核电站仪表岗前技术培训
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核电厂负荷运行方式主要有两种： 基本负荷（模式A)运行方式和负荷跟踪 （模式G)运行方式 1. 基本负荷（模式A)运行方式
2.负荷跟踪（模式G)运行方式
两种模式的比较
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。 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。
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 。
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。 3）慢化剂压力系数 4）慢化剂汽泡系数 5）中毒效应 氙和钐吸收大量热中子而引起放 映性的变化。
1.3.2 压水堆固有的自稳自调特性
1.3 压水堆反应性控制
反应性定义为上一代与下一代中子数的 相对变化，即 N 2 N1 N2 增殖因数k
k 新生一代中子数 上一代中子数
k 1 k
1.3.1 压水堆反应性效应
压水堆中引起反应性变化的主要是 燃料、慢化剂和毒物。 1）燃料温度系数 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。
自稳性：反应堆出现内、外扰动时，反应堆能维 持原功率水平的特性。例如反应堆引入一个正 的反应性扰动，由于温度效应产生一个负反应 性，抵消了正反应性扰动。 自调性：负荷变化时，反应堆自身能迅速达到热 平衡。 例如 汽轮机负荷突然变化的过程，体现出压 水堆的自调特性。
1.3.3 反应性控制的功能要求及措施
保护功能:用于保护核电厂、环境及人员的安 全。当核电厂出现事故时，保护核电厂的主要 设备、人员的安全，控制放射性对环境的影响。 主要包括： 1）当核电厂出现异常瞬态事件时，立即触发安 全停堆，防止瞬态事件的进一步发展； 2）当核电厂出现事故时，除立即触发停堆外， 还触发有关的专用安全设施动作，来终止或缓 解事故的动作； 3）设置安全连锁，防止因操纵员误操作而造成 事故工况； 4）对执行安全功能的设备进行故障诊断，保证 它们的安全功能不受影响。
（3） 可燃毒物棒控制
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。一般为含硼玻璃棒。 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。
1.4 压水堆核电厂负荷运行方式
核电站测量仪表
授课教师
第一章 核电站仪表和控制系统概述 1.1 压水堆核电厂基本结构及流程
1.2 核电厂仪表和控制系统的主要功能
核电厂仪表和控制系统主要有三种功 能：信息功能、控制功能和保护功能
信息功能：监测核电厂的有关参数，及 时提供给操作员；对数据进行处理和存 储。
信息功能主要包括
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。
2 反应性控制方法
常用控制棒组件、加装可燃毒物棒和在冷 却剂中加入硼酸等联合的控制方法 。 （1）控制棒 ：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
控制功能：控制核电厂在规定的工况下运 行。 主要包括： （1）现场控制； （2）远距离控制； （3）自动控制。 ● 核电厂控制可 分为两个部分： 反应堆功率控制和过程控制
主要的控制系统有： ——反应堆功率控制系统； ——一次冷却剂过程参数监测及控制系统； ——二次冷却剂过程参数监测及控制系统； ——汽轮机控制及保护系统； ——发电机控制及保护系统； ——换料控制系统； ——核电厂信息处理系统。
在慢化剂中加入一定浓度的可溶性中子吸收剂B。 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。
—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，采用稀释的方法调节； —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。
Fra Baidu bibliotek
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 )
Tavg (Th Tc ) / 2
反应堆输出功率Pn可表示为
Pn FCp (Th Tc )
核电厂运行的目标是使PH ＝ Pn
2.负荷跟踪（模式G)运行方式
两种模式的比较
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。 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。
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 。
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。 3）慢化剂压力系数 4）慢化剂汽泡系数 5）中毒效应 氙和钐吸收大量热中子而引起放 映性的变化。
1.3.2 压水堆固有的自稳自调特性
1.3 压水堆反应性控制
反应性定义为上一代与下一代中子数的 相对变化，即 N 2 N1 N2 增殖因数k
k 新生一代中子数 上一代中子数
k 1 k
1.3.1 压水堆反应性效应
压水堆中引起反应性变化的主要是 燃料、慢化剂和毒物。 1）燃料温度系数 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。
自稳性：反应堆出现内、外扰动时，反应堆能维 持原功率水平的特性。例如反应堆引入一个正 的反应性扰动，由于温度效应产生一个负反应 性，抵消了正反应性扰动。 自调性：负荷变化时，反应堆自身能迅速达到热 平衡。 例如 汽轮机负荷突然变化的过程，体现出压 水堆的自调特性。
1.3.3 反应性控制的功能要求及措施
保护功能:用于保护核电厂、环境及人员的安 全。当核电厂出现事故时，保护核电厂的主要 设备、人员的安全，控制放射性对环境的影响。 主要包括： 1）当核电厂出现异常瞬态事件时，立即触发安 全停堆，防止瞬态事件的进一步发展； 2）当核电厂出现事故时，除立即触发停堆外， 还触发有关的专用安全设施动作，来终止或缓 解事故的动作； 3）设置安全连锁，防止因操纵员误操作而造成 事故工况； 4）对执行安全功能的设备进行故障诊断，保证 它们的安全功能不受影响。
（3） 可燃毒物棒控制
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。一般为含硼玻璃棒。 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。
1.4 压水堆核电厂负荷运行方式
核电站测量仪表
授课教师
第一章 核电站仪表和控制系统概述 1.1 压水堆核电厂基本结构及流程
1.2 核电厂仪表和控制系统的主要功能
核电厂仪表和控制系统主要有三种功 能：信息功能、控制功能和保护功能
信息功能：监测核电厂的有关参数，及 时提供给操作员；对数据进行处理和存 储。
信息功能主要包括
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。
2 反应性控制方法
常用控制棒组件、加装可燃毒物棒和在冷 却剂中加入硼酸等联合的控制方法 。 （1）控制棒 ：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
控制功能：控制核电厂在规定的工况下运 行。 主要包括： （1）现场控制； （2）远距离控制； （3）自动控制。 ● 核电厂控制可 分为两个部分： 反应堆功率控制和过程控制
主要的控制系统有： ——反应堆功率控制系统； ——一次冷却剂过程参数监测及控制系统； ——二次冷却剂过程参数监测及控制系统； ——汽轮机控制及保护系统； ——发电机控制及保护系统； ——换料控制系统； ——核电厂信息处理系统。
在慢化剂中加入一定浓度的可溶性中子吸收剂B。 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。
—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，采用稀释的方法调节； —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。
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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 )
Tavg (Th Tc ) / 2
反应堆输出功率Pn可表示为
Pn FCp (Th Tc )
核电厂运行的目标是使PH ＝ Pn