核反應(yīng)堆工程概論第9章

核反應(yīng)堆工程概論第9章第一頁，共40頁。第九章：核反應(yīng)堆運(yùn)行與控制一、反應(yīng)堆控制二、保護(hù)系統(tǒng)控制三、反應(yīng)堆運(yùn)行2第二頁，共40頁。一、反應(yīng)堆控制1、基本任務(wù)與原理2、功率控制3、穩(wěn)壓器控制4、蒸汽發(fā)生器水位控制5、蒸汽排放控制3第三頁，共40頁。1、基本任務(wù)與原理兩個(gè)基本任務(wù)：（1）正常運(yùn)行工況下對(duì)啟動(dòng)、提升功率、變換功率、正常停堆等進(jìn)行控制，并為維持穩(wěn)態(tài)運(yùn)行，對(duì)某些運(yùn)行參數(shù)進(jìn)行必要的調(diào)節(jié)。（2）在任何工況下確保安全停堆，并從堆芯移出熱量和限制預(yù)計(jì)運(yùn)行事件及事故工況的后果，確保人身與設(shè)備安全。作用：維持反應(yīng)堆的重要參數(shù)在穩(wěn)態(tài)運(yùn)行或給定的負(fù)荷擾動(dòng)下，始終保持在所規(guī)定的范圍內(nèi)。4第四頁，共40頁。1、基本任務(wù)與原理5第五頁，共40頁。2、功率控制功能：通過移動(dòng)控制棒來調(diào)節(jié)反應(yīng)堆功率以適應(yīng)核電站負(fù)荷變化的要求。它有自動(dòng)和手動(dòng)兩種方式，手動(dòng)方式用于堆的啟動(dòng)直到15％額定功率；在15％－100％額定功率范圍內(nèi)，則采用自動(dòng)跟蹤負(fù)荷。必要時(shí)，也可以手動(dòng)控制。壓水堆功率控制系統(tǒng)由冷卻劑平均溫度通道、功率失配通道和平均溫度定值通道組成。三個(gè)通道的輸出信號(hào)通過控制棒程序單元驅(qū)動(dòng)控制棒。6第六頁，共40頁。2、功率控制7第七頁，共40頁。3、穩(wěn)壓器控制壓力控制：由設(shè)在穩(wěn)壓器水空間內(nèi)的電加熱器和設(shè)在穩(wěn)壓器頂部的噴霧器、卸壓閥加以控制。水位控制：壓水堆冷卻劑的容積是用化學(xué)和容積控制系統(tǒng)來調(diào)節(jié)的，特別是利用容積控制箱，以保持穩(wěn)壓器液位在給定范圍內(nèi)。8第八頁，共40頁。4、蒸汽發(fā)生器水位控制根據(jù)給水流量、蒸汽流量和蒸汽發(fā)生器水位三個(gè)要素控制主給水控制閥或調(diào)節(jié)主給水泵轉(zhuǎn)速。當(dāng)蒸汽發(fā)生器水位有異常上升時(shí)，主給水控制閥及旁路給水閥全部關(guān)閉；當(dāng)蒸汽發(fā)生器水位異常降低時(shí)，反應(yīng)堆自動(dòng)停閉，并自動(dòng)啟動(dòng)事故給水泵。另外，在低負(fù)荷時(shí)，可手動(dòng)或自動(dòng)使用旁路給水控制閥控制水位。9第九頁，共40頁。5、蒸汽排放控制壓水堆核電站運(yùn)行時(shí)，當(dāng)負(fù)荷降低超過規(guī)定范圍時(shí)，就靠蒸汽排放控制系統(tǒng)將過剩蒸汽排向冷凝器。10第十頁，共40頁。二、保護(hù)系統(tǒng)控制目的：在于防止反應(yīng)堆偏離安全限值以及一旦超過這種安全限值后緩解所發(fā)生的后果。亦即防止事故發(fā)生以及緩解事故所生的后果。系統(tǒng)包括：（1）反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)：當(dāng)運(yùn)行參數(shù)超過限值，危及堆芯及一回路壓力邊界時(shí)，該系統(tǒng)發(fā)出自動(dòng)停堆信號(hào)。通過安全動(dòng)作系統(tǒng)使控制棒下插，保證反應(yīng)堆熱態(tài)安全停堆，并有足夠的熱態(tài)停堆深度。在反應(yīng)堆事故停堆的同時(shí)，汽輪機(jī)能自動(dòng)脫扣。（2）專設(shè)安全設(shè)施：11第十一頁，共40頁。二、保護(hù)系統(tǒng)控制

對(duì)于壓水堆，運(yùn)行中的幾個(gè)主要危險(xiǎn)是反應(yīng)堆周期過短、中子水平過高、一回路冷卻劑溫度過高、壓力過低、流量過低等。故一般壓水堆設(shè)有如下保護(hù)：短周期事故保護(hù)反應(yīng)堆超功率及超功率流量比保護(hù)反應(yīng)堆進(jìn)、出口水溫過高保護(hù)一回路冷卻劑壓力過低保護(hù)一回路流量過低及斷流保護(hù)控制電源、電離室、裂變室電源斷電保護(hù)二回路系統(tǒng)、廠房放射性水平過高保護(hù)12第十二頁，共40頁。三、反應(yīng)堆運(yùn)行1、概述2、壓水堆核電站的正常啟動(dòng)3、功率運(yùn)行4、壓水堆核電站的停閉13第十三頁，共40頁。1、概述核電站建成，堆芯燃料裝載后的反應(yīng)堆啟動(dòng)，稱為初次啟動(dòng)，亦稱新堆的物理啟動(dòng)目的：檢驗(yàn)設(shè)計(jì)、制造和安裝的質(zhì)量，測定各種必要的特性參數(shù)，為安全運(yùn)行提供實(shí)驗(yàn)數(shù)據(jù)新堆的物理啟動(dòng)：主要是指新堆的初次臨界試驗(yàn)。通過相繼提升堆內(nèi)各組控制棒組件，以及按一定規(guī)范稀釋冷卻劑中的硼濃度，使反應(yīng)堆首次達(dá)到臨界。在這試驗(yàn)中，對(duì)控制棒的臨界棒柵位置進(jìn)行刻度，對(duì)零功率下臨界態(tài)附近的中子通量、反應(yīng)性以及反應(yīng)堆周期作出實(shí)驗(yàn)研究，獲得必要的物理參數(shù)等。14第十四頁，共40頁。1、概述臨界前試驗(yàn)：燃料組件全部裝載完畢后一回路的水力特性試驗(yàn)以及其他在未裝燃料前無法進(jìn)行的一些試驗(yàn)。包括：

冷卻劑系統(tǒng)泄漏試驗(yàn)一回路系統(tǒng)流量測定冷卻劑泵惰轉(zhuǎn)流量下滑試驗(yàn)控制棒驅(qū)動(dòng)機(jī)構(gòu)動(dòng)作特性控制棒落棒時(shí)間棒位指示系統(tǒng)響應(yīng)特性反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)動(dòng)作特性電阻溫度計(jì)旁路流量測定試驗(yàn)堆內(nèi)核測儀表響應(yīng)15第十五頁，共40頁。1、概述初次臨界試驗(yàn)：在熱態(tài)額定工況下，進(jìn)行首次物理啟動(dòng)，達(dá)到臨界，實(shí)現(xiàn)反應(yīng)堆的自持鏈?zhǔn)椒磻?yīng)。內(nèi)容：

初次臨界

注意問題：次臨界狀態(tài)下中子通量變化規(guī)律控制反應(yīng)堆啟動(dòng)周期

零功率物理試驗(yàn)功率水平之測定

反應(yīng)性測定

末點(diǎn)硼濃度測定16第十六頁，共40頁。1、概述低功率物理試驗(yàn)：在熱態(tài)稍高于零功率時(shí)進(jìn)行堆的物理特性試驗(yàn)，取得實(shí)驗(yàn)數(shù)據(jù)來為運(yùn)行服務(wù)和校核理論計(jì)算。內(nèi)容：

控制棒價(jià)值和硼價(jià)值的測定模擬彈棒事故試驗(yàn)最小停堆深度驗(yàn)證慢化劑溫度系數(shù)測定功率分布測定放射性水平測定壓力系數(shù)測定17第十七頁，共40頁。1、概述功率提升試驗(yàn)：一般分15、25、50、75、100％額定功率5各功率水平逐級(jí)提升功率。內(nèi)容：

自然循環(huán)試驗(yàn)發(fā)電機(jī)首次同步汽輪機(jī)控制系統(tǒng)啟動(dòng)試驗(yàn)功率測量和功率刻度試驗(yàn)功率系數(shù)測定功率分布測定二回路熱功率測量帶功率工況下慢化劑溫度系數(shù)測定取樣系統(tǒng)試驗(yàn)放射性水平測定廢液廢氣檢測蒸汽和給水流量儀表刻度試驗(yàn)蒸汽發(fā)生器水位自動(dòng)控制試驗(yàn)核測量儀表調(diào)整試驗(yàn)堆內(nèi)、堆外核測量儀表刻度試驗(yàn)控制棒組件落棒試驗(yàn)蒸汽發(fā)生器水份夾帶試驗(yàn)中毒曲線測定碘坑測量負(fù)荷擺動(dòng)試驗(yàn)甩負(fù)荷試驗(yàn)電站滿功率停閉試驗(yàn)電站驗(yàn)收試驗(yàn)18第十八頁，共40頁。2、壓水堆核電站的正常啟動(dòng)2.1、正常啟動(dòng)2.2、初始狀態(tài)：換料的冷停閉工況2.3、第一階段：一回路充水和排氣2.4、第二階段：穩(wěn)壓器投入運(yùn)行2.5、第三階段：一回路升溫升壓至工作溫度與壓力、啟動(dòng)反應(yīng)堆達(dá)到臨界2.6、第四階段：二回路啟動(dòng)2.7、第五階段：發(fā)電機(jī)并入電網(wǎng)，提升功率2.8、啟動(dòng)過程中應(yīng)注意的問題19第十九頁，共40頁。2.1、正常啟動(dòng)在正常運(yùn)行過程中反應(yīng)堆停閉后的再啟動(dòng)稱為正常啟動(dòng)。分為冷啟動(dòng)和熱啟動(dòng)。冷啟動(dòng)：反應(yīng)堆停閉了相當(dāng)長時(shí)間，溫度已經(jīng)降到60以下時(shí)的啟動(dòng)。包括換料后的冷啟動(dòng)。熱啟動(dòng)：反應(yīng)堆停閉后不久的再啟動(dòng)。這時(shí)堆內(nèi)中子源比較強(qiáng)，還有一定的毒性，而且反應(yīng)堆的溫度也與工作溫度比較接近。20第二十頁，共40頁。2.2、初始狀態(tài)：換料的冷停閉工況各系統(tǒng)的狀態(tài)：供電系統(tǒng)：電源電壓為0.85－1.05額定電壓，電網(wǎng)頻率為50±0.5Hz，使反應(yīng)堆、冷卻劑泵、一回路及二回路的輔助系統(tǒng)、反應(yīng)堆控制與安全保護(hù)系統(tǒng)、檢測儀表系統(tǒng)，信號(hào)處理系統(tǒng)等處于能運(yùn)行狀態(tài)。反應(yīng)堆：裝換料結(jié)束，處于次臨界，堆內(nèi)充滿200ppm的含硼水，控制棒在最低位置，堆內(nèi)溫度<60，停堆深度>10000pcm?？刂婆c安全保護(hù)系統(tǒng)：已作好準(zhǔn)備，檢查與校驗(yàn)工作已經(jīng)完畢，中子源量程測量已投入運(yùn)行，對(duì)反應(yīng)堆進(jìn)行監(jiān)測。設(shè)備冷卻水系統(tǒng)：停堆冷卻系統(tǒng)：有一臺(tái)或兩臺(tái)熱交換器正在運(yùn)行?；瘜W(xué)和容積控制系統(tǒng)：安全注入系統(tǒng)：二回路系統(tǒng)：

21第二十一頁，共40頁。2.3、第一階段：一回路充水和排氣由化學(xué)和容積控制系統(tǒng)給一回路充水。充水時(shí)，將來自補(bǔ)水系統(tǒng)的除鹽水注入一回路，進(jìn)行稀釋操作，使充水結(jié)束時(shí)，反應(yīng)堆的停堆深度不小于1000pcm。降低蒸汽發(fā)生器二次側(cè)水位到零功率值，啟動(dòng)冷卻劑泵并投入穩(wěn)壓器加熱器，使冷卻系統(tǒng)升溫預(yù)熱。在開始加熱階段，應(yīng)注意監(jiān)測和調(diào)節(jié)一回路水質(zhì)，使冷卻劑水化學(xué)特性得到保證，當(dāng)一回路水質(zhì)合格時(shí)，將凈化系統(tǒng)投入運(yùn)行。22第二十二頁，共40頁。2.4、第二階段：穩(wěn)壓器投入運(yùn)行當(dāng)?shù)谝浑A段終了時(shí)，一回路溫度約100至130

，壓力為25bar，上充流已開始建立。容積箱頂部建立了氫氣空間，可手動(dòng)控制容積控制箱上游的控制閥及補(bǔ)給水控制閥，進(jìn)行氫氣替換氮?dú)?。用減少上充流量的方法形成蒸汽空間，然后用收到控制以保持穩(wěn)壓器的水位。當(dāng)穩(wěn)壓器水位達(dá)到零功率水位整定值時(shí)，就從調(diào)節(jié)轉(zhuǎn)為運(yùn)行，承擔(dān)了壓水堆冷卻系統(tǒng)的壓力控制。一回路溫度180，壓力30bar在一回路溫度達(dá)到180之前，投入控制棒驅(qū)動(dòng)機(jī)構(gòu)的通風(fēng)回路，抽出停堆棒組。23第二十三頁，共40頁。2.5、第三階段：一回路升溫升壓至工作溫度與壓力、啟動(dòng)反應(yīng)堆達(dá)到臨界升溫升壓：

在滿足一定條件下，依靠穩(wěn)壓器的電加熱器和冷卻劑泵轉(zhuǎn)動(dòng)時(shí)的機(jī)械功，使一回路系統(tǒng)的壓力和溫度達(dá)到或接近零功率額定值，然后可以啟動(dòng)反應(yīng)堆達(dá)到臨界，稱為聯(lián)合加熱法。

當(dāng)系統(tǒng)已升溫預(yù)熱、穩(wěn)壓器汽腔已形成、冷卻劑壓力為30bar、溫度到180的情況下，就啟動(dòng)壓水堆達(dá)臨界，在低功率下利用核能加熱，使系統(tǒng)的溫度和壓力按規(guī)定速度上升到額定參數(shù)，稱為核加熱法。24第二十四頁，共40頁。2.5、第三階段：一回路升溫升壓至工作溫度與壓力、啟動(dòng)反應(yīng)堆達(dá)到臨界趨向臨界：壓水堆由下列步驟向臨界趨進(jìn)，為保證啟動(dòng)安全，必須保證在每一時(shí)刻，堆芯反應(yīng)性只隨單個(gè)參數(shù)的變化而改變。

壓水堆的冷卻劑溫度應(yīng)盡可能保持為常數(shù)，以避免任何能引起突然冷卻的操作；由冷卻劑泵提供的能量，可以通過二回路使產(chǎn)生的蒸汽排向大氣或冷凝器。

稀釋冷卻劑硼濃度到一個(gè)與臨界條件相對(duì)應(yīng)的預(yù)定值。

然后根據(jù)堆芯的布置，推算出與最低無負(fù)荷臨界相對(duì)應(yīng)的各個(gè)控制棒組件的位置，并按照所指定的順序，依次提升控制棒組件中的四個(gè)調(diào)節(jié)組件。25第二十五頁，共40頁。2.6、第四階段：二回路啟動(dòng)當(dāng)壓水堆達(dá)到臨界以后，用來自蒸汽發(fā)生器的蒸汽，開始啟動(dòng)二回路系統(tǒng)。其主要操作步驟如蒸汽通過隔離閥的旁路閥對(duì)主蒸汽管道進(jìn)行暖管、低速暖機(jī)等，然后，反應(yīng)堆功率近似上升到額定功率的5％，汽輪機(jī)按規(guī)定的速度升速，直到1500轉(zhuǎn)/分額定轉(zhuǎn)速。26第二十六頁，共40頁。2.7、第五階段：發(fā)電機(jī)并入電網(wǎng)，提升功率反應(yīng)堆功率上升到近似為額定功率的10％，完成并網(wǎng)。調(diào)整廠用電的供電方式。緩慢增加汽輪機(jī)負(fù)荷，直到蒸汽排放閥完全關(guān)閉。繼續(xù)增加汽輪機(jī)負(fù)荷，直到反應(yīng)堆功率達(dá)到控制系統(tǒng)能投入自動(dòng)的最小值，即近似為額定功率的15％27第二十七頁，共40頁。2.8、啟動(dòng)過程中應(yīng)注意的問題冷卻劑系統(tǒng)壓力以及系統(tǒng)升溫和冷卻速率的限值控制反應(yīng)堆周期，防止發(fā)生啟動(dòng)事故“瞬發(fā)臨界”正確估計(jì)反應(yīng)堆的次臨界度28第二十八頁，共40頁。3、功率運(yùn)行帶功率運(yùn)行：降功率運(yùn)行：低功率工況熱備有工況完全甩負(fù)荷工況功率運(yùn)行中的幾個(gè)問題：冷卻劑壓力的控制冷卻劑體積的控制冷卻劑硼濃度的控制蒸汽排放系統(tǒng)的控制蒸汽發(fā)生器給水的控制29第二十九頁，共40頁。4、壓水堆核電站的停閉4.1、概述4.2、熱停閉4.3、冷停閉4.4、事故停閉4.5、壓水堆核電站停閉中的幾個(gè)問題30第三十頁，共40頁。4.1、概述核電站的停閉：把運(yùn)行著的反應(yīng)堆功率從運(yùn)行水平降低到中子源水平。兩種停閉方式：

正常停閉

事故停閉正常停閉按停閉的工況及停閉的時(shí)間長短分為：

熱停閉（短期的停閉）

冷停閉（長期的停閉）31第三十一頁，共40頁。4.2、熱停閉核電站的熱停閉是短期的暫時(shí)性的停堆，這時(shí)，冷卻劑系統(tǒng)保持熱態(tài)零負(fù)荷時(shí)的運(yùn)行溫度和壓力，二回路系統(tǒng)處于熱備有工況隨時(shí)準(zhǔn)備帶負(fù)荷繼續(xù)運(yùn)行。調(diào)節(jié)棒組完全插入，安全棒組可以插入，可以抽出，處于次臨界狀態(tài)。一回路和二回路的溫度由控制蒸汽壓力來維持，其能量來自堆芯的余熱和冷卻劑泵的轉(zhuǎn)動(dòng)，蒸汽排放到大氣或冷凝器。如果停堆超過11小時(shí)，堆內(nèi)裂變產(chǎn)物氙毒的變化越過碘坑，氙毒反應(yīng)性減少，如果不加補(bǔ)償，可能會(huì)使反應(yīng)堆重達(dá)臨界，為次，必須進(jìn)行冷卻劑加硼操作，以保證在熱停堆期間K有效始終小于0.99。32第三十二頁，共40頁。4.2、冷停閉反應(yīng)堆處于熱停閉狀態(tài)以后，才能進(jìn)行冷停閉操作。冷停閉時(shí)，調(diào)節(jié)棒組和安全棒組全插入，尚需向冷卻劑加硼，以抵消從熱態(tài)降到冷態(tài)過程中，因負(fù)溫度效應(yīng)引起的正反應(yīng)性，維持堆的足夠的次臨界度。此外，還需對(duì)系統(tǒng)進(jìn)行冷卻。堆芯的剩余發(fā)熱和冷卻劑的顯熱通過蒸汽發(fā)生器，由二回路控制系統(tǒng)把產(chǎn)生的蒸汽旁路到冷凝器。冷凝器真空度破壞時(shí)，可由釋放閥向大氣排放。使冷卻劑冷卻至180、30bar。啟動(dòng)停堆冷卻系統(tǒng)，用停堆冷卻系統(tǒng)繼續(xù)完成冷卻，直至達(dá)到溫度小于70的冷停閉狀態(tài)。33第三十三頁，共40頁。4.4、事故停閉當(dāng)核電站發(fā)生直接危及反應(yīng)堆安全的事故時(shí)，安全保護(hù)系統(tǒng)動(dòng)作，緊急停堆，快速插入全部控制棒組件。如果事故嚴(yán)重（如主蒸汽管道破裂，失水事故），則需向堆芯緊急注入含硼水，使裂變反應(yīng)瞬時(shí)停止。事故停堆后，必須保證對(duì)反應(yīng)堆的繼續(xù)冷卻。34第三十四頁，共40頁。4.5、壓水堆核電站停閉中的幾個(gè)問題衰變熱壓水堆在停閉后相當(dāng)長時(shí)間內(nèi)，由于核分裂所產(chǎn)生的裂變產(chǎn)物的、放射線衰變而發(fā)出的熱量是相當(dāng)可觀的。以一個(gè)滿功率運(yùn)行100天的壓水堆為例：停閉后時(shí)間衰變熱（％額定功率）1分鐘4.530分鐘2.01小時(shí)1.628小時(shí)0.9648小時(shí)0.6235第三十五頁，共40頁。4.5、壓水堆核電站停閉中的幾個(gè)問題

壓水堆停閉后，為了除去衰變熱，防止燃料元件包殼熔化，冷卻劑泵必須運(yùn)轉(zhuǎn)，衰變熱通過蒸汽發(fā)生器由二回路帶出。當(dāng)一回路壓力、溫度降低一定程度時(shí)，停堆冷卻系統(tǒng)必須投入。若在反應(yīng)堆停閉的同時(shí)發(fā)生了斷電事故，主泵不能工作時(shí)，則依靠冷卻劑自然循環(huán)使堆芯冷卻，停堆冷卻系統(tǒng)也靠應(yīng)急電