核反应堆物理基础

1、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。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

2、)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: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 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

3、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。 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

4、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): 1717燃料棒、控制棒导向管(control rod guide tube )、中子测量通道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

5、位置和调节慢化剂中的硼酸浓度(boric acid concentration)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. 控制棒导向管压水堆核电站工艺流程图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?压水堆核电站控制系统框图变送器transmitter输出为标准信号的传感器。这个术

6、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。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

7、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。 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，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

8、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。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(A

9、xial 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 & 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常规岛控制系统大气蒸汽排放控制系统Atmosphere steam du

10、mp 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闭锁系统（联锁系

11、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 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 powe

12、r 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。 反应堆控制系统主要功能功率调节(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；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)

13、：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(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。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

14、)反应性。其中大体有0.05要用于补偿由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。 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

15、此堆芯剩余反应性的下降大体上可以通过调整化学补偿剂中的硼浓度而得到补偿。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。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。选冷却剂平均温度为主调量。负荷低于

16、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(emergency 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

17、(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2.5。反应堆控制系统的基本要求反应堆热功率：=nv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，200Mevf裂变材料的微观截面，每一个原子与中子作用的几率f宏观反应截面。它是靶核的微观截面和单位体积内的靶核数N的乘积fN。宏观截面是一个中子同单位体积内的原子核发生核反应的平均几率大小的量度，它等于中子在媒

18、质内飞行单位距离时发生某种核反应的几率。N堆芯平均单位体积内核裂变材料的核子数核反应堆控制基础Pn =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。核反应堆控制基础虽然235U核裂变放出的能量中大约有10是在裂变碎片衰变过程中逐渐放出的(称为延发能量)，但是，当反应堆达到稳态功率运行或处于功率变化不快而可以当作一个准静态过程时，由于前一时刻的延发能量补偿了后一时刻的延发能量，因而可以认为裂变释放的能量都是瞬时释放的。这样，反应堆功率可以用测得的中子通量密度

19、由(31)式得到。这里还要说明的是，在反应堆由运行转入停堆等特殊情况下，堆内瞬发能量已可以忽略，但因延发能量的存在而有剩余功率。这种剩余功率就不能从中子通量密度的测量来得到。点堆动力学模型(point reactor neutron kinetics equations)：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。中子寿命(Neutron life time) l ：在给定介质内中子从产生到由于吸收或泄漏而消失所经历时间的平均值。这里指瞬发中子寿命。中子一/每

20、代时间：定义为 =l/ Keff 。若不考虑缓发中子效应并忽略外中子源，一代中子时间可理解为产生相同数目的下一代中子所需的时间。反应性：表征链式反应介质或系统偏离临界程度的参数。Keff：有效增殖因子。 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：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(reactor time constant)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，

21、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1020s。核反应堆控制基础即使考虑缓发中子效应，n经过一段时间后最终表现为T一般称为稳定周期或渐近周期。反应堆周期的严格定义：中子密度的相对变化率。核反应堆控制基础反应堆周期的大小直接反映堆内中子增减变化速率，所以在反应堆运行中，特别是在起动或功率提升过程中，对周期的监督十分重要。周期过小(或引入反应性过大)时，可能导致反应堆失控。为此，通常在反应堆控制台上都装有专用的周期指示仪表以对周期进行监督。一般都将周期限制在30s以上。与此相对应，堆上还装有周期保护系统。当因操作失误或控制失灵而出现短周期时，保护系统即自动动作

22、，强迫控制棒插入，以使迅速减小。如果出现更短的周期，则将使安全棒下落，实现紧急停堆。核反应堆控制基础中子平均一代时间（平均中子寿命）和反应堆周期很大程度上是由缓发中子而不是瞬发中子决定的。缓发中子虽然占裂变中子份额非常小，但对反应堆周期贡献却非常大。正是由于存在这些缓发中子，才使反应堆控制成为可能。压水堆核电站控制概述核反应堆控制基础点堆模型动态方程等效单组缓发中子的动态方程反应堆内中子数目随时间的变化率缓发中子先驱核的浓度变化率单组缓发中子近似:n中子密度缓发中子份额反应性C先驱核密度lp一代中子时间先驱核衰变常数 n/l 堆内中子总消失率 瞬发中子产生率 C 缓发中子产生率(缓发中子先驱核

23、消失率) 缓发中子先驱核产生率n中子密度缓发中子份额反应性C先驱核密度lp一代中子时间先驱核衰变常数复习题1、压水堆热功率为什么能够实现有效控制？2、写出反应堆热功率与中子通量密度的关系式，并分析如何实现对反应堆热功率的调节。2、写出等效单组缓发中子点堆动力学方程并简述其物理意义。压水堆动力学模型反应性小阶跃变化下中子密度响应反应性小阶跃变化下中子密度响应=0.001，=0.0065，=0.11/s，lp=0.001slp1.1000e-0044lp4.4000e-00710.021*0.019542-5.52*-5.6295A11.1818A1*1.1736A20.18182A2*0.173

24、56瞬变项n/n0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,中子密度以反应堆周期 按指数规律增长。反应性小阶跃变化下中子密度响应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当反应性变化大于后，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=，瞬发临界0，瞬发超临界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

25、单组缓发中止先驱核的衰变常数所决定的周期1/。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。用点堆模型讨论反应堆，堆内中子通量密度分布形状不随时间而变化，则总功率与堆内任一点的中子通量密度成正比，这时，用一个测点就可以定出反应堆的功率。而且，当探测器测点离控制棒较远时，移动控制棒所造成的局部扰动对测量的影响较小；测点离堆芯越远，点堆模型越可近似应用。所以反应堆功率一般都通过测量堆芯外的中子通量

26、密度来得到。但是，由于受到探测器灵敏度的限制，测点离堆芯也不能太远。通常是用几个探测器对称地放置在堆芯四周同时测量，以进一步减少中子通量密度局部变化的影响。点堆模型局限性和适应范围一、热中子反应堆的的基本原理和一般控制方法 热中子反应堆的有效增殖因数，原则上是通过控制、p、f、PF、PT这几个因子中的某一个或几个因数，来实现对增殖因数k或反应性的控制。当热中子反应堆的燃料浓缩度以及燃料与慢化剂的相对组份等确定以后，快中子增殖因数 ，每次吸收的中子产额 ，可以认为基本不变。控制逃脱共振俘获概率p不太有效。所以反应性控制主要是通过控制热中子利用系数f和不泄漏概率= PFPT来实现的。核反应堆控制基

27、础压水堆中反应性控制主要方法（两个独立的不同设计原理的反应性控制系统要求）：控制棒 材料：镉、硼、镝、铪；银-铟-镉合金(80%Ag,15%In,%5Cd)优点：控制速度快、灵活，反应性价值变化小缺点：对反应性价值不能调整 对堆内中子通量密度分布扰动较大 对棒控制机构的可靠性要求较高 给反应堆压力容器壳顶盖设计、加工带来困难 控制棒价值：在给定条件下，将根完全提出的控制棒全部插入临界的反应堆中所引起的反应性变化。核反应堆控制基础可溶毒物浓度控制（化学与容积控制）：含可溶性毒物的慢化剂或冷却剂。材料：硼（10B）、钆优点：可减少控制棒的数目，抵消大的剩余反应性并保证有足够的停堆深度。降低反应堆的

28、功率峰值因子（最大线功率密度与平均线功率密度之比），加深卸料深度。缺点：比较慢。稀释调节：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。加浓调节：停堆、换料及补偿氙的衰变引起的反应性增加可燃毒物棒控制原因：硼酸浓度过高将导致正的慢化剂温度系数。为了抵消首次燃料循环中很大的剩余反应性，并确保反应堆运行工况下慢化剂温度系数是负的。（若仅用硼酸水来补偿，则硼酸浓度将很高，可能导致出现正的慢化剂温度系数）在第一寿期终了换料时，可燃毒物棒就可以去掉。材料：具有比较大的吸收截面，同时也要求由于消耗了可燃毒物而释放出来的反应性基本上要与堆芯中由于燃料燃耗所减少的剩余反应性相等；可燃

29、毒物吸收中子后，它的产物的吸收截面尽可能小；在寿期末，可燃毒物的残余量尽可能小，以免影响堆芯寿期；可燃毒物及其结构材料具有良好的机械性能。含硼玻璃棒、碳化硼和三氧化二钆等。缺点：在较长时间缓慢变化的反应性，固体可燃毒物才能补偿，它控制不了反应性突然变化的情况；另外，到反应堆末期，有些毒物燃耗不完全，这就影响燃料的充分利用。布置：尽可能径向均匀的布置在没有控制棒的导向管内。适当缩短可燃毒物棒的轴向尺寸，非对称的布置于堆芯下部，可起到展平轴向功率分布的作用。燃料浓缩度控制外围区最大浓缩度3.1%，中心区组成棋盘形，浓缩度有2.1%和2.6%两种。这样安排能调节并展平径向中子通量密度。长期的燃料燃耗

30、和毒物硼酸浓度、可燃毒物棒反应堆从启动至功率输出控制棒、硼酸浓度功率调节控制棒紧急停堆控制棒和停堆棒快速插入堆内应急停堆向堆内注入高浓度的硼酸溶液压水堆反应性控制方式影响核反应堆内部效应的主要因素：燃料温度系数由238U的共振吸收引起。温度上升导致燃料有效吸收截面增大，中子吸收增大。总是负的，响应时间仅零点几秒。慢化剂温度系数温度升高，水膨胀，密度减小，慢化能力变弱， 硼浓度减小，硼毒作用下降， 响应时间较长，约几秒。在反应堆温度效应反馈中起决定作用。中毒效应：裂变碎片135Xe和149Sn吸收大量热中子而引起的反应性变化。可引起功率的低频振荡，但频率低0.22周/天，可手动消除。压水堆内部效

31、应核反应堆参数温度系数核反应堆参数温度系数快中子增殖系数+/-；小热扩散长度2/热扩散面积+逃脱共振吸收几率p-；大曲率B2-；小热中子利用系数f+；小快中子不泄露几率PF-中子产额-；小热中子不泄露几率PT-热中子年龄T+无限增殖系数k-有效增殖系数keff-慢化剂压力系数寿期初：慢化剂温度部分范围为负 功率运行：常为正，约4.510-5pcm/MPa当压力增加时，引起了慢化剂和冷却剂水的密度变化。如果冷却剂内硼浓度非常低或无硼，当一回路的压力增加时，压力系数对反应性有稍微正的影响。当硼浓度较高时，一回路压力增加，压力系数对反应性有稍微负的影响。 实践证明，压水堆一回路压力变化约6.9l05

32、Pa，所引起的反应性效应与慢化剂温度变化0.55所引起的反应性效应是相同的，所以反应性压力系数可以忽略。 慢化剂汽泡系数慢化剂汽泡系数反应了慢化剂汽泡量变化引起的反应性变化。该系数在局部沸腾时，从低功率时的50pcm到功率运行时的250pcm，并且随燃耗变得更负，由于压水堆不允许沸腾，因此，这个系数实际上不起作用。 主要因素：反应性燃料温度系数和反应性慢化剂温度系数。压水堆反应性温度系数总是设计成负的，以使得反应堆具有自稳自调特性。这个固有稳定性是核电厂固有安全性的基础，也有利于堆外部控制系统的设计。自稳特性(self-stability)：反应堆出现内、外扰动(disturbance)时，反

33、应堆能维持原来稳定状态的特性。反应堆引入正的反应性扰动(reactivity disturbance)时，反应堆中子密度将突然增加，燃料温度增加，慢化剂平均温度跟着增加，由于温度效应产生一个负反应性，抵消了正反应性的扰动作用，使反应堆达到另一个稳态(steady state)，最后，中子通量密度基本上能恢复到初始值。 自调特性(Self-regulating)：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。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

34、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。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。压水堆核电站稳态运行方案(steady state operati

35、on)：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：反应堆输出热功率Pn可表示为：运行目标： Pn0= PH0，主调节量(control variable)选择？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：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

36、，Th=328.3 )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越高则汽机效率越高。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。平均温度与功率成线性关系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

37、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。若随功率变化的直线斜率过大，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。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0.30.4。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

38、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