压水堆核电站控制(第一章)
CHAPTER 1-1-核反应堆和核电站概述
压水堆燃料组件
棒束长 : 约3~4m 燃料棒的排列：15×15或17×17
燃料棒的排列 15×15 或 17×17
燃料元件与燃料组件
燃料元件
燃料组件
控制棒组件及控制棒驱动机构
控制棒驱动 机构 控制棒组件
控 制 棒
冷却剂泵（主泵） 冷却剂泵
飞轮
电机
电机轴
泵轴
冷却剂出口
冷却剂入口
蒸汽发生器
汽水分离器 给水入口
第一座核电站
Obninsk（奥布宁斯克）RBMK (27 July 1954, Soviet)
堆 型：石墨水冷反应堆 慢化剂：石墨 冷却剂：轻水 电功率： 5MW 投入运行：1954年 退 役：2002年 地 址：苏联
标志：人类开始了和平利用原子能的历史
美国Nautilus(鹦鹉螺号) SSN-571,1954
舰艇名：鹦鹉螺号 SSN-571 堆 型：压水堆 下 水：1954年 国 家：美国 退 役：1983年 可在水下连续航行30天 1960年USS海神号未出 水面围绕着地球航行了一周
第一艘核潜艇
第一个商用核电厂
First Commercial NPP
电站名：希平港（
Shippinport ）核电站 堆 型：压水反应堆 地 址：美国宾西法尼 亚州匹兹堡希平港 建 造：1954年建造 并 网：1957年并网 热功率：230MW 电功率：60MW 退役：1982年
4 Circulating pump 5 Control rod drive 9 Low pressure turbine 10 Generator Generator 14 Preheater 15 Feedwater pump
核反应堆课后题
核反应堆课后题第一章思考题1.压水堆为什么要在高压下运行？2.水在压水堆中起什么作用？3.压水堆与沸水堆的主要区别是什么？4.压水堆主冷却剂系统都包括哪些设备？5.一体化压水堆与分散式的压水堆相比有哪些优缺点？6.重水堆使用的核燃料富集度为什么可以比压水堆的低？7.在同样的堆功率情况下，重水堆的堆芯为什么比压水堆的大？8.气冷堆与压水堆相比有什么优缺点？9.石墨气冷堆中的百墨是起什么作用的？10.快中子堆与热中子堆相比有哪些优缺点？11.快中子堆在核能源利用方面有什么作用？12.回路式制冷堆与池式饷冷堆的主要区别是什么？13.在使用铀作为反应堆冷却剂时应注意些什么问题？14.快中子堆内使用的燃料富集度为什么要比热中子反应堆的高？第二章思考题1.简述热中子反应堆内中子的循环过程。
2.为什么热中子反应堆中通常选用轻水作慢化齐IJ?3.解释扩散长度、中子年龄的物理意义。
4.述反射层对反应堆的影响。
5.简述反应性负温度系数对反应堆运行安全的作用。
6.解释“腆坑”形成的过程。
7.什么是反应堆的燃耗深度和堆芯寿期？8.大型压水堆通常采取哪些方法控制反应性？9.简述缓发中子对反应堆的作用。
10.简述反应性小阶跃变化时反应堆内中子密度的响应。
第三章思考题1.能用于压水反应堆的易裂变同位素有哪些，它们分别是怎样生成的？2.为什么在压水堆内不直接用金属铀而要用陶瓷U02作燃料？3.简述U02的熔点和热导率随温度、辐照程度的变化情况。
4.简述U02芯块中裂变气体的产生及释放情况。
5.燃料元件的包壳有什么作用？6.对燃料包壳材料有哪些基本要求？目前常用什么材料？7.为什么错合金用作包壳时，其使用温度要限制在350℃以下？8.何谓错合金的氢脆效应，引起氢脆效应的氢来源何处？9.错合金包壳的氢脆效应有何危害，应如何减轻这种不利影响？10.什么是U02燃料芯块的肿胀现象，应采取什么防范措施？11.控制棒直径较细有什么好处？12.定位格架采用什么材料制戚，为什么？13.定位格架有何功用？14.对用作控制棒的材料有什么基本要求？15.通常用作控制棒的元素和材料有哪些？16.简单说明Ag-In-Cd控制材料的核特性。
压水堆核电站稳压器压力控制系统仿真研究
第３ ０ 卷 第１ 期
文章编号 ： １ ０ ０ ６ — ９ ３ ４ ８（ ２ ０ １ ３ ） ０ １ — ０ １ ９ ３ 一 ｏ ４
计
算
机
仿
真
２ ０ １ ３ 年１ 月
压 水 堆 核 电 站 稳 压 器 压 力 控 制 系 统 仿 真 研 究
张 国铎 ， 杨旭红， 许 行， 卢 栋青
法 。通过单神经元的 自学习和 自适应能力 ， 获得最优控制性 能的 Ｐ Ｉ Ｄ控 制参数 。仿 真结果 表明 ， 单神经元 神经 网络 的 Ｐ Ｉ Ｄ 控制方法与传统的 Ｐ Ｉ Ｄ控制方法相 比， 系统响应速度更快 ， 超调量更小 ， 为优化控制系统提供 了参考 。 关键词 ： 压水堆 ； 稳压器 ； 压力控制系统 ； 比例积分微分控制 ； 单神经元
ＺＨＡＮＧ Ｇｕ ｏ －ｄ ｕ ｏ， ＹＡＮＧ Ｘｕ－ｈ ｏ ｎ ｇ， ＸＵ Ｈａ ｎ ｇ， Ｌ Ｕ Ｄｏ ｎ ｇ —ｑ ｉ ｎ ｇ
（ Ｓ ｈ ａ ｎ ｇ ｈ ａ ｉ Ｕ ｎ ｉ ｖ ｅ ｒ ｓ ｉ ｔ ｙ ｏ ｆ Ｅ ｌ ｅ ｃ ｔ ｒ ｉ ｃ Ｐ ｏ ｗ ｅ ｒ ， Ｓ ｈ ａ ｎ ｇ ｈ ａ ｉ ２ ０ ０ ０ ９ ０ ，Ｃ ｈ ｉ ｎ ａ ）
（ 上 海 电力 学 院 ， 上海 ２ ０ ０ ０ ９ ０ ）
大型先进压水堆及高温气冷堆核电站科技重大专项实施管理办
附件1大型先进压水堆及高温气冷堆核电站科技重大专项实施管理办法第一章总则第一条为贯彻落实《国家中长期科学和技术发展规划纲要(2006-2020年)》，保证大型先进压水堆及高温气冷堆核电站科技重大专项（以下简称“核电专项”）的顺利实施，实现规范和高效管理，根据国务院印发的《国务院关于优化科研管理提升科研绩效若干措施的通知》（国发〔2018〕25号）、科技部、发展改革委、财政部（以下简称“三部门”）联合印发的《国家科技重大专项（民口）管理规定》（国科发专〔2017〕145号）、《进一步深化管理改革激发创新活力确保完成国家科技重大专项既定目标的十项措施》（国科发重〔2018〕315号）及其他相关规定，结合核电专项实际情况，制定本办法。
第二条核电专项包括大型先进压水堆核电站(以下简称“压水堆分项”)和高温气冷堆核电站(以下简称“高温堆分项”)两个分项。
第三条核电专项的组织实施坚持自主创新的方针，实行分类指导和目标管理。
第四条核电专项的资金筹集坚持多元化的原则，中央财政支持核电专项的组织实施，引导和鼓励地方财政、金融资本和社会资金等方面的投入。
针对核电专项任务实施，科学合理配置资金，加强审计与监管，提高资金使用效益。
第五条充分利用国际资源，积极开展平等、互利、共赢的国际合作活动。
核电专项国际合作活动应遵守有关外事工作规定、保密工作规定。
第二章组织机构及其职责第六条国家能源局是核电专项的牵头组织单位，负责核电专项的具体组织实施，下设实施管理办公室(以下简称“实施办”)。
牵头组织单位主要职责包括：（一）组建分项总体专家组；（二）负责组织制订核电专项实施管理办法、资金管理实施细则、综合绩效评价细则和档案管理细则等规章制度；（三）负责组织制订核电专项的阶段实施计划，制订年度指南，审核上报年度计划；（四）批复核电专项课题的立项；（五）负责对核电专项课题的执行情况进行监督检查和责任倒查，指导督促专项的实施；（六）负责加强对核电专项课题管理队伍建设、条件保障等宏观业务的指导和监管；（七）负责协调落实核电专项实施的相关支撑条件，协调落实配套政策，推动核电专项成果转化和产业化；（八）组织落实核电专项与国家其他科技计划（专项、基金等）、国家重大工程的衔接工作；（九）核准实施方案、阶段实施计划、年度计划相关内容的调整，涉及核电专项目标、技术路线、概算、进度、组织实施方式等重大调整时，商三部门提出意见；（十）负责核电专项保密工作的管理、监督和检查。
压水堆核电站轴向功率控制原理与方法
0引言70%,,,。
,,,。
1压水堆轴向功率分布概念的引出,,,AO(%)ΔI(%),ΔI,,。
AO,P h(% FP)P b(%FP):AO= (P h-P b)/(P h+P b),,,AO,ΔI,:ΔI= (P h-P b)/P n,P n。
AOΔI,,。
,ΔI ref,ΔI ref。
ΔIΔI ref±5%FP,。
2影响反应堆轴向功率分布的因素2.1控制棒的影响,,ΔI,,ΔI,ΔI。
2.2慢化剂温度的影响,,,。
,,,。
,,,。
2.3燃耗的影响,,,。
,,;,,,;,,,,[1]。
３反应堆轴向功率偏差控制方法的探讨3.1通过控制棒控制轴向功率偏差M310,压水堆核电站轴向功率控制原理与方法常晓露(中核核电运行管理有限公司,浙江海盐314300)【摘要】文章介绍了压水堆轴向功率分布的概念,分析了几种主要的影响因素,探讨了几种主要的轴向功率偏差控制方式,最后通过实际的运行经验提出了轴向功率偏差控制经常会遇到的难点以及解决对策。
【关键词】压水堆;轴向功率分布;轴向功率偏差;ΔI控制中图分类号:TL35文献标识码:A DOI:10.19694/ki.issn2095-2457.2021.07.3188Science&Technology Vision 科技视界(G)(R)ΔI。
G,G1、G2、N1、N2,ΔI。
R。
,ΔIΔIref,G RΔI;,ΔIΔIref,G RΔI。
GΔI,G,G2412,GΔI。
G G,,G,,G,,,ΔI。
RΔI,R,ΔI。
R、。
R,R、,R。
3.2通过升降功率控制轴向功率偏差, ,,ΔI。
４反应堆轴向功率偏差控制的难点及改进4.1寿期末ΔI控制的难点与优化策略,ΔI,,ΔI,,,ΔI。
,G ,G,ΔI。
,R,ΔI,。
ΔI,R,,ΔI。
4.2通过G棒调节ΔI时需注意的问题及改进措施GΔI,,,GΔI。
,ΔI,ΔI。
GΔI。
,LOCA,GGΔI,G。
4.3控制棒调节时机对ΔI控制的影响及选择ΔI,。
压水堆核电站一回路主要活化腐蚀产物及水化学控制措施
压水堆核电站一回路主要活化腐蚀产物及水化学控制措施压水堆核电站一回路主要活化腐蚀产物包括铁、镍、铬和锰等金属离子，以及氢氧根离子和硼酸根离子等。
这些产物会影响核电站的运行稳定性和热效率，同时也对环境带来潜在风险。
为控制这些活化腐蚀产物的生成和影响，压水堆核电站采取了多种水化学控制措施。
其中包括：
1. 去离子水系统：通过去离子水系统减少水中的杂质和离子，减缓活化腐蚀的产生。
2. 化学清洗：定期进行化学清洗，清除一回路中的污垢和腐蚀产物，保证水循环系统的清洁和稳定性。
3. 加药控制：通过给水系统中加入适量的缓蚀剂和抗氧化剂等药剂，延缓金属腐蚀的产生和水化学反应的影响。
4. 氢气控制：控制系统中的氢气含量，减少氢气对金属材料的腐蚀作用。
5. 硼酸加注：加入适量的硼酸，控制系统中的酸碱平衡，减少金属材料的腐蚀和水的蒸发。
综合采取上述措施，可以有效地控制压水堆核电站一回路中的活化腐蚀产物的生成和影响，确保核电站的运行安全和稳定性。
- 1 -。
核电站仪表岗前培训_第一章至第三章
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。
238U的燃料温度系数总是负的。
2）慢化剂温度系数 慢化剂水的温度升高，水膨胀，密度减小，
慢化能力减弱，反应性变小；而硼毒作用将随 硼密度减小而下降，使反应性增大。
压水堆在功率运行时，要求慢化剂温度系 数是负的。
当一次冷却剂流量保持不变时，二回路 的输出功率P2
P2 K (Tavg Ts )
这种运行方式的优点 适应反应堆的自调特性，稳定性好。另外，
由于Tavg恒定，冷却剂容积变化小，稳压器的 尺寸相对可以小。 缺点
要保持Tavg恒定不变，随着P2增加，Ts就 要下降，因此Ps（蒸汽发生器压力）也要下降。 蒸汽发生器出口温度Ts下降会使汽输机效率降 低， Ps不能低于设计要求的最低值。
1.5 压水堆核电厂稳态运行方案
所谓核电厂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。
核电厂的输出功率PH与蒸汽发生器 一次侧和二次侧的温度差有如下联系：
PH (UA) s (Tavg Ts )
1.3.3 反应性控制的功能要求及措施
1. 反应性控制的目的 反应性控制，就是采取各种有效的控制方
式，在确保安全的前提下，控制反应堆的剩 余反应性。 (1) 满足反应堆长期运行的需要 ; (2) 使反应堆在整个堆芯寿期内，保持平坦的功 率分布，使功率峰因子尽可能的小 ; (3) 适应外界负荷的变化; (4) 反应堆出现事故 ,能通过保护系统迅速落棒停 堆，并保持一定的停堆浓度 。
1）监测反应堆的中子通量水平及其变化率； 2）监测堆内中子通量分布及温度场分布； 3）监测核电厂的区域辐射剂量和工艺过程辐射剂量； 4）监测核电厂的工艺过程参数； 5）检测设备的状态、位置、运动速度； 6）监测燃料元件包壳的破损； 7）监测冷却剂的纯度； 8 ) 监测反应堆及设备事故的状态； 9）设备潜在故障的诊断及报警； 10）供电的监测与报警； 11）火灾的监测与报警； 12）异常、故障或事故的声光报警； 13）系统间的信息传输； 14）计算机的信息处理及存储； 15）环境监测。
压水堆核电厂一回路系统与设备简介补充讲义
从而既可避免放射性流体不可控地释放到海水中而污染环境，又可防止海水对核岛各热交换器的腐蚀 。
堆芯形状 圆柱形 方形
堆芯布置 立式 卧式
冷却剂流道 管束 排管型 多孔介质
燃料组件 排列形式：正方形、三角形、蜂窝型 数量：15x15、8x8、17x17等
堆芯
作用 核裂变链式反应的区域
堆芯特征
典型压水反应堆本体结构
反应堆本体
堆芯（活性区）
堆内构件
反应堆压力容器（压力壳）
控制棒驱动机构
压水堆堆芯
反应堆冷却剂系统即主系统，是核电厂最重要最基本的系统。
核裂变能量的导出、交换和转化在该系统内发生，该系统功能的正常发挥，具有重大的经济意义； 该系统基本部分均要承受高压，构成了所谓“压力边界”，是核电厂的三道“安全屏障”之一，维护了核电厂的安全，避免放射性物质向环境的释放。
（1）反应堆冷却剂系统
若水位过低，蒸汽发生器二次侧水量过少，会引起一回路冷却不充分，管束因温度升高有可能破裂；同时，在给水管道中有产生汽锤的危险，蒸汽发生器的管板还将受到热冲击；
反应堆主冷却剂泵（主泵）是反应堆的“心脏”。
在主系统充水时，利用主泵赶气；
在开堆前，利用主泵循环升温，达到开堆280C条件；
在反应堆正常运行时，冷却剂由反应堆流出经主管道流进蒸发器，把热量传给二回路侧给水，然后再由主泵送回反应堆进行循环。
B
在安全注入的情况下，化容系统上充泵作为高压安注泵运行。此时，安注运行方式自动取代所有其他运行方式。
C
化容系统安全功能
化容系统简图
下泄回路
上充回路
净化回路
轴封水、轴封回流回路
过剩下泄回路
低压下泄管线
除硼管线
压水堆核电站一回路运行流程
压水堆核电站一回路运行流程下载温馨提示：该文档是我店铺精心编制而成，希望大家下载以后，能够帮助大家解决实际的问题。
文档下载后可定制随意修改，请根据实际需要进行相应的调整和使用，谢谢!并且，本店铺为大家提供各种各样类型的实用资料，如教育随笔、日记赏析、句子摘抄、古诗大全、经典美文、话题作文、工作总结、词语解析、文案摘录、其他资料等等，如想了解不同资料格式和写法，敬请关注!Download tips: This document is carefully compiled by the editor. I hope that after you download them, they can help yousolve practical problems. The document can be customized and modified after downloading, please adjust and use it according to actual needs, thank you!In addition, our shop provides you with various types of practical materials, such as educational essays, diary appreciation, sentence excerpts, ancient poems, classic articles, topic composition, work summary, word parsing, copy excerpts,other materials and so on, want to know different data formats and writing methods, please pay attention!现代社会对清洁能源的需求日益增加，核能作为一种清洁、高效的能源形式，受到了广泛关注。
压水堆核电厂运行原理及总体介绍
压水堆核电厂运行原 理及总体介绍
二〇一三年八月
核反应
在核物理学中，原子 核在其他粒子的轰击 下产生新原子核的过 程，称为核反应．
原 子 核
电子
2
中子和质子最初就是通过原子核的人工转变 这一核反应发现的：
粒子轰击氮核→质子
14 7
N +
4 2
He → 17 8 O
粒子
+
1 1
H
质子
世界核电分布图
在当前，全世界有33个国家和地区有核电站，核发电量占 全世界发电总量的17%，有的国家甚至超过70%。核电站 中以压水堆、沸水堆所占的比例最大。全世界各种堆型核 电机组数占核电总机组数的份额：压水堆占60%，沸水堆 占20%，重水堆占10%，其他堆占10%。
核电厂的种类
世界核电界就因为日本福岛核事故爆发出现了集 体刹车，我国也不例外。核电项目停止审批、对 在建在运核设施进行安全大检查……一系列紧急 措施的目的只有一个：确保核电安全。安全，始 终是核电发展的首要条件。 今年两会政府工作报告指出，要―安全高效发展核 电‖。在经历了―适度‖、―积极‖、―大力‖等种种调整 之后，我国核电政策用最直白的―安全高效‖宣告 了核电建设的基础和本质。
核电和火电的区别
核电厂外观
火电厂外观
核电和火电的区别
火电厂厂房布置 火电厂厂房布置
核电厂厂房布置
核电和火电的区别
核电厂由核岛（主要是核蒸汽供应系统）、常规 岛（主要是汽轮发动机组）和电厂配套设施三大 部分组成。核燃料在反应堆内产生的裂变能，主 要以热能的形式出现。它经过冷却剂的载带和转 换，最终用蒸汽或气体驱动涡轮发电机组发电。 核电厂所有带强放射性的关键设备都安装在反应 堆安全壳厂房内，以便在失水事故或其他严重事 故下限制放射性物质外溢。为了保证堆芯核燃料 在任何情况下等到冷却而免于烧毁熔化，核电厂 设置有多项安全系统。
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。
900MW压水堆核电站系统和设备运行教程
电动主给水泵 系统（APA）
--保持SG水位的必要性 --SG的给水 --SG的排污7—46.7T/H
一回路水入口
排污
一回路水出口
蒸 汽 发 生 器 主 要 参 数
参数
资料仅供数参考 值
一次侧: 设计压力
17.2 MPa(abs)
设计温度
343 ℃
运行压力
15.5 MPa(abs)
反应堆冷却剂温度（最佳估算）
冷却剂在堆芯的流动 资料仅供参考
--总流量 48580m3/h ； --总流量的6.5% 的旁通流量； --堆芯的压头损 失1.5bar，压力 容器的压头损失 3bar；
压 力 容 器 泄 漏 的 探 测
--瞬态允许〈20L/H；
资料仅供参考
--探测泄漏的两种方法，
温度计和水位计。
内密封环
外密封环
虑
每一台饱和式蒸汽发生器按照满负荷运行时传
递二分之一的反应堆热功率设计。
自
然
循
环
给水
原
理 冷水柱
图
资料仅供参考
二回路蒸汽 集水箱
水-汽混合物
一回路水 热源 热水柱
资料仅供参考
设 备 描 述
SG 水 位 调 节
资料仅供参考
蒸汽出口
水位 调节
水位 测量
给 水 流 量 蒸汽流量信
信号
号
给水
给水流量控制 系统（ARE）
资料仅供参考
设备描述
资料仅供参考
压 力 容 器
压水堆纵剖面
资料仅供参考
--1个排气孔640VP --30支热电偶 --33束控制棒 --56根紧固螺栓 --121组燃料组件 --38个堆内核测通道
AP1000核电站林诚格分系统讲解第一章(2.5D)
8/12/2020
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核电的优越性
核电是一种安全、经济、清洁、可靠的能源，不 排放导致全球变暖的温室气体二氧化碳和污染环 境的二氧化硫等气体，有利于环境保护。发展核 电可以减轻燃料运输压力，一座百万千瓦级火电 厂每年约消耗300万吨原煤，而一座同样功率的 核电站全年只需要约25吨核燃料组件。从满足电 力需求，调整能源结构，优化能源布局，振兴装 备制造业，促进高科技产业，保障能源安全等角 度看，核电也有很大的优越性。
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世界核电发展概况
截止2009年1月底，全世界共有438台运 行中的核电机组（另有5台长期关闭），总 装机容量达3.7亿千瓦，有44 台建设中的 核电机组。
美国有运行核电机组104座、总装机容量1 亿千瓦；法国有运行核电机组59座、总装 机容量6326万千瓦；日本有运行核电机组 55座、总装机容量4759万千瓦。
1954年，前苏联建成电功率为5MW的奥布涅斯克实验性核 电站
1956年，英国建成卡德豪尔石墨气冷堆原型核电站 1957年，美国建成希平港压水堆原型核电站 1960年，美国建成德累斯顿沸水堆原型核电站 1962年，加拿大建成重水堆原型核电站
第二代核电站证明了经济上的可行性
第二代核电站是指上世纪七十年代至现在正在运行的大 部分商业核电站，这证明了发展核电在经济上是可行的。 20世纪70年代，因石油涨价引发的能源危机促进了核电的 发展，各国先后建成了400多台压水堆、沸水堆或重水堆 第二代核电站，其中压水堆占60%以上。
8/12/2020
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8/12/2020
国际原子能机构截至2009年1月底
核反应堆-核电-核技术-核工程-3.1 压水堆核电厂一回路主系统1
•放射性屏障
RCP系统压力边界作为裂变产物放射性的第二道 屏障，在燃料元件包壳破损泄露时，可防止放射性物 质外外逸。
3
3.1.2 系统描述 系统组成
冷却系统
压力调节系统
超压保护系统
提高冷却剂质量流量可 一回路冷却剂的温度升高或降低， 当压力超过限制值，卸压管线
以减少堆出入口的温差。 造成一回路冷却剂体积膨胀或收缩。 上的安全阀开启，向卸压箱排放蒸
提高压力，提高承压要求，材料和加工制造 难度加大，从而影响电厂的经济性。
• 燃料包壳温度限制，抗高温腐蚀性能 • 传热温差的要求，冷却剂温度至少要
比包壳温度低10-15oC，保证热交换
• 冷却剂过冷度的要求，应有20oC左右
的过冷度。
3.入口温度
• 出口温度确定，对于额定热功率 的反应堆，入口温度与流量为单 值关系。
蒸汽压力。
值不同的安全阀。
4
冷却系统
冷却剂载热方程:
Pt qmCp (tout tin )
燃料表面的放热过程:
PU A h (t f tc )
h～ qm0.8
Pt: 堆芯热功率 qm：冷却剂流量 Cp: 冷却剂定压热熔 tout,tin：堆芯出入口温差
Pu: 堆内燃料棒的总功率 A: 燃料元件总表面积 tf : 燃料元件表面温度 tc : 冷却剂温度 h : 冷却剂与燃料元件表面的
• 入口温度越高，冷却剂平均温度 越高
• 入口温度高，冷却剂的温升小， 所需质量流量大，增加泵的唧送 功率，降低了电厂的净效率。
4.冷却剂流量
qm
c p (tout tin ) pt
• 进出口温升30-40oC
• 核电厂变工况时，平均温度变
压水堆核电基础知识第一章.doc
第一章核能与反应堆随着人类社会的不断进步，世界能量消耗的增长是很快的。
一方面随着生活水平的提高, 人均对能量的消耗也越来越高；另一方面，世界总人口还在不断地增加。
更主要的是在工业、农业、交通运输方面按每人平均所消耗的能量增加了。
世界上有些国家，有些地区因能源不足而延缓了经济的发展的例了是不少的。
核裂变现象的发现表明，核能时代开始了。
核能以它的木为的特点越来越得到人类的重视。
核能，最初由于人们对此物理现象的不确切了解，称为原了能。
实际上它是由于原子核内部发生裂变或聚变而产生的巨大的能量。
目前在反应堆中，用不带电的粒子（中子）去轰击靶核迎U使之裂变从而释放出大量的核能。
但核能的产生并非容易，因为原子核很小，又带正电。
击开它并非易事。
早期人们一直是设想用加速的带电粒子作为轰击原了核的炮弹。
为了使原子核分裂，曾设计了大型静电加速器和|门|旋加速器，通过这些设备甚至可以把带电粒了加速到近千万电了伏，但仍然很难击开原子核，成千上万发的炮弹很可能只有一发炮弹能击中原了核。
如同爱因斯坦所说，“我们好比是一些憋脚的射手，在黑暗的郊外打鸟，那里的鸟又非常少气1932年查德威克（Chadwick）等人发现了中了。
:He 我 C+* n中了不带电荷，和原子核之间没有库仑力的相互作用，容易接近原子核而引起核反应。
中子的发现开创了核物理学的新纪元，也为重核裂变提供了强有力的“炮弹”。
1938年哈恩（0. Ilahn ）和斯特拉斯曼（F. Strassmann ）用放射化学的方法发现和证实了在中子的轰击下发生裂变的现象。
但当时把放出的新的中子给忽略了。
后来，许多科学家利用各种方法（如电离室，云雾室等）来证明中了轰击铀核后，铀核分裂成两个质量近似相等的碎片，同时放出两个至三个的次级中了，还释放出大量能量和射线。
1946年我国科学家钱三强，何泽慧夫妇发现了铀核在中子的轰击下有时会分裂成三块或四块，但这种机会要小得多，这种分裂现象一般称为三分裂或四分裂。
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反应性阶跃变化大小与反应堆周期的关系 压水堆动力学模型 华北电力大学核科学与工程学院
当反应性的变化ρ接近β时，由缓增变为陡增。对应反应堆周期 T=1/ ω 1急剧减小。
压水堆动力学模型 华北电力大学核科学与工程学院 反应性大阶跃变化下中子密度响应
当反应性变化大于β后，反应堆周期接近零，反应堆功率急 剧上升失去控制，出现“瞬发临界事故”。
华北电力大学核科学与工程学院 n/n0
瞬变项
华北电力大学核科学与工程学院 反应性小阶跃变化下中子密度响应 反应性扰动开始的瞬间,中子密度迅速增长决定于瞬发中子,反 应堆周期 ，这种现象称为瞬跳;很快缓发中子发挥作用, 按指数规律增长。
中子密度以反应堆周期
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压水堆动力学模型 华北电力大学核科学与工程学院 反应性大阶跃变化下中子密度响应 当反应性ρ为一个很大的阶跃扰动时，按上述类似方法可得：
华北电力大学核科学与工程学院 点堆动力学模型：把反应堆看成没有空间度量的一个“点”， 即反应堆内各点的中子通量密度只随时间变化，与空间位置 无关。 有效增殖系数Keff ：某一代参与裂变反应的中子数除以上 一代参与裂变反应的中子数。 中子一代时间(Neutron life time) l ：上一代中子产生数量 相同的下一代中子的所需的时间。 平均一代中子时间：一个中子由于裂变被另一个中子代替 的平均时间。 Λ =l/ Keff 反应性：表征链式反应介质或系统偏离临界程度的参数。
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压水堆动力学模型 华北电力大学核科学与工程学院 反应性小阶跃变化下中子密度响应
平衡点处： 缓发中子先驱核产生率＝ 缓发中子先驱核消失率
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压水堆动力学模型 华北电力大学核科学与工程学院 反应性小阶跃变化下中子密度响应
华北电力大学核科学与工程学院 3. 堆芯(core)：157盒燃料组件 4. 慢化剂(moderator)和冷却剂(coolant)：轻水(light water) 5. 反应堆控制手段：调节53个控制棒组件(Control Rod Assembly)的位置和调节慢化剂中的硼酸浓度(boric acid concentration)
华北电力大学核科学与工程学院 常规岛控制系统 大气蒸汽排放控制系统 Atmosphere steam dump control system 汽轮机调速系统（负荷控制系统） Steam Turbine Speed Governor System(Turbine Governing) 冷凝器蒸汽排放控制系统 Condenser steam dump control system 给水流量控制系统 Feedwater flow control system 汽动泵速度控制系统 Turbine-driven pumb speed control 电动泵速度控制系统 Motor driven pump speed control 发电机电压控制系统 Generator voltage control system
压水堆核电站控制概述 华北电力大学核科学与工程学院
反应堆控制系统主要功能
功率调节(power regulating/cotrol)：启动、停堆、升功率、 降功率、维持稳态运行功率水平； 功率分布控制(Power Distribution Control)，保证反应堆 的安全性和经济性； 反应性控制(reactivity control)：抵消过剩反应性，补偿运 行过程中由温度变化、中毒和燃耗(burnup)所引起的反应 性变化； NSSS（Nuclear Steam Supply System，核蒸汽供应系统） 能适应一定的运行暂态(operating transient)； 运行暂态或设备故障后，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(reactor protection system)不必要的动作。
单组缓发中子近似:
n 中子密度 ρ 反应性 lp 一代中子时间
β 缓发中子份额 C 先驱核密度 λ 先驱核衰变常数
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n 中子密度 ρ 反应性 lp 一代中子时间 β 缓发中子份额 C 先驱核密度 λ 先驱核衰变常数
n/l
堆内中子总消失率 瞬发中子产生率
λC
缓发中子产生率(缓发中子先驱核消失率) 缓发中子先驱核产生率
华北电力大学核科学与工程学院 入口管→下降段→下腔室→堆芯支撑 板→堆芯下栅格板→堆芯→堆芯上栅 格板→上腔室→出口管 旁路流量： 1. 压力容器内壁吊篮喷嘴→压力容器 出口管； 2. 堆芯辐板 3. 导向筒支撑板法兰流水孔→顶盖空 间 3. 控制棒导向管
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压水堆核电站工艺流程图
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核反应堆控制基础
Keff：有效增殖因子。 ρ和Keff反映了反应堆中中子通量
密度的变化状态。若不考虑缓发中子效应并忽略外中 子源，反应堆中子密度变化与反应性的关系为：
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核反应堆控制基础
经过时间T，中子密度n将变化e倍。反应堆周期可理 解为中子密度变化e倍所需要的时间。它是一个动态 参变量，当反应堆功率水平不变时，周期为∞。只有 当功率水平变化时，周期才是一个可测量的有限值。 在反应堆启动或功率提升过程中，对周期的监督十分 重要，周期过小时将导致反应堆失控。一般反应堆周 期不允许小于10～20s。
华北电力大学核科学与工程学院 ρ=0.001，β=0.0065，λ=0.11/s，lp=0.001s λlp (β-ρ)2 ω1 ω2 A1 A2 1.1000e-004 3.0250e-005 0.02 -5.5 1.1818 0.18182 << >> ≈ ≈ ≈ ≈ β-ρ 4λρlp ω1* ω2* A1* A2* 0.0055 4.4000e-007 0.01954 -5.6295 1.1736 0.17356
华北电力大学核科学与工程学院 闭锁系统（联锁系统） block signal system 监测系统 monitoring system 核功率测量系统 nuclear power measurement system 过程参数测量系统 process parameter measurement system 放射性测量系统 radioactive measurement system
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华北电力大学核科学与工程学院 堆芯→冷却回路→蒸汽发生器→主泵→堆芯 堆芯热量→冷却剂升温→蒸汽发生器产生蒸汽→冷却剂降温温 蒸汽→汽轮机转动→发电机发电 →冷凝器→给水泵→给水加热器→蒸汽发生器二次侧
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压水堆核电站控制系统框图
压水堆核电站控制系统组成 压水堆核电站控制概述 华北电力大学核科学与工程学院 控制系统即是用来改变系统和设备的运行状态以执行电厂所 要求的功能的手段，既可改变系统和设备的状态，也可维持系 统和设备的运行参数在某一制定的范围内。 核岛控制系统 反应堆冷却剂平均温度控制系统(R棒组，黑棒组) Coolant Average Temperature Control 反应堆功率控制系统(N1、N2、G1、G2棒组，灰棒组) Reactor Power Control System 硼酸浓度控制系统 Boron Concentration Control System (Boron regulation system) 稳压器压力和水位控制系统 Pressurizer Level & Pressure Control System 蒸汽发生器水位控制系统 Steam Generator Level Control System
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蒸汽发生器
乏燃料池
反应堆压力容器
压水堆核电站控制概述 华北电力大学核科学与工程学院 压水堆核电站(PWR NPP)的组成
压水堆核电站组成
1. 核岛(nuclear island)：一回路系统及其辅助系统、专设安全设 施和厂房，核岛利用核能产生蒸汽； 2. 常规岛(conventional island)：二回路系统及其辅助系统和厂 房，常规岛利用蒸汽产生电能。 压水堆(pressurized water reactor)结构： 1. 燃料棒(Fuel Rod)：UO2燃料芯块(fuel pellet)（低浓缩235U制 成）4Zr合金包壳(Cladding) 2. 燃料组件(fuel assembly): 17×17燃料棒、控制棒导向管 (control rod guide tube )、中子测量通道
压水堆核电站控制概述 华北电力大学核科学与工程学院
核反应堆控制基础
反应堆热功率： • Φ堆芯活性区平均中子通量密度(neutron-flux density) • V堆芯活性区体积 • C单位换算系数 • Ef每次裂变平均释放出的能量，200Mev • σf裂变材料的微观截面 • N堆芯平均单位体积内核裂变材料的核子数 Pn∝ Φ=nv，所以对中子密度(neutron density)的控制也就实现 了对反应堆功率的控制。而对中子密度的控制，通过改变反应 堆中活性区(core)中的反应性(reactivity)来实现。
点堆模型局限性和适应范围来自方程组在均匀裸堆假设和单群近似下推导出来的。 不能描述与空间相关的特性。 反应堆偏离临界状态太远时不适用。 局部扰动不太大且反应堆接近临界状态时，所得结果令人 满意。 反应堆控制系统设计和特性研究中均采用点堆模型。 广泛应用于许多核电站系统的安全事故分析程序中。
压水堆核电站控制概述 华北电力大学核科学与工程学院
反应堆控制系统的基本要求
• 负荷低于15％FP，可手动控制；高于15％FP，投入自动； • 负荷最大允许阶跃变化(Step Change)＝±10％FP；变化 后负荷<100%FP； • 斜坡变化速率=5%FP/min； • 甩负荷(load-rejection)50％FP～80％FP大气蒸汽排放阀 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(turbine trip)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1.5s的时间内快速落下控制 棒； • 控制系统整定值(setting value)大部分由核功率由90％FP 上升到100％FP的响应来决定； • 控制品质指标(control quality index)：功率超调量 (overshoot)<3%FP，冷却剂平均温度超调量<2.5℃。