核反应堆物理基础课件

1、华北电力大学核科学与工程学院华北电力大学核科学与工程学院华北电力大学核科学与工程学院华北电力大学核科学与工程学院参考书：书名: 核反应堆控制作者: 张建民编著出版社: 西安交通大学出版社出版日期: 2002-06-30出版地:西安简介: 本书在论述自动控制基本理论的基础上，介绍了核反应堆控制的一般概念，核反应堆的动力学模型以及在时间域和频率域对反应堆及其控制系统的稳定性和动态特性的分析方法。特别着重介绍了压水堆核电厂功率分布控制及控制系统，并简要介绍了其他类型动力堆的控制系统。最后介绍了离散时间控制系统的描述和分析方法以及核电厂的计算机控制。华北电力大学核科学与工程学院华北电力大学核科学与工程

2、学院华北电力大学核科学与工程学院华北电力大学核科学与工程学院参考书： 书名:电厂热工自动控制与保护 作者:王付生 出版社:中国电力出版社 定价:24 页数:234 出版日期:2005-7-1 书名:核电站计算机控制作者:(日)须田信英著ISBN:发行地:北京出版社:原子能出版社出版时间:1983华北电力大学核科学与工程学院华北电力大学核科学与工程学院华北电力大学核科学与工程学院华北电力大学核科学与工程学院参考书： 书名:核动力反应堆仪表和控制系统手册作者:(美) Harrer,J.H., Beckerley,J.G. 著ISBN号: 出版地:北京出版社:原子能出版社出版时间:1983.1 书名

3、:核反应堆及动力厂的自动控制作者:. 舒尔茨著发行地: 北京出版社:中国科学院原子核科学委员会编辑委员会 华北电力大学核科学与工程学院华北电力大学核科学与工程学院华北电力大学核科学与工程学院华北电力大学核科学与工程学院 先修课程：复变函数与积分变换、自动控制理论、核反应堆物理分析、核反应堆热工分析、核电厂系统与设备、核反应堆仪表 课程性质、目的和任务该课程主要针对压水堆讲授核反应堆控制和保护的基本知识。在简要介绍自动控制基本知识和术语，压水堆的动态特性、控制系统、执行机构的基础上，着重介绍900MW级压水堆核电站的控制技术，包括核岛控制系统的设计原理、分析计算方法和运行控制等。控制系统是保证核

4、电厂安全经济运行的重要系统。通过该课程的学习，使学生掌握核反应堆和核电厂控制的理论基础，使学生掌握核反应堆和核电厂中各种控制系统的设计以及控制性能分析的方法，为学员将来在堆上运行以及在相关领域的研究打下良好的基础。 华北电力大学核科学与工程学院华北电力大学核科学与工程学院华北电力大学核科学与工程学院华北电力大学核科学与工程学院华北电力大学核科学与工程学院华北电力大学核科学与工程学院华北电力大学核科学与工程学院华北电力大学核科学与工程学院华北电力大学核科学与工程学院华北电力大学核科学与工程学院华北电力大学核科学与工程学院华北电力大学核科学与工程学院华北电力大学核科学与工程学院华北电力大学核科学与

5、工程学院华北电力大学核科学与工程学院华北电力大学核科学与工程学院华北电力大学核科学与工程学院华北电力大学核科学与工程学院华北电力大学核科学与工程学院华北电力大学核科学与工程学院华北电力大学核科学与工程学院华北电力大学核科学与工程学院凝结水泵给水泵汽轮机发电机燃料厂房电气厂房加热器华北电力大学核科学与工程学院华北电力大学核科学与工程学院压水堆核电站控制概述压水堆核电站组成压水堆核电站(PWR NPP)的组成核岛(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；常规岛(conventional island)：二回路系统及其辅助系统和厂房，常规岛利

6、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): 1717燃料棒、控制棒导向管(control rod guide tube )、中子测量通道华北电力大学核科学与工程学院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

7、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华北电力大学核科学与工程学院华北电力大学核科学与工程学院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. 控制棒导向管华北电力大学核科学与工程学院华北电力大学核科学与工程学院华北电力大学核科学与工程学院华北电力大学核科学与工程学院压水堆核电站工艺流程图华北电力大学核科学与工程学院华北电力大学核科学与工程学院华

8、北电力大学核科学与工程学院华北电力大学核科学与工程学院华北电力大学核科学与工程学院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华北电力大学核科学与工程学院华北电力大学核科学与工程学院 什么是控制？ 为什么要控制？ 控制哪些过程或参数？ 为什么要采用自动控制？ 如何实现自动控制?华北电力大学核科学与工程学院华北电力大学核科学与工程学院压水堆核电站控制系统框图华北电力大学核科学与工程学院华北电力大学核科学与工程学院变送器 transmitter 输出为标准信号的传感器。这个

9、术语有时与传感器通用。 变送器种类很多,总体来说就是由变送器发出一种信号来给二次仪表使二次仪表显示测量数据。 将物理测量信号或普通电信号转换为标准电信号输出或能够以通讯协议方式输出的设备。一般分为：温度/湿度变送器、压力变送器、差压变送器、液位变送器、电流变送器、流量变送器等。华北电力大学核科学与工程学院华北电力大学核科学与工程学院执行机构 actuator 对于执行机构最广泛的定义是：一种能提供直线或旋转运动的驱动装置，它利用某种驱动能源并在某种控制信号作用下工作。 执行机构使用液体、气体、电力或其它能源并通过电机、气缸或其它装置将其转化成驱动作用。基本的执行机构用于把阀门驱动至全开或全关的

10、位置。用与控制阀的执行机构能够精确的使阀门走到任何位置。尽管大部分执行机构都是用于开关阀门，但是如今的执行机构的设计远远超出了简单的开关功能，它们包含了位置感应装置，力矩感应装置，电极保护装置，逻辑控制装置，数字通讯模块及PID控制模块等，而这些装置全部安装在一个紧凑的外壳内。 华北电力大学核科学与工程学院华北电力大学核科学与工程学院控制器 controller 按预定目的产生控制信息的仪器或成套装置。自动控制系统实现控制的核心部分。控制器在闭环控制系统中接受来自受控对象的测量信号，按照一定的控制规律产生控制信号推动执行器工作，完成闭环控制，称为调节器；用于开环控制系统的控制器称为顺序控制器，

11、它按照预定的时间顺序或逻辑条件顺序推动执行器实现开环控制。控制器按所用信号形式分为模拟调节器和数字控制器。数字控制器又分为顺序控制器和数字调节器。人们还把手动控制机构称为控制器 。控制器的应用不仅限于生产过程，在日常生活中也广泛应用控制器，如霓虹灯的时序开关、洗衣机和电风扇的定时器等，都属于顺序控制器。华北电力大学核科学与工程学院华北电力大学核科学与工程学院n控制系统(control system)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（瞬态），也可维持系统和设备的运行参数在某一制定的范围内（稳态）。压水堆核电站控制系统组成华北电力大学核科学与工

12、程学院华北电力大学核科学与工程学院n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)轴向功率分布控制(Axial Power Distribution Control、Axial offset control )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

13、 & Pressure Control System蒸汽发生器水位控制系统Steam Generator Level Control System压水堆核电站控制系统组成华北电力大学核科学与工程学院华北电力大学核科学与工程学院n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Feedwa

14、ter 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华北电力大学核科学与工程学院华北电力大学核科学与工程学院n闭锁系统（联锁系统） block signal systemn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 measu

15、rement system放射性测量系统 radioactive measurement system 华北电力大学核科学与工程学院华北电力大学核科学与工程学院n反应堆控制系统(reactor control system) 用于反应堆控制的设备、部件和材料的总称。包括：反应堆核测量系统(reactor nuclear measurement system)、反应堆热工测量系统、反应堆功率调节系统(reactor power regulating system)、反应堆保护系统(reactor protection system)、特殊电源、逻辑控制线路和有关仪器仪表等。用以保证反应堆启动、运

16、行和停堆能安全地进行，并满足各项运行的要求。现代反应堆已广泛采用电子计算机进行数据处理和控制。 华北电力大学核科学与工程学院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n 功率调节(power regulating/control)：启动、停堆、升功率、降功率、维持稳态运行(steady state operation)功率水平；n 功率分布控制(Power Distribution Control)，保证反应堆的安全性和经济性；n 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；n NSSS(N

17、uclear Steam Supply System，核蒸汽供应系统）能适应一定的运行暂态(operating transient)；n 运行暂态(operating transient )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。华北电力大学核科学与工程学院华北电力大学核科学与工程学院n控制系统必须在任何时刻都有安全的停闭反应堆的能力 当反应堆处于冷态时，而且堆芯内全部装着新燃料时，其反应性最大。在这种状态下，一个大型压水堆大约具有0.29的剩余(后备)反应性。其中大体有0.05要用于补偿由

18、环境温度提升到运行温度所引起的反应性下降；0.07用于克服氙和衫中毒；剩下的用于补偿燃耗和其它裂变产物毒物以及运行余量，因此控制系统的反应性总价值至少为一0.29。n 在反应堆设计中应满足所谓“卡棒”准则要求，即当一定数量的控制棒卡死在全提位置时，也能安全停堆。因此，压水堆控制系统的反应性总价值取为-0.32，其中-0.25是在初期由硼酸浓度控制提供补偿，剩下-0.07由控制棒提供。因此，冷堆情况下的停堆裕度(即控制系统价值超过堆芯反应性的剩余值)为0.03。但是，当反应堆处于运行温度下，这一数值将增大到-0.08。在功率运行的过程中，该值大致保持不变，因此堆芯剩余反应性的下降大体上可以通过调

19、整化学补偿剂中的硼浓度而得到补偿。华北电力大学核科学与工程学院华北电力大学核科学与工程学院n发电机与反应堆之间的功率不平衡是以反应堆冷却剂平均温度(coolant average temperature)和蒸汽压力等过程参数(Process Parameter)表现出来的。n压水堆是一个比较慢的调节对象(controlled plant)：缓发中子(delayed neutron)效用和冷却剂温度效应(temperature effect)对反应性的快速反作用。控制通道具有较长的响应时间，典型的为30s或更长。在大多数情况下，这一特征使操纵员有时间切换手动控制来处理突然发生的故障。n选冷却剂平

20、均温度为主调量。华北电力大学核科学与工程学院华北电力大学核科学与工程学院 负荷低于15FP，可手动控制(manual control)；高于15FP，投入自动(automation )； (FP full power 满功率) 负荷最大允许阶跃变化(Step Change)10FP；变化后负荷100%FP； 斜坡变化(ramp change)速率=5%FP/min； 甩负荷(load-rejection)50FP80FP不引起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(emer

21、gency trip signal)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90FP上升到100FP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-+-=换-+骣+=+-换+-桫-=+=?引入的反应性越大，周期越小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华北电力大学核科学与工程学院华北电力大学核科学与工程学院华北电力大学核科学与工程学院华北电力大学核科学与工程学院华北电力大学核科学与工程学院()0ttl pNn teel

22、pTrlrbrbrbrbrb-骣-桫晦-引入的反应性越大，周期越小当反应性为一个很大的阶跃扰动时，按上述类似方法可得：反应性大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华北电力大学核科学与工程学院当反应性的变化接近时，由缓增变为陡增。对应反应堆周期T=1/ 1急剧减小。反应性阶跃变化大小与反应堆周期的关系112221251112211tttttA eA enTTdnAeAedtTvvvvvvvvrv+=藁+00.0020.0040.0060.0080.01-6-4-2024rhoomega omega1omega2华北电力大学核科学与工程学院华北电力大学核科学与工程学院当反应性变化大于

23、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”。压水堆动力学模型反应性大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华北电力大学核科学与工程学院=，瞬发临界0，瞬发超临界()()()()()() n tn tCtl pCtn tCtl prlbbl=+=- -&无论引入多大的负反应性，都不能使反应堆停堆周期小于等效单组缓发中止先驱核的衰变常数所决定的周期1/。()00,0l pttttl pNn teeNeerbrlrbrrrblbrbrbrbr=+ D=+ D+ D轉薤揶=L华北电力大学核科学与工程学院华北电力大学核科学与工程学院 自调特性(Self-r

24、egulating)：核电厂负荷变化时，反应堆靠自身调节功能使其功率达到与负荷一致的水平，产生新的热平衡。华北电力大学核科学与工程学院华北电力大学核科学与工程学院汽轮机负荷增加 PH，汽轮机转速降低，调节器使汽轮机阀门开度增加，蒸汽流量增加，蒸汽发生器一次侧与二次侧的温差增大，换热增强，进而使一回路冷却剂平均温度降低，燃料温度降低，由于负温度系数而引入一个正反应性，使中子密度上升，从而使反应堆功率上升Pn。由于反应堆功率上升而导致燃料温度上升，慢化剂温度上升，引入一个负反应性，抵消了冷却剂平均温度降低产生的正反应性。最后，反应堆达到新的平衡状态，使反应堆功率和负荷要求一致。 0VHavffNf

25、avmNHfmPQTTPTTPP华北电力大学核科学与工程学院华北电力大学核科学与工程学院复习题(1)写出点堆微分方程，并分别简述在很小的反应性阶跃扰动和很大的反应性阶跃扰动情况下中子密度和反应堆周期的变化趋势。(2)压水堆内部效应哪些可以忽略？(3)什么叫压水堆的自稳自调特性？简述压水堆核电站在汽轮机负荷有小的变化情况下，反应堆功率如何自动跟随汽机负荷。华北电力大学核科学与工程学院华北电力大学核科学与工程学院华北电力大学核科学与工程学院华北电力大学核科学与工程学院压水堆核电站稳态运行方案(steady state operation)：反应堆及动力装置在稳态运行条件下，以汽机负荷或反应堆功率为

26、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。压水堆核电站稳态运行方案ThTcTavTfTsFsPsPHfFwFc反应堆蒸汽发生器汽轮机发电机凝汽器给水泵主泵调速器调节阀PwPn()-pnhcFTCPT=gg()()()/2avsavhcHsTTTTPU AT=-=+ pHavMCQTDD华北电力大学核科学与工程学院华北电力大学核科学与工程学院核电站输出功率PH与蒸汽发生器一次侧和二次侧的温度差有如下关系：()()()(1)/2 (2)HavssavhcPU ATTTTT=-=+ 反应堆输出热功率Pn可表示为：()-(3)nphcPF CTT=gg运行目标： Pn0= PH

27、0，主调节量(control variable)选择？avHpavHpdTQMCTdPMCdtDD华北电力大学核科学与工程学院华北电力大学核科学与工程学院华北电力大学核科学与工程学院华北电力大学核科学与工程学院选择标准：反映堆功率与负荷二者之差的量作为主调节量。主调节量：冷却剂平均温度Tav，它的变化量能反映一回路和二回路之间的不平衡情况。平均温度运行的限制因素：n反应堆燃料包壳的完整性；失水事故极限（规定随着堆芯高度变化的热点因子的限制）； Tav325(满功率下Tc=293 ，Th=328.3 )n二回路蒸汽参数：压力、温度、流量、蒸汽干度（一般为0.2%） 理论上，蒸汽温度Ts越高则汽机

28、效率越高。avavHnHppTdTQPPMCMCttdtDDDD华北电力大学核科学与工程学院华北电力大学核科学与工程学院华北电力大学核科学与工程学院华北电力大学核科学与工程学院平均温度程序运行方式冷却剂平均温度和流量保持恒定。优点：1.反应堆具有较好的自稳自调特性; 2.冷却剂容积变化小，稳压器水位几乎不变； 3.低负荷时，随负荷下降，蒸汽压力上升，蒸汽发生器可存储热能。缺点：平均负荷每增加1满负荷，蒸汽温度下降0.350.45 二回路蒸汽流量和压力变化大，对汽轮机等二回路设备不利。增加了蒸汽发生器水位调节系统和汽轮机调速系统的负担。仅在早期压水堆中采用此运行方式。()()0HavssHavs

29、sPU ATTPTTP=-疍=蕲蕲，0=avnHpavnHdTPPM CdtdTPP-=gg，华北电力大学核科学与工程学院华北电力大学核科学与工程学院华北电力大学核科学与工程学院华北电力大学核科学与工程学院华北电力大学核科学与工程学院华北电力大学核科学与工程学院n 平均温度与功率成线性关系0avavnTTK P=+一回路和二回路热和机械制约之间的折衷方式。优点：不至于造成对二回路系统、设备的限制太强。缺点：Tav变化导致冷却剂比容变化，将产生如下后果：必须采用一个较大的稳压器（容积由0到100%Pn时Tav的变化决定）；一回路排出的待处理液体容量比较大；调节棒组件移动范围大。1.若随功率变化的

30、直线斜率过大，则当负荷快速下降时，由于慢化剂的负温度效应，将释放大量的反应性，必须向堆芯深处插入控制棒组件以补偿堆芯反应性的增加。有产生热点的危险。22001222012120 ,ssnssssFTTFPF TPPP PPP-=揶-华北电力大学核科学与工程学院华北电力大学核科学与工程学院华北电力大学核科学与工程学院华北电力大学核科学与工程学院华北电力大学核科学与工程学院华北电力大学核科学与工程学院华北电力大学核科学与工程学院华北电力大学核科学与工程学院n 蒸汽参数恒定运行方式 当负荷变化时蒸汽参数维持不变，但一回路冷却剂平均温度月负荷上升而上升，平均负荷每增加1%满负荷，冷却剂平均温度上升0.

31、30.4。华北电力大学核科学与工程学院华北电力大学核科学与工程学院n 核电站的运行模式是由核电站与电网之间的联系方式决定的。由于核电站在生产过程中必须向电网输出电能，而整个电网对电能的总需求是时刻都在变化的，电能在电网中不可储存，其生产和消费必须同时进行。因此要求与电网相联接的所有发电机组协调它们的发电量，使它们总的发电功率相应于电网当时对电能的总需求量。在这种协调中，会对核电站的发电功率产生一定的约束。压水堆核电站负荷运行方式华北电力大学核科学与工程学院华北电力大学核科学与工程学院n 基本负荷（模式A、机跟堆reactor lead mode）汽轮机负荷跟随反应堆功率的运行方式。优先考虑核电

32、站的发电能力，基本上不考虑电网对电能需求量的变化而产生的对核电站的约束。核电站发电机向电网输出的功率取决于反应堆的功率。通过改变硼酸浓度来调节控制棒位置和轴向功率偏差。其负荷跟踪过程是：白天高功率运 行12h，晚间用3h时间硼化降到目标低功率，稳定运 行6h后，清晨再用3h通过硼稀释升回到高功率。压水堆核电站负荷运行方式华北电力大学核科学与工程学院华北电力大学核科学与工程学院n 基本负荷（模式A、机跟堆reactor lead mode）优点： 没有直接从电力系统到反应堆功率控制回路，不要求反应堆功率作频繁调节，功率控制系统比较简单。 可减少给燃料寿命带来不利的影响因素。 在当机组采取比较缓慢的负荷跟踪时，调硼操作所排出的慢化剂数量相对较少。运行设备在运行过程中受到的热应力较小，有利于安全和延长机组寿命。 压水堆核电站负荷运行方式华北电力大学核科学与工程学院华北电力大学核科学与工程学院n 基本负荷（模式A、机跟堆reactor lead mode）缺点： 功率调节性能较差(采用单一反馈控制，调节速度较慢)； 快速负荷跟踪时，调硼操作所排出的慢化剂数量相对较多（黑棒移动范围较大，需要硼酸浓度作较大以维持