核反应堆9

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1、第九章：核反应堆运行与控制核反应堆工程概论核反应堆运行和控制一、反应堆控制二、保护系统控制三、反应堆运行一、反应堆控制1、基本任务与原理2、功率控制3、稳压器控制4、蒸汽发生器水位控制5、蒸汽排放控制1、基本任务与原理两个基本任务：（1）正常运行工况下对启动、提升功率、变换功率、正常停堆等进行控制，并为维持稳态运行，对某些运行参数进行必要的调节。（2）在任何工况下确保安全停堆，并从堆芯移出热量和限制预计运行事件及事故工况的后果，确保人身与设备安全。作用：维持反应堆的重要参数在稳态运行或给定的负荷扰动下，始终保持在所规定的范围内。2、功

2、率控制功能：通过移动控制棒来调节反应堆功率以适应核电站负荷变化的要求。它有自动和手动两种方式，手动方式用于堆的启动直到15％额定功率；在15％－100％额定功率范围内，则采用自动跟踪负荷。必要时，也可以手动控制。压水堆功率控制系统由冷却剂平均温度通道、功率失配通道和平均温度定值通道组成。三个通道的输出信号通过控制棒程序单元驱动控制棒。3、稳压器控制压力控制：由设在稳压器水空间内的电加热器和设在稳压器顶部的喷雾器、卸压阀加以控制。水位控制：压水堆冷却剂的容积是用化学和容积控制系统来调节的，特别是利用容积控制箱，以保持稳压器液位在给定范围

3、内。4、蒸汽发生器水位控制根据给水流量、蒸汽流量和蒸汽发生器水位三个要素控制主给水控制阀或调节主给水泵转速。当蒸汽发生器水位有异常上升时，主给水控制阀及旁路给水阀全部关闭；当蒸汽发生器水位异常降低时，反应堆自动停闭，并自动启动事故给水泵。另外，在低负荷时，可手动或自动使用旁路给水控制阀控制水位。5、蒸汽排放控制压水堆核电站运行时，当负荷降低超过规定范围时，就靠蒸汽排放控制系统将过剩蒸汽排向冷凝器。二、保护系统控制目的：在于防止反应堆偏离安全限值以及一旦超过这种安全限值后缓解所发生的后果。亦即防止事故发生以及缓解事故所生的后果。系统包括

4、：（1）反应堆保护系统：当运行参数超过限值，危及堆芯及一回路压力边界时，该系统发出自动停堆信号。通过安全动作系统使控制棒下插，保证反应堆热态安全停堆，并有足够的热态停堆深度。在反应堆事故停堆的同时，汽轮机能自动脱扣。（2）专设安全设施：二、保护系统控制（1）对于压水堆，运行中的几个主要危险是反应堆周期过短、中子水平过高、一回路冷却剂温度过高、压力过低、流量过低等。故一般压水堆设有如下保护：短周期事故保护反应堆超功率及超功率流量比保护反应堆进、出口水温过高保护一回路冷却剂压力过低保护一回路流量过低及断流保护控制电源、电离室、裂变室电源断

5、电保护二回路系统、厂房放射性水平过高保护三、反应堆运行1、概述2、压水堆核电站的正常启动3、功率运行4、压水堆核电站的停闭1、概述核电站建成，堆芯燃料装载后的反应堆启动，称为初次启动，亦称新堆的物理启动目的：检验设计、制造和安装的质量，测定各种必要的特性参数，为安全运行提供实验数据新堆的物理启动：主要是指新堆的初次临界试验。通过相继提升堆内各组控制棒组件，以及按一定规范稀释冷却剂中的硼浓度，使反应堆首次达到临界。在这试验中，对控制棒的临界棒栅位置进行刻度，对零功率下临界态附近的中子通量、反应性以及反应堆周期作出实验研究，获得必要的物理

6、参数等。1、概述（1）临界前试验：燃料组件全部装载完毕后一回路的水力特性试验以及其他在未装燃料前无法进行的一些试验。包括：冷却剂系统泄漏试验一回路系统流量测定冷却剂泵惰转流量下滑试验控制棒驱动机构动作特性控制棒落棒时间棒位指示系统响应特性反应堆保护系统动作特性电阻温度计旁路流量测定试验堆内核测仪表响应1、概述（2）初次临界试验：在热态额定工况下，进行首次物理启动，达到临界，实现反应堆的自持链式反应。内容：初次临界注意问题：次临界状态下中子通量变化规律控制反应堆启动周期零功率物理试验功率水平之测定反应性测定末点硼浓度测定1、概述（3）低

7、功率物理试验：在热态稍高于零功率时进行堆的物理特性试验，取得实验数据来为运行服务和校核理论计算。内容：控制棒价值和硼价值的测定模拟弹棒事故试验最小停堆深度验证慢化剂温度系数测定功率分布测定放射性水平测定压力系数测定1、概述（4）功率提升试验：一般分15、25、50、75、100％额定功率5各功率水平逐级提升功率。内容：自然循环试验发电机首次同步汽轮机控制系统启动试验功率测量和功率刻度试验功率系数测定功率分布测定二回路热功率测量带功率工况下慢化剂温度系数测定取样系统试验放射性水平测定废液废气检测蒸汽和给水流量仪表刻度试验蒸汽发生器水位自

8、动控制试验核测量仪表调整试验堆内、堆外核测量仪表刻度试验控制棒组件落棒试验蒸汽发生器水份夹带试验中毒曲线测定碘坑测量负荷摆动试验甩负荷试验电站满功率停闭试验电站验收试验2、压水堆核电站的正常启动2.1、正常启动2.2、初