、中子的吸收截面、中子的散射截面、热量产生率等。
这些参数可以影响反应堆的性能，对反应堆的运行和设计有着重要的意义。
二、反应堆控制理论和方法反应堆控制是指人工调节反应堆中的中子流量，以达到期望的功率或中子流量的关键技术。
反应堆控制技术的发展一直是核能工业的核心研究领域之一。
1.反应堆控制方法目前主要的反应堆控制方法包括手动控制、自动控制和故障保护控制三种。
手动控制是指人工调节反应堆的功率，最常用于启动和关闭反应堆。
自动控制是指采用自动化系统根据反应堆运行状态自动调节反应堆功率或温度等参数。
故障保护控制则是为了保护反应堆在异常情况下的安全运行。
这三种控制方法在核能发电系统中都有着重要作用。
2.反应堆控制理论反应堆控制理论主要是建立反应堆控制模型，通过对反应堆动态特性的研究，分析反应堆调节过程的适应性和可调性。
核反应堆控制目录打印纸
内容提要《普通高等教育十一五国家级规划教材?核反应堆控制》共分为9章。
第1章阐述核反应堆控制的基本概念和物理基础；第2章介绍离散时间控制系统的信号转换、采样定理、差分方程及其求解、z变换和脉冲传递函数等基本概念；第3章介绍线性定常控制系统的状态空间模型的建立及其求解，以及线性定常系统的分析方法；第4章介绍核反应堆系统各种形式的动力学模型的建立和瞬态响应分析；第5章描述采用各种不同分析方法对核反应堆及其控制系统的稳定性进行分析，包括线性连续系统和离散系统；第6章着重介绍压水堆核电厂的功率分布控制和主要控制系统；第7章简要介绍几种不同类型动力堆控制系统，包括先进沸水堆核电厂的控制系统等；第8章介绍核电厂的数字控制基础，主要包括集中型和集散型数字控制；第9章简要介绍了先进非能动压水堆核电厂ap1000和改进型欧洲压水堆核电厂epr仪表与控制系统的基本组成、功能和性能。
目录第1章核反应堆控制概述1.1引言1.2核反应堆控制的物理基础1.3反应性控制1.3.1中子吸收体移动控制1.3.2慢化剂液位控制1.3.3燃料控制1.3.4反射层控制1.4核电厂稳态运行方案1.4.1二回路蒸汽压力ps恒定方案1.4.2冷却剂平均温度恒定方案1.4.3冷却剂出口温度恒定方案1.4.4冷却剂平均温度程序方案1.5核电厂运行控制模式1.5.1基本负荷运行模式1.5.2负荷跟踪运行模式习题第2章线性离散控制系统的分析方法2.1概述.2.2离散控制系统的信号转换2.2.1采样－保持器2.2.2数－模转换器2.2.3模－数转换器2.3连续信号的采样及其重构2.3.1连续信号的采样2.3.2采样信号的重构2.4离散系统的差分方程及其求解2.4.1用差分方程描述离散系统2.4.2差分方程的解法2.5z变换2.5.1z变换定义2.5.2z反变换2.5.3z变换性质和定理2.5.4z变换计算方法2.6线性离散系统的脉冲传递函数习题第3章线性控制系统的状态空间分析方法3.1状态空间表达式的基本概念3.1.1基本概念3.1.2列写系统状态空间表达式的一般步骤3.2状态空间表达式的建立3.2.1由微分方程建立状态空间表达式3.2.2根据传递函数建立状态空间表达式3.2.3传递函数与状态空间表达式之间的关系3.2.4离散控制系统的状态空间表达式3.3线性定常系统的线性变换3.4线性定常系统的状态方程求解3.4.1齐次状态方程求解3.4.2非齐次状态方程求解3.5线性定常系统的能控性和能观测性3.5.1线性定常系统的能控性3.5.2线性定常系统的能观测性习题第4章核反应堆动力学模型4.1系统数学模型概述4.2核反应堆动态方程4.2.1点堆动态方程4.2.2核反应堆近似模型4.2.3反应性方程4.2.4氙的效应和动态方程4.3核反应堆的瞬态响应分析4.3.1考虑六组缓发中子的瞬态响应分析4.3.2等效单组缓发中子的瞬态响应分析4.3.3常源近似的瞬态响应分析4.3.4瞬跳近似的瞬态响应分析4.3.5时域响应的数值解法4.4核反应堆的传递函数4.4.1概述4.4.2零功率核反应堆的传递函数4.4.3具有温度反馈核反应堆系统的传递函数4.5核反应堆的频率特性4.5.1概述4.5.2零功率核反应堆的频率特性4.5.3具有温度反馈核反应堆系统的频率特性4.6氙产生的传递函数和频率特性4.7 核反应堆的离散化模型4.7.1核反应堆的差分方程4.7.2核反应堆的脉冲传递函数4.8核反应堆的状态空间表达式习题第5章核反应堆控制系统的稳定性分析5.1控制系统的性能与分析5.1.1控制系统的基本性能5.1.2线性系统的稳定性分析5.2核反应堆系统的稳定性分析5.2.1核反应堆系统的根轨迹与稳定性分析5.2.2两路并联温度反馈核反应堆系统的稳定性分析5.2.3两路串联温度反馈核反应堆系统的稳定性分析5.2.4具有氙毒反馈核反应堆系统的稳定性分析5.2.5石墨动力堆系统的稳定性分析5.3实验研究型核反应堆控制系统的稳定性分析5.3.1实验重水堆功率控制系统的稳定性分析5.3.2研究堆功率控制系统的稳定性分析5.4动力堆控制系统的稳定性分析5.4.1不带位置反馈控制系统的稳定性分析5.4.2具有位置反馈控制系统的稳定性分析5.5核反应堆数字控制系统的稳定性分析5.5.1s平面与z平面的映射关系5.5.2稳定性判据5.5.3核反应堆功率数字控制系统的稳定性分析5.6核反应堆稳定性的状态空间分析5.6.1李亚普诺夫第二法基本概念5.6.2线性定常系统的李亚普诺夫稳定性分析5.6.3核反应堆系统的李亚普诺夫稳定性分析习题第6章压水堆核电厂控制6.1概述6.1.1压水堆核电厂6.1.2压水堆核电厂的控制系统6.1.3核反应堆自稳自调特性6.2压水堆功率分布控制6.2.1轴向功率分布的描述6.2.2限制功率分布的有关准则6.2.3保护梯形与运行梯形6.2.4模式a运行梯形6.2.5模式g运行梯形6.2.6运行梯形实例6.3控制棒及其驱动机构6.3.1控制棒棒束组件6.3.2控制棒的性能6.3.3控制棒驱动机构与移动程序6.3.4控制棒位置6.4压水堆功率控制6.4.1功率控制系统6.4.2冷却剂平均温度控制系统6.4.3硼浓度控制6.4.4硼浓度调节的应用6.5控制棒位置监测6.5.1控制棒位置探测器6.5.2控制棒位置监测系统6.6 稳压器压力和液位控制6.6.1稳压器压力控制系统6.6.2稳压器液位控制系统6.6.3稳压器控制的瞬态过程6.7蒸汽发生器液位控制6.7.1蒸汽发生器液位调节系统6.7.2主给水泵转速控制系统6.8蒸汽排放控制6.8.1向凝汽器和除氧器的蒸汽排放控制6.8.2向大气的蒸汽排放控制6.9 汽轮机控制6.9.1汽轮发电机组的负荷特性6.9.2汽轮机控制系统的工作原理6.9.3调节阀驱动机构习题第7章其他堆型核电厂控制7.1重水堆核电厂控制7.1.1坎杜堆功率调节系统7.1.2蒸汽发生器压力控制系统7.2沸水堆核电厂控制7.2.1沸水堆核电厂的控制系统7.2.2先进沸水堆核电厂的控制系统7.2.3经济简化型沸水堆核电厂的控制系统7.3气冷核反应堆控制7.3.1改进型气冷核反应堆控制系统7.3.2高温气冷核反应堆控制系统7.4钠冷快中子增殖核反应堆控制习题第8章核电厂的数字控制8.1概述8.1.1数字控制系统的组成与特点8.1.2计算机控制的分类8.1.3数字pid控制器8.1.4核电厂数字仪表与控制系统的功能与设计准则8.2核电厂的集中型计算机控制8.2.1坎杜堆核电厂计算机控制系统的组成8.2.2坎杜堆核电厂计算机控制软件8.3核电厂的集散型计算机控制8.3.1核电厂集散型计算机控制系统组成8.3.2正常运行仪表与控制系统8.3.3安全仪表与控制系统8.3.4软件系统8.3.5核电厂集散控制总线系统习题第9章先进压水堆核电厂控制简介9.1非能动先进压水堆核电厂控制9.1.1非能动先进压水堆核电厂概述9.1.2非能动先进压水堆功率控制9.1.3非能动先进压水堆核电厂数字化仪表与控制系统9.2改进型欧洲压水堆核电厂控制9.2.1改进型欧洲压水堆核电厂概述9.2.2改进型欧洲压水堆核电厂数字化控制原理9.2.3改进型欧洲压水堆核电厂数字化仪表与控制系统习题参考文献附录1缓发中子份额和先驱核衰变常数附录2常用拉普拉斯变换与z变换表附录3核反应堆的传递函数附录4核反应堆的对数频率特性曲线图作者介绍文摘。
《核反应堆与核裂变》 讲义
《核反应堆与核裂变》讲义一、引言在当今的能源领域，核反应堆与核裂变技术占据着重要的地位。
它们不仅为我们提供了大量的电力，还在医学、工业等众多领域发挥着关键作用。
然而，对于大多数人来说，核反应堆与核裂变的原理和应用可能还比较陌生。
接下来，让我们一起深入了解这一神秘而又强大的技术。
二、核裂变的基本原理核裂变，简单来说，就是一个重原子核分裂成两个或多个较轻原子核的过程。
在这个过程中，会释放出巨大的能量。
以铀-235 为例，当一个中子撞击铀-235 原子核时，铀原子核会吸收这个中子，变得不稳定并发生分裂。
分裂过程中，会释放出 2 到 3 个新的中子，以及大量的能量。
这些释放出的中子又会继续撞击其他铀原子核，引发链式反应，从而持续释放出更多的能量。
这个过程中释放的能量是极其巨大的。
根据爱因斯坦的质能方程E=mc²（其中 E 表示能量，m 表示质量的变化，c 表示光速），即使是微小的质量损失，也能转化为巨大的能量输出。
三、核反应堆的类型目前，常见的核反应堆类型主要有以下几种：1、压水堆压水堆是目前世界上应用最广泛的核反应堆类型之一。
在压水堆中，反应堆的冷却剂和慢化剂都是水。
水在反应堆堆芯中吸收热量，然后通过蒸汽发生器将热量传递给二回路的水，产生蒸汽驱动汽轮机发电。
2、沸水堆沸水堆与压水堆的主要区别在于，沸水堆中的水在反应堆堆芯中直接产生蒸汽，然后驱动汽轮机发电。
3、重水堆重水堆使用重水（即氘和氧组成的水）作为慢化剂和冷却剂。
重水对中子的吸收较少，因此可以使用天然铀作为燃料。
4、快中子增殖堆快中子增殖堆利用快中子引发核裂变，并通过增殖材料（如钚-239）将多余的中子转化为可裂变材料，从而实现核燃料的增殖。
四、核反应堆的结构和组成核反应堆通常由以下几个主要部分组成：1、堆芯堆芯是核反应堆的核心部分，其中包含核燃料（如铀、钚等）和控制棒。
核燃料在堆芯中发生核裂变反应，释放出能量和中子。
控制棒用于控制反应的速率，通过吸收中子来调节链式反应的强度。
核反应堆设计与运行研究
核反应堆设计与运行研究核反应堆作为一种重要的能源发电设施，其设计与运行研究对于现代能源产业的发展至关重要。
本文将从核反应堆的设计原理、运行模式以及未来的发展方向等多个角度展开讨论。
一、核反应堆设计原理核反应堆的设计原理是基于核裂变或核聚变等反应过程发电。
目前，核反应堆主要分为热中子反应堆和快中子反应堆两种类型。
热中子反应堆使用热中子来维持核链式反应，通过控制链式反应的速度来控制核燃料的裂变，从而产生热能。
而快中子反应堆则使用高速中子来实现核链式反应，利用核聚变产生的能量来发电。
核反应堆的设计过程涉及许多因素，如核燃料选择、反应堆结构设计、冷却剂选择等。
核燃料的选择对反应堆的效率和安全性有重要影响，同时还需要考虑燃料的后处理和废物处置等问题。
反应堆结构设计方面，需要考虑到高温、辐射等因素对材料的影响，以及反应堆的密封性和可靠性等要求。
冷却剂的选择则与反应堆的功率密度、热耗散以及控制系统等有关。
二、核反应堆运行模式核反应堆的运行模式主要包括起动、平稳运行和停堆等阶段。
在起动阶段，需要通过引入裂变源使得核链式反应开始，同时还需要确保反应堆结构和冷却系统的正常运行。
平稳运行阶段需要维持核链式反应的稳定，通过控制燃料元件或调整冷却剂流体的流速来控制功率的输出。
停堆阶段则需要将核链式反应完全停止，并进行冷却剂的循环以保持反应堆的安全性。
核反应堆的运行还面临着一系列的挑战和风险，如核燃料的衰变、燃料元件失效、冷却剂泄露等。
针对这些问题，研究人员需要制定相应的安全措施和应急预案，确保核反应堆的安全运行。
三、核反应堆的未来发展方向随着科技的不断发展和能源需求的增长，核反应堆的设计和运行研究也在不断进步。
未来，核反应堆的发展方向主要在以下几个方面：1. 安全性改进：研究人员将继续提高核反应堆的安全性能，包括材料的改进、冷却系统的优化等方面。
通过新材料的开发和改良，可以提高核反应堆的耐高温和辐射的能力，降低事故风险。
核反应堆工作原理
核反应堆工作原理核反应堆是一种利用核裂变或核聚变来产生能量的装置，它是核能发电的主要设备。
核反应堆的工作原理是通过控制核裂变或核聚变过程，释放出大量的能量，从而驱动发电机产生电能。
下面将详细介绍核反应堆的工作原理。
首先，核反应堆中的燃料是核能发电的关键。
在核反应堆中，常用的燃料是铀-235和钚-239等放射性核素。
这些核素在受到中子轰击后会发生核裂变，释放出大量的能量。
同时，核裂变还会释放出新的中子，这些中子可以再次轰击其他核素，引发连锁反应。
其次，控制棒是核反应堆中用于控制核裂变速率的重要装置。
控制棒通常由吸中子材料制成，如硼、钴等。
当控制棒插入反应堆芯内时，它们可以吸收中子，从而减缓或停止核裂变反应。
而当控制棒抽出时，核裂变反应会加速进行。
通过控制控制棒的位置，可以有效地控制核裂变反应的速率，保持核反应堆的稳定运行。
此外，冷却剂也是核反应堆中不可或缺的组成部分。
核反应堆在工作过程中会产生大量的热能，如果不及时散热，会导致反应堆过热而发生事故。
因此，核反应堆通常会采用水、氦气、钠等作为冷却剂，通过循环流动来带走反应堆中产生的热能，同时还可以为蒸汽发生器提供蒸汽，驱动汽轮机发电。
最后，核反应堆还需要安全壳来保护反应堆的安全。
安全壳是由钢筋混凝土等材料构成的厚重外壳，能够承受外部压力和辐射，保护核反应堆免受外界影响。
一旦核反应堆发生意外事故，安全壳可以防止放射性物质泄漏，保护周围环境和人员安全。
总的来说，核反应堆的工作原理是通过控制核裂变反应，释放出大量能量，然后利用这些能量来产生电能。
核反应堆的运行需要燃料、控制棒、冷却剂和安全壳等多个部件的协同作用，以确保核能发电的安全高效运行。
通过不断的技术创新和安全管理，核反应堆将成为未来清洁能源的重要来源。
第九章核反应堆运行与控制
1、概述（4）
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。
内容：
自然循环试验 汽轮机控制系统启动试验 功率系数测定 二回路热功率测量 取样系统试验 废液废气检测 蒸汽发生器水位自动控制试验 堆内、堆外核测量仪表刻度试验 蒸汽发生器水份夹带试验 碘坑测量 甩负荷试验 电站验收试验 发电机首次同步 功率测量和功率刻度试验 功率分布测定 带功率工况下慢化剂温度系数测定 放射性水平测定 蒸汽和给水流量仪表刻度试验 核测量仪表调整试验 控制棒组件落棒试验 中毒曲线测定 负荷摆动试验 电站满功率停闭试验
4.1、概述
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。 两种停闭方式： 正常停闭 事故停闭 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
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，二回路系统处于热备 有工况随时准备带负荷继续运行。 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。 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。 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。
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： 短周期事故保护 反应堆超功率及超功率流量比保护 反应堆进、出口水温过高保护 一回路冷却剂压力过低保护 一回路流量过低及断流保护 控制电源、电离室、裂变室电源断电保护 二回路系统、厂房放射性水平过高保护
《核反应堆物理分析》名词解释及重要概念整理
《核反应堆物理分析》名词解释及重要概念整理第一章—核反应堆的核物理基础直接相互作用：入射中子直接与靶核内的某个核子碰撞，使其从核里发射出来，而中子却留在了靶核内的核反应。
中子的散射：散射是使中于慢化(即使中子的动能减小)的主要核反应过程。
非弹性散射：中子首先被靶核吸收而形成处于激发态的复合核，然后靶核通过放出中子并发射γ射线而返回基态。
弹性散射：分为共振弹性散射和势散射。
微观截面：一个中子和一个靶核发生反应的几率。
宏观截面：一个中子和单位体积靶核发生反应的几率。
平均自由程：中子在介质中运动时，与原子核连续两次相互作用之间穿行的平均距离叫作平均自由程。
核反应率：每秒每单位体积内的中子与介质原子核发生作用的总次数(统计平均值)。
中子通量密度：某点处中子密度与相应的中子速度的乘积，表示单位体积内所有中子在单位时间内穿行距离的总和。
多普勒效应：由于靶核的热运动随温度的增加而增加，所以这时共振峰的宽度将随着温度的上升而增加，同时峰值也逐渐减小，这种现象称为多普勒效应或多普勒展宽。
瞬发中子和缓发中子：裂变中，99％以上的中子是在裂变的瞬间(约10-14s)发射出来的，把这些中子叫瞬发中子；裂变中子中，还有小于1％的中子是在裂变碎片衰变过程中发射出来的，把这些中子叫缓发中子。
第二章—中子慢化和慢化能谱慢化时间：裂变中子能量由裂变能慢化到热能所需要的平均时间。
扩散时间：无限介质内热中子在自产生至被俘获以前所经过的平均时间。
平均寿命：在反应堆动力学计算中往往需要用到快中子自裂变产生到慢化成为热中子，直至最后被俘获的平均时间，称为中子的平均寿命。
慢化密度：在r处每秒每单位体积内慢化到能量E以下的中子数。
分界能或缝合能：通常把某个分界能量E c以下的中子称为热中子，E c称为分界能或缝合能。
第三章—中子扩散理论中子角密度：在r处单位体积内和能量为E的单位能量间隔内，运动方向为的单位立体角内的中子数目。
慢化长度：中子从慢化成为热中子处到被吸收为止在介质中运动所穿行的直线距离。
核反应堆物理分析 第9章
1t
t /T
n (t ) ~ e
中子密度按指数规律变化e倍所需的时间称为反应堆周期：
T 1
当引入反应性为正时，Ｔ为正，中子密度随时间指数增长 当引入反应性为负时，Ｔ为负，中子密度随时间指数衰减 堆内中子通量密度增长一倍所需的时间称为反应堆倍周期 或倍增周期。用TD表示：
定义中子每代时间
l / k eff
(t )
以上方程可以改写为：
dn ( t ) dt n (t ) i C i (t )
i 1 6dC i (ຫໍສະໝຸດ t ) dti
n (t ) i C i (t )
i 1, 2 , , 6
这就是考虑缓发中子效应后的反应堆动态方程， 通常称为 点堆动力学方程。这是耦合的一阶微分方程组。keff 或反应 性是时间函数。如考虑功率和温度对反应性的反馈作用， keff 或反应性还是中子通量密度函数，所以以上点堆动力学 方程 是非线形方程。 点堆模型的适用范围 假定不同时刻中子通量密度在空间中的分布形状不变，也 就是说堆内各点中子密度随时间的变化涨落是同步的，堆内 中子好像没有线度尺寸一样，可以把它看作一个集总参数的 系统来处理。 点堆模型的主要限制在于它不能描述与空间有关的动力学 效应，如反应性的局部扰动和过渡过程中中子通量密度空间 分布随时间的快速畸变。
n ( t ) n 0 [1 . 446 e 0 . 0637 e
0 . 183 t 0 . 0182 t
0 . 0359 e
1 . 005 t
0 . 0136 t
0 . 140 e
0 . 0598 t
0 . 0205 e
0 . 00767 e
核反应堆的运行与控制系统
核反应堆的运行与控制系统核反应堆是一种利用核裂变或核聚变反应产生能量的装置，它在能源领域具有重要的地位。
核反应堆的运行与控制系统是确保核反应堆安全稳定运行的关键。
本文将介绍核反应堆的运行原理和控制系统的功能。
一、核反应堆的运行原理核反应堆利用核裂变或核聚变反应释放出的能量来产生热能，进而转化为电能或其他形式的能量。
核裂变反应是指重核（如铀、钚等）被中子轰击后发生裂变，释放出大量的能量和中子。
核聚变反应是指轻核（如氢、氦等）在高温高压条件下发生融合，释放出巨大的能量。
核反应堆的运行过程可以简单概括为以下几个步骤：1. 中子产生：核反应堆中需要有足够的中子来维持反应链式反应。
中子可以通过裂变反应释放出来，也可以通过中子源（如放射性同位素）提供。
2. 中子传输：中子在反应堆中传输，与核燃料发生相互作用。
3. 反应发生：中子与核燃料发生相互作用，引发核裂变或核聚变反应。
4. 能量释放：核裂变或核聚变反应释放出的能量以热能的形式传递给工质（如水、气体等）。
5. 能量转化：热能通过热交换器转化为电能或其他形式的能量。
二、核反应堆的控制系统核反应堆的控制系统是确保核反应堆安全稳定运行的关键。
它主要包括以下几个方面的功能：1. 反应堆功率控制：核反应堆的功率需要在一定范围内进行控制，以满足不同负荷需求。
控制系统通过调整控制棒的位置来控制中子的流动，从而控制反应堆的功率。
2. 温度控制：核反应堆的温度需要在一定范围内进行控制，以确保燃料元件和冷却剂的安全性。
控制系统通过调整冷却剂的流量和温度来控制反应堆的温度。
3. 压力控制：核反应堆的压力需要在一定范围内进行控制，以确保冷却剂的循环和热交换的正常运行。
控制系统通过调整冷却剂的流量和压力来控制反应堆的压力。
4. 中子源控制：核反应堆中的中子源需要进行控制，以确保反应链式反应的持续进行。
控制系统通过调整中子源的位置和强度来控制中子的产生和传输。
5. 安全保护：核反应堆的控制系统还需要具备安全保护功能，以应对突发事件和异常情况。
核反应堆控制教学设计 (2)
核反应堆控制教学设计
简介
核反应堆控制技术是核能安全控制的重要内容之一。
本文档旨在设计一份核反应堆控制教学计划，以便为学生提供更加全面的核能技术知识和实践技能。
教学目标
本次教学旨在使学生了解：
1.核反应堆的原理和结构；
2.核反应堆控制的原理；
3.核反应堆运转中的安全控制；
4.核反应堆事故的预防与应对。
教学内容
1.核反应堆的原理和结构
1.1 核反应的发生原理
1.2 核反应堆的分类和发展历程
1.3 核反应堆的主要组成部分
2.核反应堆控制的原理
2.1 核反应堆控制的基本原理
2.2 反应性系数的影响
2.3 控制棒的作用
3.核反应堆运转中的安全控制
3.1 操作程序的制定
3.2 燃料管理
3.3 压力与温度控制
3.4 事故预防措施
4.核反应堆事故的预防与应对
4.1 核反应堆事故的分类和等级
4.2 事故的预防和应对方案
教学方法
1.课堂讲授：教师讲授核反应堆控制的基本原理、组成部分、运转安全
等知识。
2.实验演示：指导学生了解和掌握核反应堆控制的实验操作和安全控制。
3.讨论交流：组织课堂讨论和演示，以帮助学生更好地理解核反应堆控
制的理论知识和操作方法。
教学评估
1.实验报告和操作记录的评估
2.课程测试和考试
3.课堂表现和参与度的评价
总结
通过本次核反应堆控制教学设计，学生将了解核反应堆的基本知识和核能技术
的应用。
同时，学生也将掌握核反应堆的安全控制技能和应对核反应堆事故的方法。
这将为学生未来的核能安全研究和应用打下坚实的基础。
核反应堆动力学与控制
4 Simulink仿真实例
2
3
4
5
MATLAB/Simulink与控制系统仿真
1
5 Simulink的自定义功能模块和 s-函数
2
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5
MATLAB/Simulink与控制系统仿真
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4
5
MATLAB/Simulink与控制系统仿真
1
2 控制系统仿真
控制系统仿真就是以控制系统模型为基础，采用
2
数学模型替代实际控制系统，以计算机为工具，对控
制系统进行实验、分析、评估及预测研究的一种技术
3
与方法。 控制系统仿真通过控制系统的数学模型和 计算方法，编写程序运算语句，使之能自动求解各环
4
节变量的动态变化情况，从而得到关于系统输出和
MATLAB/Simulink 与控制系统仿真
魏新宇 xyuwei@
MATLAB/Simulink与控制系统仿真 1
1 MATLAB/Simulink
2
2 控制系统仿真
SimuLink是 MathWorks Inc. 的 MATLAB 语言
中的一个仿真工具。它可以实现动态系统的建模与仿
所需要的中间各变量的有关数据、曲线等，以实现对
5
控制系统性能指标 的分析与设计
MATLAB/Simulink与控制系统仿真
1
完成项目
3 Simulink仿真概述
2
信号 源模 块
被模拟的 系统模块 输出 显示 模块
3
4
Sine Wave
1 s Integrator Scope
5
MATLAB/Simulink与控制系统仿真
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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： 短周期事故保护 反应堆超功率及超功率流量比保护 反应堆进、出口水温过高保护 一回路冷却剂压力过低保护 一回路流量过低及断流保护 控制电源、电离室、裂变室电源断电保护 二回路系统、厂房放射性水平过高保护
反应堆功率上升到近似为额定功率的10％，完 成并网。 调整厂用电的供电方式。 缓慢增加汽轮机负荷，直到蒸汽排放阀完全关闭。 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
冷却剂系统压力以及系统升温和冷却速率的限值 控制反应堆周期，防止发生启动事故“瞬发临界” 正确估计反应堆的次临界度
3、稳压器控制
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。 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
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。
4.2、冷停闭
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 系统进行冷却。 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。
2.6、第四阶段：二回路启动
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
2、功率控制
功能：通过移动控制棒来调节反应堆功率以适应 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15％－100％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。 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。
5、蒸汽排放控制
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
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。 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：
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
核电站建成，堆芯燃料装载后的反应堆启动，称为初次 启动，亦称新堆的物理启动 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 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。
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
2.2、初始状态：换料的冷停闭工况
各系统的状态： 供电系统：电源电压为0.85－1.05额定电压，电网频率为50±0.5Hz， 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。 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<60 ，停堆深度>10000pcm。 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。 设备冷却水系统： 停堆冷却系统：有一台或两台热交换器正在运行。 化学和容积控制系统： 安全注入系统： 二回路系统：
3、功率运行
带功率运行： 降功率运行：
低功率工况 热备有工况 完全甩负荷工况
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
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
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。
1、概述（1）
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。 包括：
冷却剂系统泄漏试验 冷却剂泵惰转流量下滑试验 控制棒落棒时间 反应堆保护系统动作特性 堆内核测仪表响应 一回路系统流量测定 控制棒驱动机构动作特性 棒位指示系统响应特性 电阻温度计旁路流量测定试验
2.5、第三阶段：一回路升温升压至工 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。
2.3、第一阶段：一回路充水和排气
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。 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。 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
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。 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。 当稳压器水位达到零功率水位整定值时，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 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。
4.4、事故停闭
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
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、概述（2）
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。 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）
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。 内容：
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
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。 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。