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℃。