核电厂安全专业实务 第1章 核反应堆工程.pdf

核电厂安全专业实务核电厂把核裂变产生的热能变成电2目录刖百核电厂基础知识 二核电厂安全专业实务3刖百 站在历史高度观察核电厂安全专业-核领域的核电厂安全专业是核科学与法律综合性学科；-核电厂安全专业实务主要内容归结为：核电厂反应堆管理规定的背景、目的、范围、执行等；核电厂反应堆管理规定形成是科学、法律、政治和很多其它因素 的综合结果；-讲稿是根据核反应堆工程学科发展；浏览管理规定框架，从历史 高度来阐述核电厂安全专业实务；-经验告诉人们从历史高度观察科学和法律会对事物理解的更好。探讨了三里岛、切尔诺贝利事故发生的科学、法律和社会背景，希望作为例 子，能够帮助理解核电厂安全专业实务。4-核电厂基础知识核能概念 裂变发现 1932年查德威克(James Chadwick)发现中子；(第二册4页)1938年哈恩和斯特拉斯曼(Hahn and Strassman)从中子轰击铀 核的产物中发现钢；1939年迈特纳和福里施(Frisch and Meitner)应用液滴模型概念 解释了裂变；(第二册36页)5*核能概念 质量亏损 1939年原子核裂变发现所以激动人心和令人眼花缭乱,其价值在于观察到质量亏损；-原子核质量总是小于所组成的核子(!)质量之和。把质量亏损解释为核子束缚能量等于：E=m c2 著名爱因斯坦质能转换公式(A.Einstein1905)6核能概念 铀裂变应用 铀核裂变表示为U-235-FPa+FPb+Energy 发现从裂变释放的总能量近似为：200Mev/裂变;铀核内每个核子的束缚能近似为：7.59Mev/核子 碳原子燃烧释放的能量为：4ev铀核裂变AFRAGMENUCLEUSZUNEUTRON:NEW NEUTRON=c=核能概念 链式反应系统 尽管有巨大能量释放，但是，要维持反应还需要继续 提供中子；1939年科学家实验清晰地呈现出，每次核裂变反应会 发射2至3个中子；这意味着核链式反应成为可能。9核能概念中子慢化理论 科学家费米开发出中子慢化模型（费米中子年龄理 论）；中子生成时具有高能；裂变可能性（截面）大小与中子能量有关；当中子通过物质时，中子通过碰撞来慢化（损失能量）。10核能概念-影响链式反应系统的因素 燃料的成份；周围材料的成份；燃料的物理布置；其它材料的物理布置；燃料的可裂变同位素数量。11第一节核反应堆的基本工作原理一、中子与原子核的相互作用二、核反应截面和核反应率三、中子的慢化四、核反应堆临界条件五、核燃料的消耗、转化与增殖六、堆内中子通量密度分布与展平12一、中子与原子核的相互作用-反应堆内可能发生多种不同类型的核反 应。1.散射反应 中子与原子核发生散射反应时，中子改 变了飞行方向和飞行速度。散射反应有两种不同的机制。一种称为 弹性散射，另一种称为非弹性散射。13散射反应 非弹性散射的反应式如下：-AZX+%n-(A 1ZX)*f dzX)*+%n I-AZX+y14散射反应 中子的慢化 能量比较高的中子经过与原子核的多次散射反 应，其能量会逐步减少，这种过程称为中子的 慢化。在热中子反应堆中，中子慢化主要依靠弹性散 射。在快中子反应堆内，虽然没有慢化剂，但中子 通过与铀一238的非弹性散射，能量也会有所 降低。15俘获反应俘获反应俘获反应亦称为（n,Y）反应。中子被 原子核吸收后，形成一种新核素，并放 出Y射线。16俘获反应-它的一般反应式如下：AZX+nf(A+X)*f A+%X+Y17俘获反应 反应堆内重要的俘获反应有：23892U+10n=23992U+Y.239 U-（l23分）-239 即一（上235天）-239 pu 这就是在反应堆中将铀一238转化为核燃料钵-239的过程。18俘获反应类似的反应还有:2329oTh+lon=2339oTh+Y23390Th一窜-22分)233gPa(B-27。4233-这就是将自然界中蕴藏量丰富的社元素转化为核燃料铀一233的 过程。19裂变反应 裂变反应 易裂变材料(fissile material)易裂变燃料(fissile fuel)-核裂变是堆内最重要的核反应。铀一233(半衰期16万年)、铀-235(半衰期7.1亿年)、钎一239(半衰期2.4万年)等核素在 各种能量的中子作用下均能发生裂变，通常被称为易裂变燃料。杯一241(半衰期132年)易裂变核素(fissile nucleus)可转换材料(fertil material)可裂变材料(fissional material)而社一232、铀一238等只有在中子能量高于某一值时才能发生裂 变，通常称之为可转换材料。-目前热中子反应堆内主要采用铀一235作核燃料。铀裂变时一般 产生两个中等质量的核，叫做裂变碎片；同时发出平均2.5个中 子，还释放出约200兆电子伏的能量。20二、核反应截面和核反应率 核反应截面是定量描述中子与原子核发生反应概率的物理量。-1.微观截面-微观截面。是中子与单个靶核发生相互作用概率大小的一种度量。它的量纲是面积。通常采用“靶”作为微观截面的单位1靶=10-24cm2。-为了区分各种不同的核反应，要给微观截面O带上不同的下标。通常用下标中邙由；;引1分别表示散射、弹性散射、非弹性 散射、裂变俘获、非裂变俘获、吸收和总的作用截面。21核反应截面和核反应率 2.宏观截面 宏观截面的定义是：S=Na-核密度的常用单位。可用式（L1）计算：N=pN/A（1.1）其中p是物质的密度（g/crn3）,A是该物质的原子质量数，N。是 阿佛加德罗常数。-从宏观截面的定义可知，它是中子与单位体积中所有原子核发生 相互作用概率的一种度量。-从定义可知，宏观截面的量纲是长度的倒数。常用1/cm为单位。22核反应截面和核反应率 3.中子通量密度与核反应率密度 核反应率密度 核反应率密度是单位时间内在单位体积中发生的核反应的次数。核反应率密度一般用R表示。中子通量密度-为了导出曾达式，定义另一个重要的物理量：中子通量密度0）（简 称中子通量或中子注量率）：P=nV-其中n是中子密度，即单位体积中的中子数目，V是中子飞行的速 度。-中子通量密度是单位体积中所有中子在单位时间内飞行的总路程。23中子通量密度与核反应率密度-利用中子通量密度和宏观截面，就可以计算核反应率密度:R=SCD-该式是非常有用的。例如已经知道了堆芯中核燃料的浓度和分布,就可以算出堆芯的宏观裂变截面石；如果还知道了堆芯的中子通 量密度。，就可计算出每秒钟在每立方厘米堆芯体积内发生多少 次裂变反应，进而可以算出堆芯的发热强度等。-这个公式使我们可以从宏观上了解核反应的强度。24核反应截面和核反应率 4,截面随中子能量变化的规律-核截面的数值决定于入射中子的能量和靶核的性质。对许多核素,考察其反应截面随入射中子能量变化的特性，可以发现大体上存 在三个区域。-低能区 一般指E l,则堆芯内的中子数 目将随时间而不断地增加，称这种状态为超临 界状态。反应堆能维持自续链式裂变反应的临界条件是 Keff=1即核反应堆处于临界状态。36核反应堆临界条件-这时核反应堆芯部的大小称为临界尺寸（或临界体积），在临界情况下反应堆 所装载的核燃料量叫做临界质量。显然有效增殖系数Lff与堆芯系统的材料 成分和结构（例如易裂变核素的富集度、燃料一慢化剂的比例等）有关。同时也 与堆的尺寸和形状有关。37核反应堆临界条件 中子循环 中子循环就是指裂变中子经过慢化成为热中子、热中子击中燃料核引发 裂变又放出裂变中子这一不断循环的过程。它包括了若干个环节。首先是快中子倍增过程，部分裂变中子由于能量 较高（高于铀一238的裂变阈能）可引起一些铀一238核裂变；快中子在慢化过程中，要经过共振能区，必然有一部分中子被共振吸收 而损失掉；逃脱了共振吸收的中子被慢化成热中子，热中子在扩散过程中被堆芯的 各种材料吸收，被慢化剂、冷却剂和结构材料等物质吸收造成热中子损 失；部分被核燃料吸收的热中子很大可能要发生裂变，但也有较小的可能不 发生裂变。-上述讨论中尚未考虑中子泄漏的影响。实际上在快中子慢化和热中子扩 散过程中都有一部分中子会泄漏出堆外。38四因子公式 自持式链式反应（无限介质）中，把链式反应的材料贡献简化为 代数表达式：Koo=q p f q（Average Number of Fast Neutrons）快中子平均数目（燃 料吸收一个热中子产生中子数）；（Neutrons from high to low energy）中子从高能到低能引起裂变产生的中子数与热中子引起裂变产生中子数之比（快中子增 殖系数）;p（Resonance Escape Probability）逃脱共振（俘获几率；f（Thermal Utilization）热中子利用系数（中子被燃料吸收与 被所有材料吸收之比）39六因子公式-真实物理系统链式反应模式的简化代数表达式：Keff=K 00 Pnlth Pnlfst Pnlth 热中子不泄漏几率(non-leakage probability)；Pnlfst快中子不泄漏几率；表达式Pnl很大程度取决于系统的物理几何形状；-即定材料会得到临界相应几何尺寸的方案称为反应堆“临界尺寸”；-费米(Fermi)和他的同事完成了与此相关的著名实验；-关键点：系统自持(链式反应)能力不取决于中子总数的大小。40五、核燃料的消耗、转化与增殖-达到临界的反应堆可以实现自续链式反应，不断地释 放出裂变能。这一过程也是核燃料的消耗过程。然而，由于堆内存 在大量中子和铀一238原子核，通过铀一238对中子的 俘获，新燃料钎一239原子核将被生产出来。如果反应堆中新生产出来的燃料的量超过了它所消耗 的核燃料，那么这种反应堆就称为增殖堆。显然，利 用增殖堆就可以源源不断地把本来不适合作核燃料的 铀一238转化为核燃料，实现对铀资源的充分利用。41i核燃料的消耗、转化与增殖 燃料的消耗速率和燃耗深度 反应堆中核燃料燃烧的充分程度常采用燃耗深度这一 物理量来衡量。在动力堆中，它被定义为堆芯中每吨铀放出的能量，其单位是兆瓦日/吨铀。需注意的是,这里指的铀包括铀一235和铀一238,并非只是铀一235o 铀一238俘获中子后可以变成易裂变同位素钵一239。反应堆内的强中子场为铀一238转换成易裂变核燃料提 供了良好条件。42核燃料的消耗、转化与增殖 转化比 为了描述各类反应堆在核燃料转换方面的能力,引入一个称为转化比的量，其定义是：CR=（易裂变核的平均生成率）/（易裂变 核的平均消耗率）43核燃料的消耗、转化与增殖 CR1 当然，最吸引人的是CR1的情况。这时候反应堆内 产生的易裂变核比消耗掉的还要多，除了自给自足，还可以拿出一些易裂变材料供应其它的核反应堆使用。能使CR1的反应堆称为增殖堆，也被记为BR,称为 增殖比。毫无疑问，只有发展增殖堆才能充分地利用 大自然赐给人类的宝贵的铀和社资源。以钎一239作为燃料的快中子反应堆具有非常优良的增 殖性能，其增殖比可以达到1.2o46i六、堆内中子通量密度分布与展平-Io裸堆的中子通量密度分布 现在探讨反应堆内中子通量密度的分布 规律。对于一个不带反射层的堆（称之为 裸堆）的中子通量密度分布的规律，根据 波动方程和相应边界条件可求得各种几 何形状反应堆的中子通量密度分布。47堆内中子通量密度分布与展平目前绝大部分的动力堆都采用圆柱形堆芯，圆 柱形均匀堆的热中子通量密度分布在高度方向 上为余弦分布，半径方向上为零阶贝塞尔函数 分布，/、T（2.405r）（兀2）。（r，z）=Go,o cos 其中4为外推半径，4为外推高度，单位是m。有了均匀堆的热中子逋量密度分布后，我们就 可以得到均匀堆的释热率分布了见图13,这 样得到的是把全堆芯均匀化之后的结果。48j堆内中子通量密度分布与展平值得注意的是，堆芯内的体积释热率空 间分布是随燃耗寿期而变化的，在对堆 芯做较详细分析时，堆芯体积释热率分 布或者中子通量密度分布随寿期的变化 应由反应堆物理计算得到。49i堆内中子通量密度分布与展平-20带反射层反应堆的中子通量密度分布 裸堆的中子泄漏是较大的，为了减少中子泄漏，节省 核燃料，往往在堆芯外围加上反射层把泄漏到堆芯外 面的中子散射返回堆芯，这样减少了堆内中子的泄漏,使得同样成份的反应堆堆芯的尺寸可以更小，因此实 际上运行的反应堆都是带反射层的。有了反射层以后，中子通量密度的分布将发生变化。很显然由于有了反射层的反射作用，原来在堆芯边缘 地区的中子通量密度将会增加，使得中子通量密度分 布更为平坦了。50j堆内中子通量密度分布与展平 3中子通量密度的局部效应-(1)燃料富集度分区布置-燃料布置对功率分布影响很大。压水堆通常把燃料元件以适当的 栅距排列成为栅阵，并且用不同富集度的燃料元件分区布置。图 1-4是压水堆三区布置时的归一化功率分布，通常I区的燃料富集 度是最低的，III区的燃料富集度最高。在实际的换料程序中，并 不是一次换全部的料，而是把新换进去的燃料放在III区，原来III 区的燃料往里挪到II区，II区的再挪到I区，I区的乏燃料换出来进 入乏燃料储存池。燃料元件采用分区布置后，在半径方向上的功 率分布已经不是零阶贝塞尔函数分布了。51j堆内中子通量密度分布与展平-(2)控制棒对通量密度的扰动-控制棒的布置对功率分布影响也很大。几乎所有的反 应堆都有控制棒，它对堆芯功率分布的影响可以由图 1-5进行分析。图中的虚线是没有控制棒情况下的径向 功率分布，在均匀堆情况下是零阶贝塞尔函数分布；图中实线所示是在堆中插入控制棒后的径向功率分布。由于控制棒是热中子的强吸收材料，在控制棒附近使 得中子通量密度下降很多，因此把控制棒布置在反应 堆的合适位置，可以得到比较理想的功率分布。52j堆内中子通量密度分布与展平 控制棒对反应堆的轴向功率分布也有很大的影响。通 常控制棒可以分三大类，即停堆棒、调节棒和补偿棒。停堆棒在正常运行工况时在堆芯的外面，只有在需要 停堆的时候才迅速插入堆芯。补偿棒是用于抵消寿期 初大量的剩余反应性的。如图1-6所示，在寿期初，补 偿棒往往插得比较深，而在寿期末，随着燃耗的加深,慢慢地拔出来了。这样，在不同的寿期，产生了堆芯 功率不同的轴向分布。53j堆内中子通量密度分布与展平 实际上，各种不同形状堆的堆内通量密度分布并不完 全是理想的情况。因为堆内总插有一定数目的控制棒 或其它管道，这些控制棒或管道的插入都势必使堆内 通量密度场发生扰动。圆柱反应堆在径向是贝塞尔分 布，轴向是余弦分布。当堆内插入控制棒以后，由于 棒对中子的强烈吸收，使径向和轴向的通量密度分布 就发生了畸变。径向在插控制棒的地方出现了凹陷，轴向在棒插下过程中，使余弦的分布凸峰位置移动，位移的情况取决于棒的插入深度。54j堆内中子通量密度分布与展平-实验得知：当棒插入堆芯后，轴向的通量密度峰就开始向下移动;棒不断往堆内下插，轴向的通量密度凸峰就不断下移，但当通量 密度峰下移到一定位置时，棒再继续向下插时，凸峰就开始回升。当插入堆底时，通量密度峰又回到了一开始的位置。在维持同样 功率的前提下，由于控制棒是一种中子强吸收体，又由于中子扩 散规律是密度高的地方的中子向密度低的地方流动，这种现象的 出现是必然的结果。-控制棒插入不同深度对轴向中子通量密度分布的扰动，对于反应 堆的运行安全与提高功率都有直接的影响。由于控制棒的插入使 得堆内轴向通量密度分布更不均匀，在通量密度凸峰处燃料元件 局部过热，容易造成元件事故，由于通量密度不均匀性的提高，堆的平均功率也应降低，所以了解控制棒对轴向通量密度场扰动 的规律，并采取措施限制或减少这一扰动，对于堆的安全运行，无疑是重要的。55图13均匀堆热中子通量密度与体积释热率分布56图14压水堆三区布置时的归一化功率分布10050%/1,中子产生占优势，堆内中子数将随时间而增加,反应堆处于超临界状态。Ke仟vl,中子消失占优势，堆内中子数随时间而减少，反应堆处于次临界状态。Keff=l,堆内中子产生与消失 相平衡，堆内中子数将稳定在一定水平上，反应堆处 于临界状态98反应性概念总是会由于这种或那种因素而使之偏离1。记 K=Keff-l 称之为过剩增殖系数，它代表堆内有效增殖系数超 过临界的余额，作为反应堆超临界度(或次临界度)的一 种量度。在应用中往往用过剩增殖系数的相对值p来表示，简称之为反应性:p=(Keff-1)/Keff 通常使用的工程术语是PCM;PCM=10-5 p 反应堆在运行过程中，反应性将不断发生变化。99反应性概念-变化的原因有以下几种：-(1)燃料和重同位素成份的变化。易裂变核燃料吸收中子而消 耗；可转变核材料吸收中子产生易裂变核燃料等。(2)裂变产物的产生与积累，造成“中毒”和“结渣”效应。(3)温度效应：由于堆内温度的变化，影响各种材料的密度和截面，从而使Ke仟发生变化。(4)其它效应：如空洞效应，气泡效应等。由于以上原因，要保证堆在额定功率下运行一定工作期，必需储 备必要的后备反应性以补偿上述各项所引起的反应性变化。为了 满足实验幅照的需要以及为了调节功率和保证堆的安全停闭，还 需要附加额外的反应性当量。100j反应性与反应性的控制影响反应性变化的各种因素(1)燃料和重同位素成分的变化 在反应堆运行期间，因燃耗而不断减少，也会 因吸收中子而生成同位素PIP”PIP。等，造 成堆内各种重同位素成分的变化。PU239是很 好的易裂变材料，在堆内也要发生裂变反应，这样就延长了堆的换料时间或称之为堆的换料 周期。101反应性变化的各种影响因素(2)伍毒、碘坑与结渣 伴随着核燃料的裂变，各种裂变产物及次级产物将随 之产生并积累起来。这些产物吸收中子直接影响(仟。在几百种裂变产物中，对反应堆链式反应危害最大的 是伍(Xe135)o它的半衰期短，随运行工况的变化而 变化较大；X35的热中子吸收截面a a=2,7X106巴,吸收中子最多。因此直接影响堆的运行状态。为了与 其它裂变产物相区别，称之为“猷毒”。Xe135反应 堆中的产生有两种途径：第一是由U235裂变直接产生，产额r Xel35=0.003,即相当在一千次裂变中产生3个Xe核。102反应性变化的各种影响因素 第二是由裂变产物硅（Te135）经过两次。衰变得到。U235吸收热中子裂变直接生成Te135,其产额r Tel35=0.061o Te135经B衰变而很快衰变成碘（口35）（半衰 期30秒），口35又经B衰变（半衰期6,7小时）而产生 Xe135：u235f 裂变f Te135f P-30秒f 1135f p-6.7/J0,当堆受到外界干扰温度上 升时，因正温度效应引起Keff增加，Ke仟的增加又会造成堆功率增 长，使堆芯温度增加。如此循环下去，如果不加以控制，最终会 导致反应堆烧毁。反之，如果因堆内温度下降Q什就会下降，堆内功率也要下降,这样堆内功率会进一步下降，如此循环最终将导致堆自动关闭。-所以一个反应堆如果是有正温度系数，堆就不能稳定运行。如果 堆是有负温度系数，即 0,因此中子 通量密度随时间按指数规律增加，而在停堆或降功率时，由于/KvO,因此中子通量密度就随时间按指数规律下降。140瞬发中子的时间特性 举一个中子通量密度按照上述方程变化的一个具体例 子：假设有效增殖系数突然增加0.001,即 z1Keff=0.001,中子的平均寿命为0.0001秒，则中 子通量密度每隔01秒就增长e倍，那么在1秒内就要增 长ei。倍，即2义1。4倍。.（p（t）=（p（0）e,Kx（t/i）一一（pt/（p0=e ooixt/o.oooi.（称为 反应堆周期Tp=0秒）=e.显然，如果中子通量密度像上述那样迅速增加，反应堆就很难控制了。但实际上,还有缓发中子的作用，因此反应堆中子通量密度的增加就没有那样快了。141影响功率的因素 2缓发中子的时间特性 我们已经知道铀核裂变时，除放出瞬发中子外，还放 出缓发中子。缓发中子平均寿期最长的是80.6秒。因 为缓发中子的存在，使全部中子的平均寿命增加了。考虑缓发中子的影响后，反应堆内中子的平均寿命为 0.085秒，与中子平均寿命为0.0001秒相比约大 850倍。因此，中子通量密度增加e倍需要85秒时间（周期Tp）,比起不考虑缓发中子的时间01秒要长得多。这样反 应堆就完全来得及控制了。可见缓发中子在反应堆控 制中起着很重要的作用。142缓发中子的时间特性 还必须指出，虽然考虑了缓发中子使反应堆周期延长，但反应性 的变化不能太大。可以从中子动力学方程推导出，当/IQ仟一次增加量等于或大于 缓发中子的总份额时（什工0。007）,反应堆中子通量密度 增长e倍所需时间就与缓发中子无关，仅仅由于瞬发中子就能使 中子通量密度迅速增加。这种仅仅由于瞬发中子就能使反应堆达到临界的状态，叫做瞬发 临界。这样，反应堆就无法控制了。因此，在设计中要求控制棒 提升或其它因素所引入的正过剩增殖系数不能过大，以保证反应 堆的安全。143反应堆启动速率与反应性关系的工程应用Keff改变之后，瞬间t=Tp时将达到一个稳定值，若中子增加e倍，时间Tp称为周 期。启动速率与反应堆周期的工程应用关系公式:SUR=26/TpSUR是以每分钟10进位数（DPM）为单位的启动速率；SUR=1 DPM 反应堆的功率水平每分钟增加到原来的10倍周期Tp=26秒；该关系式表明，在Keff 一定小的变化时根据缓发中子（dHayed neutrons平均寿命1381秒，007）反应堆是可控超临界；在Keff 一定大的变化时根据瞬发中子（prompt neutrons平均寿命10秒，Keff三1.007）反应堆是不可控超临界；缓发中子来源于裂变产物，一些裂变产物在衰变过程中发射中子；该“缓发中子”进入链式反应系统；这种时间延迟对于链式反应来说相当一种自然控制原理。144反应堆启动速率与反应性关系曲线145中子总数变化的倒时数近似法（提升功率）倒时数（inhour）反应性单位（约2,36PCM）,周期Tp等于一小时；中子总数的重要性是因为裂变率正比中子总数；-中子总数和裂变率起点低（人工源水平）；-改变反应堆成分（控制棒）允许中子总数增加（几个数量级）提升功率;-重新调节控制棒恢复临界，并且维持稳定功率。标准压水堆核电机组：中子通量密度变化范围：IO110n/cm2-s;范围大约12个量级分为：源区段，中间区段，功率区段。切尔诺贝利事故的科学背景：初始事件为反应堆物理的瞬发临界引发堆芯融化、爆喷、放射性向周围环境大量释放。146JI影响功率的因素 3,温度效应-反应堆在启动、停堆、功率调节过程中，或在外负荷有所改变时，反应堆内核燃 料、冷却剂和慢化剂的温度会发生相应的变化，引起反应堆的反应性发生变化，这种现象通常称为反应堆的温度效应。总的温度效应主要包括以下几个方面：-(1)冷却剂、慢化剂单位体积内的核数变化，使慢化中子的能力改变；(2)核燃料的密度变化，使单位体积内核燃料的核数发生变化；-(3)反射层的密度变化，使中子反射能力改变；-(4)温度变化引起堆内材料的热中子吸收截面改变；(5)核燃料温度变化，使超热中子的吸收性能改变。为了衡量温度效应的大小引进反应性温度系数这个物理量，它表示温度变化1度 所引起的反应性变化量。通常把反应堆的温度系数分为慢化剂温度系数，核燃料 温度系数等。-在大多数情况下，慢化剂温度系数是负的。但大功率带硼运行的压水堆的慢化剂 温度系数也可能是正的。正的表明当温度升高时，反应性也随着提高，负的表明 当温度升高时，反应性随之下降。147jl温度效应 温度系数对反应堆的内在稳定性有很大影响。如果反应堆具有负的温度 系数，那么，无论什么因素使反应堆内温度升高时，由于负温度系数的 作用，反应性就会降低，结果裂变速度也就降低，裂变放出的能量减少,从而阻碍温度的升高。这样的反应堆对于温度变化具有自稳定性，说明 温度系数对反应堆有自动调节的作用。如果反应堆具有正的温度系数，那么，当反应堆的温度升高时，由于正 温度系数的影响，反应性就随着升高，结果裂变速度也随着加快，裂变 放出的能量增大，从而使温度进一步提高。这样的反应堆对于温度是不 稳定的。也就是说，具有正温度系数的反应堆不具备自稳调节性，只有 藉助于控制棒的移动才能使功率维持在某一水平上。-因此，在设计反应堆时，尽量将反应堆设计成具有负温度系数的。核燃料的温度系数表明燃料温度变化I度而引起的反应性变化值，就是通 常所说的多普勒系数，它是一个负值。造成负温度系数的原因是由于 铀一228截面的共振吸收峰随温度升高而加宽，这使得铀-238的共振吸收 增加，反应性降低148核反应堆及核动力装置的功率控制-二、核反应堆功率控制原理-为保证反应堆能安全可靠地运行，必须具备一整套相适应的控制 保护系统，去执行下列任务：(1)启动，停堆以及改变反应堆的功率 通过直接控制反应堆内的中子数目来改变反应堆的有效增殖系数。-当反应堆启动和提高功率时，使Ke什略大于1,则反应堆超临界，中子数目增加，核反应增多，功率就上升，直至达到所要求的功 率水平时，再维持心仟=1。-当反应堆降功率或停堆时，使仟VI,反应堆处于次临界，中子 数目减少，功率下降，直至达到所需功率或完全停堆。149.核反应堆功率控制原理(2)抵消过剩反应性，补偿燃耗 如果要反应堆在稳定状态下工作，必须保持&ff等于1,也就是说必须维 持反应堆处于临界状态。但是，如果一个堆建成时正好是临界，那么它 就不能维持多久，因为燃料的消耗，裂变产物的积累会使有效增殖系数 降低。因此建造一个动力堆应根据所要求的运行期限，第一次装入堆内 的裂变燃料远比最小临界质量多得多。这样，反应堆在初始时Ke。1,需要用控制棒、硼酸溶液和固体可燃毒物等来抵消这部分过剩反应性。以后随着运行过程逐步地将控制棒提出，或把硼酸浓度稀释，来释放过 剩反应性，补偿燃耗。到运行周期末需换料，并向堆内补进新燃料。(3)维持功率水平 由于运行时的各种原因，会使反应堆功率偏离指定值。为了维持一定功 率水平，用控制棒的自动调节来抵消各种引起功率波动的因素。150.核反应堆功率控制原理(4)保证堆的安全-反应堆在运行过程中可能会发生事故或出现某种紧急情况，控制保护系统应能快 速动作，及时制止事故的发生和发展，以保证反应堆安全。前面已经提到，由于反应堆内核反应速率非常快，一般的加料、卸料等机械办法 是来不及控制核反应的，主要是通过控制堆内中子数目以改变反应堆的核裂变数 的方法来进行控制。通常采用下述几种控制方法：(1)增加或减少核燃料；(2)增加或减少慢化剂；(3)增加或减少反射层；(4)增加或减少中子吸收剂：包括控制棒、硼酸溶液和固体可燃毒物。最常用的是采用控制棒直接通过快速传动机构插入或抽出堆芯来改变中子数目。-在停堆时，将控制棒插入堆内，大量中子被吸收体吸收，使KeffVl,链式反应就逐 渐停止。启动时，将棒慢慢提起，使&ff 1,中子数目越来越多，裂变反应增加,功率上升，当达到一定功率时，将控制棒保持在一定位置上，使堆内产生的中子 与损失的中子平衡，反应堆就维持在一定功率下运行了。反应堆的控制过程中，由于参数多，时间短，准确性要求高，因此，一般都设计 成手动、自动相互独立的控制系统，以确保安全可靠。151金四堆及核动力装置的功率控制-三、压水堆功率控制 压水堆控制的目的在于使压水堆的状态参数维持在运行工况的规定范围 内，或改变压水堆的状态参数使其达到给定值的规定范围内。压水堆主要控制系统有：反应性控制和功率分布控制；功率调节系 统；一回路系统压力控制；稳压器水位控制；蒸汽发生器水位控 制；蒸汽排放控制。1.反应性控制和功率分布控制 压水堆的反应性控制主要通过改变控制棒在堆芯中的位置来实现，控制 棒组件，由16根（15X15排列的燃料组件）、20根（16X16排列的燃料组 件）或24根（17X17排列的燃料组件）组成，上端固定在星型架上，控制棒 为圆柱形棒，内装银-锢-镉材料的中子吸收体，插在燃料组件的控制棒 导向管内。对于燃耗和债中毒引起的缓慢的反应性变化，通过改变冷却 剂中的硼酸浓度来补偿。核反应堆补给系统通过注入硼酸（硼化）或注入 无离子水（稀释）来调节冷却剂中的硼酸浓度。手动或自动改变控制棒在 堆芯中的位置和布置，以及冷却剂中的硼酸浓度，来控制堆内的功率分 布，以展平径向的功率分布，并消除轴向的功率畸变。152土压水堆功率控制-2.功率调节系统-根据汽轮机冲动级的压力和反应堆冷却剂的平均温度，操纵控制 捧在堆芯中的位置，以调节反应堆的功率，使其与汽轮发电机组 的出力相匹配。同时根据反应堆轴向功率偏差信号，手动或自动 调节冷却剂中的硼酸浓度，调整控制棒在堆芯中的位置，以调节 反应堆轴向功率分布。-(1)调节特性-压水堆具有良好的自调特性，但随负荷变化参数波动很大。为改 善调节性能，必须让控制棒参加调节。压水堆核电厂的调节特性 有：平调节特性；过调节特性；中间调节特性；组合调节特性。153功率调节系统-(2)调节系统的组成-该系统由四个电子逻辑回路组成，即主控制回路，整定值确定回 路，出力不一致回路，控制棒驱动回路。-主控制回路在实际运行时，压水堆各回路的平均温度可能有 差异。为安全起见，将各回路的平均温度输入信号送到高参数选 择器，选择其中最高的回路平均温度参数作为控制信号。然后经 滤波线路，除去噪音，经相位补偿线路，补偿由于一回路冷却剂 的热容量而引起的信号时滞。上述补偿校正后的信号输入信号比 较装置，与给定的整定值相比较，其偏差就作为控制棒驱动回路 的控制信号。154调节系统的组成 整定值确定回路 按照选定的调节特性，根据汽轮机的出力，给出相应的回路冷却平均温度整定值信号，进入信号比较装置。汽轮机出力信 号可通过下述方式测得：测出高压缸第一级冲动压力，它正比于汽轮 机的出力；测出电厂发电部分的功率。一般采用的是第一种方式，其 中整定值程序器的输入输出特性由所选择的调节特性确定。延滞补偿用 来使整定值信号产生时滞，当出现微小急剧的负荷波动时，由核电厂的 回路热容量来补偿这些负荷波动，没有必要使反应堆功率跟踪这类负荷 变化，避免控制棒过于频繁地来回调整。出力不一致回路输入端引入汽轮机第一级冲动压力信号及核反应堆 中子通量密度信号。其偏差反映过渡过程中堆功率和汽轮机出力不平衡 情况。采用前馈原理，经微分电路，二次放大后，输入信号比较装置，以加速控制系统的响应速度，提高系统的稳定性。第一级非线性放大，使不平衡量越大响应速度增加越快。为减少高出力时功率调节系统的超 调量，设有第二级非线性放大，其增益随汽轮机出力增加而减少。155调节系统的组成控制棒驱动回路根据信号比较装置的输出信号，动作控制棒。控制棒的动作速度正比于该输出信号的大小，但不能超过最大允许速度。其 特性曲线由信号放大环节确定，为了在平衡点附近，消除控制棒驱动电 机开关线路的强制振荡和自激振荡，特性曲线在零点附近设有不灵敏区 和滞后特性。控制棒驱动回路还设有联锁装置，在核反应堆运行不正常 时或控制系统故障时，禁止提升控制棒。联锁装置还允许转换到手动控 制。控制棒驱动电路受停堆断路器矩阵控制，当控制棒驱动电源断开时 或接到冗余紧急停堆信号时，功率调节系统的控制棒和其它控制棒一起,自动下落，插入堆芯。压水堆上共有30-50多束控制棒，它们分成若干个控制棒组。在正常运行 工况下，大多数控制棒组都处在堆芯上部，仅12组控制棒组插入堆芯,受功率调节系统控制，进行堆功率调节。其中一组工作，一组处于热备 用状态。每一组控制棒又分成两个子组，它们交替移动，以便使每一步 获得较小的反应性变化增量。每一子组内的所有控制棒束同时移动。控 制棒束的移动速度为每分钟672步。156功率调节系统（3）轴向功率分布调节 有两种不同的调节方式。第一种方式为美国80年代开发的，其基本原理是将堆芯外长中子电离室 测得的轴向功率偏差信号与目标带信号进行比较。轴向功率偏差定义为 上、下部电离室电流之差。目标带与堆功率、燃耗和猷浓度有关。如果 实测的轴向功率偏差超出目标带，则自动驱动补给系统进行硼酸浓度调 节。根据偏差值在目标带外的左或右，决定进行注硼或稀释操作，使控 制棒做相应的动作，将偏差值调回到目标带内，从而保证了轴向功率分 布在允许的限值以内。第二种方式为西德80年代开发的。控制棒束被分为两类：一类称L组（即 负荷组），占控制棒束的多数，另一类称D组（即多普勒组），共4组。在 满功率稳定运行情况下，L组控制棒仅插入堆芯1/10高度左右，在此位 置有较好的功率分布控制能力。D组控制棒除一组插入堆芯较深外，其它 三组与L组控制棒插入同样深度。157轴向功率分布调节 在负荷缓慢变化（每分种小于1%）的情况下，D组控制棒进行调节，根据需要依次 提起或插入堆芯到相应位置。操纵D组棒可调节约30%的功率。由于D组棒是冷却剂硼酸浓度调节器的输入信号，故通过注硼或稀释调节，在瞬态过程结束时，使 D组棒回复到它们的给定位置。当负荷变化较快（每分种大于1%）时，L组和D组控制棒一起进行调节。由于L组棒 的位置是D组棒位置定值参数之一，当L组棒位偏离整定值时，D组棒便移动。若 一组棒不足以补偿，第二组、第三组、第四组D棒相继移动，使L组棒返回其给定 位置。由于D组棒动作比较迅速，因此控制棒位置调整的瞬态过程很快终止。这 时，由于温度效应、管中毒引起的反应性变化将由D组棒来补偿，当D组棒超出限 定的位置时，启动硼控系统进行补偿。由于两组棒都返回到给定的位置上，因此 反应堆轴向功率分布得到了调整。当功率分布变化时，轴向功率分布测量装置给出畸变信号，功率分布控制器给出L 组棒的设定值，D组棒便进行调节，通过功率调节系统，使L棒移动到允许限值内。堆启动和停闭期间，核反应堆功率使用中子通量密度信号进行调节。158土压水堆功率控制-(4)功率调节系统性能要求 典型的功率调节系统要求在15%至11100%的功率范围内稳定工作。在出现10%阶跃负荷变化后，使电厂恢复至平衡状态而不导 致事故停堆、蒸汽排放或卸压阀动作。当出现(每分钟5%线 性负荷变化时，系统有较好的负荷跟踪能力。并且在负荷变化之 后，将核反应堆冷却剂平均温度维持在调节特性规定的限度内。额定功率的15%以下，采用手动控制。159核反应堆及核动力装置的功率控制I、核反应堆的仪表控制系统 在近些年开发的大功率反应堆上，各种情况都是由仪表用数字、曲线、灯光等直 接显示或打印出来。如果反应堆内的功率、功率上升速度、温度、中子通量密度、压力、冷却剂流量、放射性剂量等任何一个或几个参数，出现不正常的变化，反 应堆中央控制室的仪表，除了对数据进行自动显示和记录供人们分析外，还提出 相应的音响和灯光信号，提醒操纵人员注意。这些信号，人们称为警告信号。警 告信号离事故的发生还很远，仅仅有一点出现事故的苗头。如果操纵人员采取的措施，未能使情况改善，反应堆的功率、温度、中子通量密 度，冷却剂流量、压力、放射性剂量等，继续向事故方向发展，超过了预定的安 全警戒限度时，不需要操纵人员去扳动开关，安全棒就会自动释放并插入反应堆，中止链式反应。因此对事故的侦察、判断和反应，都由设备自动完成，各种信号 的传递，是以光速进行的。对事故做出反应的时间，仅仅决定于探测仪表对所探 测的参数的跟随速度即响应时间，以及控制棒插入反应堆的速度。目前快响应的 探测仪表的研制，使得反应堆内中子通量密度、温度等的变化，能更快反映出来，从而进一步加快了对事故的反应速度。160.核反应堆的仪表控制系统-反应堆里人们预定的各种安全警戒限度，与反应堆的事故工况相比，相 差还很远。这就是所谓安全裕度。因此远在反应堆出现事故以前，反应 堆的事故停堆系统就已经自动地将反应堆关闭。反应堆里与安全有关的 各种控制系统，是按三取二、四取二等原则进行设计的。也就是说，同 时有几台仪表各自独立地进行同一参数的监测。只有当三台或四台仪表 中有两台同时发出停堆信号，才会自动停堆。这样一来，即使一台仪表 出现故障或发出错误信号，都不会影响安全系统作出正确的反应。即使 与一个参数有关的三个或四个监测系统全部失灵，对相关参数进行监测 和控制的系统，也会保证反应堆能自动做出正确的响应。161j第七节堆保护系统的工