CN1043032A - 压水核反应堆的控制方法和实施这种方法的反应堆 - Google Patents
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Abstract
一种包括多根有选择地分别安置在反应堆堆芯里的控制棒的PWR控制方法。代表功率水平(如堆芯的平均温度),控制棒现行位置和堆芯轴向功率偏移的工作参量的现行值可被测量。当工作参量和现行值和给定值的差超过预定死区范围,或堆芯轴向功率偏移超过参考值时,应计算堆芯反应性所改变的量。通过关于所说类型反应堆的模拟程序,确定哪些棒可以移动以及移动的量,以使上述差值限制在死区范围,偏移接近参考值,同时使焓增加系数最小。
Description
本发明是关于控制压水核反应堆的一种方法。在该方法中,当代表现行堆芯功率和给定功率(诸如堆芯的平均温度)之间差值的监测或工作参量离开称为“死区”的给定范围时,需要改变堆芯控制棒的位置,以避免轴向功率偏移和参考值之间的差值的增加。“轴向功率偏移”一词,即堆芯上下半部的中子通量与通量总和之比,或代表通过堆芯冷却水通量不平衡性的一种参量。
人们已经知道了上述类型的一种控制方法(EP-A-O,051,542或FR-A-2,493,582)。其控制棒含有一种不易产生裂变同位素的强中子吸收材料(如,铪),其含量可使控制棒具有足够的抗反应性或能完全满足负荷跟踪(当把控制棒完全***堆芯时,一般约为1000pcm)。控制棒通常由一束棒组成,每根棒都有一个内装中子吸收材料芯块的外壳。
EP-A-O,051,542文件提出的控制规则如下:
-如果工作参考位于死区以外,则要选择所计算的棒组的位移速率和方向以响应做为工作参量数值和符号函数的轴向偏移(以避免增大实际值和参考值之间的差);
-如果工作参量位于死区内,则要改变棒组的位置以减小轴向偏移,只有当实际的现行值与参考值之间的差超过给定的阈值时,才通过改变硼的浓度以补偿棒组位置的改变所引起的差值增大。
在前述的公知方法中,除了使用控制棒(和停堆棒,停堆棒通常是和堆芯分离的,只有当关闭反应堆时才***堆芯以使反应堆保持在关闭状态),还要把硼以复合物的形式溶于冷却水中;硼的含量是不断变化的,以便补偿特别是因燃料耗尽所引起的反应性减小,以及在发生重大事故时大幅度增加抗反应性。通常硼的初始含量都非常高。为了调节反应堆的功率,更是为了补偿氙中毒的变化,需要经常改变水中硼的含量,而为了改变快速进行的瞬间反应的反应性,就要改变控制棒束的位置。
把硼溶于水中形成主冷却剂是很有好处的。它所引入的抗反应性遍布整个堆芯。但另一方面,这种做法存在着严重的问题。由于硼的使用会产生大量废液,需要有复杂的设备对其进行处理。硼酸会腐蚀一些材料,特别是会腐蚀锆基合金的外壳。
另一个缺点是在发生重大事故时,完全停靠注入硼来关闭反应堆是很危险的,因为硼的注入***,其自身结构有一个可观的时间常数。既使把溶解硼作为主要的控制因素,吸收棒也还是必须具有足够的抗反应性以满足紧急关闭反应堆的需要。负荷跟踪要求尽快减少硼的含量。这对于在正常运行状态下,硼含量因堆芯消耗而减少到一个较低值来说,是不可能做到的。
也有这样的方法,就是减少用于形成主冷却剂的水中所要求的最大硼含量和/或在运行期间的硼含量变化。根据FR-A-2,547,447,当需要将反应堆的运行状态从状态4(表示反应堆的实际功率和轴向分布)变为参考状态4C时,在考虑计算结果的情况下,移动控制棒组,并且在可能的情况下,改变主回路中的硼含量。所说的计算是在考虑内部不可控参数,如慢化系数的情况下,通过反复计算,预测外部参数和反应堆状态之间的相互关系,以确定外部参数的变化(特别是控制棒束的位置和硼浓度)。一但关系确定,即可确定接近参考状态4c的最佳外部参数变化。但FR-A-2,547,447文件并没有告诉如何才能确定相互关系,而似乎只考虑了轴向功率分布,重要的是不能忽略径向功率的布置和特别是功率峰值出现的危险。
在堆芯运行期间,从超热谱开始,改变中子的能谱,也可减少补偿燃料消耗的硼含量的变化,保持最初的硼含量。FR-A-2,496,319文件提及这样一种方法,“灰棒”,即具有慢化中子吸收能力的棒,在堆芯耗尽时被移走。取而代之以水,从而提高慢化比,使中子能谱接近热区。反应堆的能量是由“黑棒”束控制的。为此,要用大量的固定检测器在堆芯的许多区域测量局部中子能量,并且当做为额定功率函数的干扰达到最小功率分布截面时选择棒的移动的组合以满足反应性的变化。这一方法包括要对从位于堆芯部分的大量中子通量检测器中所获得的数据进行极为复杂的运算,而且这一方法仍未能完全克服用硼的可溶复合物控制反应堆的问题。
人们还知道其它的控制核电站的方法,这些方法试图减小轴向实际偏移和给定值的差。0,097,488/号欧洲专利申请已披露了这种方法。
本发明的目的,就是要提供一种控制压水反应堆的方法,在反应堆处于正常运行状态时,能够跟踪负荷需要的变化,特别是不用改变形成主冷却剂水的硼含量,对硼含量为零的情况也能够如此。其更进一步的目的,是能够保持两个工作参量接近它们的参考值,即在正常的工作状态下,甚至在被认为是“中间”的温度下关闭反应堆,也不用改变溶解硼的含量,就能保持平均温度接近参考温度,轴向功率偏移接近参考值。其次要目的,就是要避免干扰径向功率分布以达到上述结果。
至此,我们已经获得了上面所述方法的中子吸收控制棒,在冷却剂处于或接近它的正常工作温度时,该棒有足够的抗反应性或能补偿发生在反应堆正常工作状态和要求紧急关闭反应堆事故中的全部反应性变化,在这里;当工作参量位于死区以外和/或当轴向功率偏移分布超过参考值时,当堆芯中焓的增加系数最小时,使用模拟程序预测哪些棒应该移动以使所说的工作参量和/或所的偏移回到它们的正常值。焓的增加定义为在较早的时间时,堆芯出口与堆芯入口的焓值(温度的二次函数)的差。焓的增加系数定义为焓增加的最大值与其在堆芯中(或在堆芯预定的扇形部分)的平均值之比。反应堆的安全运行要求有阻碍反应性变化的冗余度,并且能够在一些棒失效的情况下停止中子反应。
在不采用硼进行控制的情况下,这一结果可通过提供下述条件实现:
“黑”控制棒,仅用于关闭反应堆,而在正常运行期间,把“黑”棒完全从堆芯中移走,和
“灰”控制棒,即介于低中子吸收材料制成的透明棒与黑棒之间的特殊抗反应性棒;
具有完全独立的处理***:
如果作为一个整体的“灰”控制棒具有足够的抗反应性或“性能”,冗余度就是即使一根棒束失效仍能紧急关闭反应堆。
对于变能谱反应堆,停堆棒的抗反应性与控制棒的抗反应性的总和必须能完全满足需要,当把这些棒全部***堆芯时,甚至在形成冷却剂的水的温度从正常运行状态下的值减小到中间值的情况下也可以避免临界状态的出现。这样,除了在冷却冷却剂时关闭反应堆以外,就不再需要注入硼了。
由于需要大量的“灰”控制棒(通常每根“灰”棒的抗反应性基本上是黑棒抗反应性的一半,例如是75Pcm而不是150Pcm),所以,将棒分成两组进行布置是比较好的,一组棒(或其控制机构)的每一根棒同另一组棒(或其控制机构)的每一根棒同轴放置。由此可以减少穿过反应堆容器顶盖的棒的数量。
本发明提及的控制方法有许多优点。由于在正常运行期间,不需要冷却水中含有大量的硼,作为温度函数的反应性变化系数总是一个绝对值很大的负数,这对于所有使堆芯温度趋于升高的意外都是有用的。由于棒具有很高的抗反应值,这意味着既使蒸汽管道破裂,反应堆也不会有任何出现临界状态的危险。氘的产生减少了。预测棒(或棒束)位置改变的选择方法,可以避免或减少在进行反应堆“负荷跟踪”时,中子通量的径向分布峰值系数。
本发明还提供了一种通过上述方法控制的反应堆。
从下面描述的按照特定的实施例的方法和反应堆,可以很好地了解本发明。然而本发明并不为实施例所限制。说明是参考附图进行的。
图1是典型反应堆堆芯部分水平截面的控制棒分布示意图;
图2是根据实施例,在一个周期期间内,控制棒***反应堆堆芯的抗反应性的示意图;
图3A,3B和3C分别表示的是轴向功率偏移变化的例子,焓增加***FΔH变化的例子和根据***堆芯的抗反应性,控制棒在图1所示反应堆的一个六角形断面上位置变化的例子。
图4表示的是做为反应性函数的控制棒的可能的分布位置,这和图3C所示内容是完全不同的;
图5表示的是在最热扇形组件中,焓增加系数FΔH(在最热通道中焓的增加值与所有通道平均值的比)的变化曲线,这里,FΔH是ΔH的函数;
图6是本发明方法的总流程图;
图7是与图6相似,表明实现本发明的变化了的流程图;
图8表示了实现本发明的另一流程图变型,这里,减少了径向不平衡。
对于现将描述的实施本发明的实施例,可以认为它代表了一种用于压水动力反应堆的,例如一种功率为1300兆瓦的反应堆的方法,其堆芯由一些横截面为六边形的燃料组件并列组成。虽然本发明也适用于堆芯由排列成正方形矩阵的燃料组件组成的反应堆,但是,这里将不对反应堆的总体结构进行描述,因为它的结构可以和象EP-A-0,231,710文件中所描述的那种压水反应堆的结构相类似,这种反应堆目前正在研制中。
本发明还适用于前面提及的0,097,488号欧洲专利申请所描述的合并有反应堆的整个发电站。
可以认为堆芯由六角扇形部分组成,而这些扇形部分具有相同的结构,基于这个原因,图1只完整地给出了两个扇形部分。
如图所示,每个扇形部分包括39个燃料组件(不计堆芯中央的组件),每个组件安装在控制棒的***机构上。由图上白六边形表示的8个位置10用于安插停堆棒,由于停堆棒具有很强的中子吸收能力或具有很强的抗反应性,价值,所以把停堆棒叫做“黑”棒。因此,反应堆总共包含48个停堆棒,足够在正常运行温度下,单独关闭反应堆。每根停堆棒由***相应燃料组件导管中的棒束组成,棒束中的每根棒都有一个包含许多个中子吸收材料芯块的外壳,可以看出,在以后的正常运行中,反应堆总共具有的49组停堆棒束要完全从堆芯中移出(即,被装纳在反应堆内的上部)。
每个扇形部分还设置了20个燃料组件位置12,当反应堆运行一段时间后,从堆芯中移出的棒就安插在这些位置上,所说的一段时间是对应于一个周期全部持续期间的一部分。安插在20个位置12上的棒含有可燃中子毒物,在运行相的最初阶段,这些毒物逐渐被消耗用以补偿燃料的损耗。这些棒无需全部一块提起。根据燃料的损耗程度,先提起第一组棒(棒束),然后,在短一点或长一点的时间之后,再提起第二组棒束。要对棒束组进行选择以免干扰径向功率分布。可消耗毒物棒束12的***程度,与燃料的控制无关,并且可以选择成使径向功率分布尽可能为一个常数。可以采用一般方法来控制这些棒束,这里就不再描述了,只是应当注意这些棒束有可能改变中子能谱,当把这些棒束从堆芯中移走时,水将侵入这些曾装有棒束的导管,这将提高堆芯的慢化比。EP-A-O,231,710文件中的例子描述了,如果棒束中含有可转换材料,则将会加强中子能谱向低能级变化的效果。
最后,图1中画有阴影线的六边形所表示的位置14用于容纳控制棒。这些棒也是由吸收棒束组成的。为了减少因控制棒所必须的位移而从顶盖上穿过的数目,在每个位置14上,预备两个相互独立的棒,并且由两个同轴或并排放置的机构来控制这两个棒将是有利的。
用于独立地移动在堆芯里占据同一燃料组件位置的两个控制棒的装置是公知的。一些装置能够进行完全独立的位移。为了简化,对这种装置通常有一个限制:因结构而定,两根棒中的一根***堆芯的程度总是小于(至少不大于)另一根棒***堆芯的程度(当另一个棒完全***堆芯里时,或者甚至只被降低些)。
如图1所示,堆芯的每个扇形部分包括6个均匀分布的位置14,每个位置都用于安插一组的两根控制棒。
图2表示的是一个因控制棒的***或移出而在堆芯中所产生的最大总抗反应性的实施例。图2对应的是这种一种情况,在新堆芯的最初阶段,所提供的总的抗反应性按下列方式分为:
燃烧储备(在扣除可消耗毒物影响之后) 1000PCM
控制区 500PCM
功率运行区 2000PCM
氙影响的补偿 2000PCM
允许反应堆在100%的额定功率的条件下运行,当堆芯为新的时,由放置在位置12上的6×20组可消耗毒物棒束吸收1000PCM的燃烧储备。当堆芯是新的,并且不存在有氙中毒时,位于位置14上的控制棒束必须提供和氙中毒最大可能量相对应的抗反应性。通常当完全***时,控制棒必须具有至少为5500PCM的抗反应性。
图2以举例的方式表示了一个典型的按时间发生的演变,而且其顺序为:
-氙饱和的条件下,在100%的额定功率运行(点A);
-通过50%的额定功率点(点B);
-在50%额定功率稳定运行(由于氙的缘故,伴随有抗反应性的变化)(C点);
-在没有改变氙含量的情况下返回到100%额定功率运行(点D);
-氙抗反应性逐渐减小(点E)。
参照图3A,3B,3C说明实现本发明的控制方法,假设目的是为了保持:
-一个由堆芯出口处的实际温度和参考温度之间的差所形成的控制参量,位于+/-3℃的死区内;
-一个实际轴向偏移和参考偏移的差,在+/-3°%的范围内(图3A);
-焓增加系数F.ΔH,位于最小值而且在任何情况下都小于1.3(图3B)。
可以计算单个燃料组件的焓增加量ΔH,也可以计算部分堆芯的焓增加量,甚至可以计算整个堆芯的焓增加量。对于所研究的部件(燃料组件,部分堆芯或整个堆芯),根据作为温度的二次或三次多项式函数的入水口和出水口的温度,按所要求的精度,可以计算出它们的焓增加量。当要求考虑组件中冷却水的传送时间时,被比较的入水口和出水口的温度则不需同时进行测量。
图3C表示的是***堆芯的抗反应性的可能变化(假设控制过程的进行使轴向偏移差或偏差保持在小于+/-3℃的数值),在这种情况下,构成控制棒的棒束分布如图1所示。图1中数字1至6所表示的六个控制棒束的位置,在图3C中也可以找到。加有记号 a的数字表示的是两组棒中***堆芯较多的一组棒,而加记号 b的数字,表示两个棒组中***堆芯少一些的一组棒。可以看出,当***的抗反应性不超过2000PCM时,只有 a棒组***。另外,为了保持轴向偏差在17%和20%中间,则必须使用 a棒组和 b棒组,图3A表示了这个差的变化。
从图3A中可以看出,当抗反应性大约为3000PCM时,轴向偏移差变化不连续,这是为保持焓增加系数F.ΔH基本为最小值所必须的,而且在任何情况下,焓增加系数F.ΔH都应小于1.3(图3B)。
现将说明如何利用本发明的控制方法操作一个反应堆的实施例。反应堆的堆芯的结构如图1所示,假定对六个扇形部分中的每一个的控制都是独立进行的,而且有关的条件已经为图3A和3B所确定了的。
对于一个给定的反应堆,可以确定出每个燃料组件的焓增加系数与各扇形部分中棒的位置之间的关系。具体地讲,通过预先计算出的“影响函数”fij的线性集合,可以确定出最热燃料组件的焓增加系数E=FΔH。
Ej=Eoj+Σi fij×(ri) (1)
这里:
-Eoj表示起始焓增加系数FΔH;
-每一个函数fij代表了在起始条件Eoj的基础上,棒i对Ej的贡献;
-ri项代表的是因棒i的移动而引起的抗反应性的变化,i=1a、1b、……6b;
-Ej表示的是因棒束移动引起变化ri后的焓增加系数,为了方便,把下面所描述的棒束看作为1a,1b……6b。
当反应堆的状态有很大改变的时候,可能有必要适时修改影响函数。为此可以采用三维在线功率分布计算。
如上所述,按照本发明的控制方法对控制参量的任何变化都产生反应,通过改变至少一根控制棒的位置,而使控制参量脱离开死区,这根被移动的棒移动的方向和幅度,至少是这样被确定的,要使:
-控制量回到死区里,
-轴向偏移保持在/或恢复到认可的范围内(图3A),
-焓增加系数最佳。
首先要进行的工作包括,计算反应性变化,这是使扇形部分的平均输出温度回到参考或整定值所必须的;然后,使用模似程序选择棒(或棒束),所选择棒(或棒束)的移动将实现上述的变化,同时使F.ΔH最佳。
为此可以采用图6流程所表示的对策,这个对策是指经过几个控制循环,直到使所预测的反应性变化和所必须的变化之差小于给定值为此。
1.第一步工作是随机选取一批棒:
- 一根棒,是扇形部分棒束的六根,或者更多,一般为几根棒中的一根(暂且假定六个扇形部分中的六个相互对应的棒按同一数值重新定位);
- 一个位移,是所有位移中的一个(包括零),这些位移的幅度使由移动所引起的反应性变化在所要求的反应性变化的给定范围之内,例如对要求变化-5PCM的情况下(如图6所示),移动可以是全部移动中的任意一个,而由它所引起的变化在(-5+10)=+5PCM和(-5-10)=-15PCM之间。
然后,通过计算校验所选择的位移所引起的轴向偏移差没有偏差许可的范围。
如果条件不满足,则放弃已被试过的位移,并且重新排出棒组,以便选择其它的棒和/或其它的位移。
重新进行计算并且重复这些操作,直至轴向分布条件被满足时为止。
2.当轴向分布条件被满足以后,根据用公式(1)计算出的尝试位移。产生焓增加系数的演变(FΔH),例如,如果起始状态为Eo,选择的是棒束2a,而且棒束2a的模拟位移使抗反应性从(2a)变成(改变了的2a),那么,对于最热组件所得到的状态E1为:
E1=E0+F1a(1a)+…+f2a(2a,改变了的)+…+f6b(6b)
a.如果E1-E0=Δ(FΔH)是负数或零,则认为位移是令人满意的,并被存储起来。
b.如果Δ(FΔH)是正的,则由Δ(FΔH)绝对值所决定了的位移概率P,指定为0和1之间。
P=exp〔-Δ(FΔH)/KT〕
概率P是根据玻尔兹曼定律,把能量分布作为温度的函数而推导出来的函数,基于这个原因,用KT来表示指数函数的常数分母。
在本方法的初始阶段,给定的KT值非常大,以便对于任何Δ(FΔH),表示P的负指数函数的数值都接近于1。
通过计算由尝试位移导出的Δ(FΔH)=E-E0的数值,确定的一次P的值,随机选择为0和1之间的任意数值;有利的比例中项的选取,即P和0之间的选取。应使比例中项等于概率P。
-如果棒组的选取的结果是正的,即如果随机挑选的值小于P,则认定值E1为额定值。
-如果情况相反,则不计及这个结果,即舍弃所尝试的棒和位移量,并且重新按图6的第一循环,随机选取其它的棒和位移。
当***处于概率接近1的起始条件时,在0和1之间的几乎所有的分组选取的数量产生的结果都是正的。本方法有效地利用计算线路或程序,其计算正选取数和尝试位移总数之比,如果有利的结果出现的太多(例如大于尝试的90%),则KT要减小一个给定增量;另一方面,如果概率太低(例如,小于70%),则KT要增大一个相同的或另一增量,在长期运转中,满意的P值为0.8左右。
重复操作直到选择好棒和位移;然后把选择的值和相应的抗反应性的变化存储起来。
有些时候必须允许沿着一个可以增加FΔH的方向移动棒来进行棒的定位;因为在有些情况下,没有位移可以进一步减小FΔH。
现有技术尝试进行的改变几乎都不进入右方向,因为能够引起***离开函数的次最小值(如图5中所示的),以便寻找更好的最小值。
3.重复模拟程序,直到存储位移的总和(在所讨论的实施例中,是在同一扇形部分中与从1到6的棒的数目有关)在预定的许可范围内能提供所需的反应性变化,然后通过激励棒驱动器进行所有的位移。
如图5所示,对于每个燃料组件,作为ΔH函数的焓增加系数Δ(FΔH)的变化曲线具有多个逐次的最小值。本发明的方法有可能使所选择的位移趋于最小值。但并不需要Δ(FΔH)是可能的最小值。
图4通过举例给出了相对于几种***的抗反应性的典型的棒的配置。
图6的流程可能有许多种变化。具体地讲,可以采用图7所示的流程图,在图7中,只有在随机选择棒和位移之后,有关棒束位移对轴向偏移量产生的影响计算才是有效的。随机选择的棒和位移,应在对FΔH影响许可的条件下,满足抗反应性变化的要求。
下面对图7的流程图将不再详述,因为它和图6的流程十分相似。下面所说的流程图将对应这样一种情况,在这种情况中,第一次计算表明所获得的总反应性变化为Xpcm;a、h、Nm和Np为可调整参量,它们的值是通过维数研究预先确定的。缩写代表:
AO:轴向偏差
FΔH:焓增加系数
abs:绝对值
现在我们一直假设所有的棒同属一组,例如,计算之后,在全部六个扇形部分中的棒2a同时移动一个相同的量。这种工作方法不需要考虑功率分布可能的方位、轴向偏移或不平衡。由于力学上或几何上的不规则性,或者(特别是当棒由出现渗漏的液压机控制的时候)由于一根或多根棒的缓慢偏移,可能会产生这种低度的不平衡。
反应堆一般都装有热电偶用以测量从各组件中流出的加压水的温度,并且在堆芯外部设置离子室以便能够测量中子通量。根据从传感器所获得的测试信号,可采用已知编码计算方位不平衡,例如本发明受让人那里提供的“PROSPER”码。不平衡可用谐波表示,谐波的振幅表示偏差量,谐波的相位可确定不平衡的中轴线。通过略微改变一根棒束或几根棒束***程度,使其靠近不平衡的轴线,就能减小不平衡的量,使其低于许可的阈值。
图8表示的是用以减小方位不平衡的控制棒的方法。在图8中,标记20表示的是计算机采用图6或图7的算法,确定出1至6组(或1至12组,如果是双棒束的话)的给定位移。为了取代由1至12(每条指令对应于不同扇形部分的同一组中的全部棒)输出端直接提供的控制指令,计算机向循环22发送指令,指令为幅度指示和方向指示,循环22是响应于输入端24传送的方位不平衡信息计算各棒束所给定的位移。
在简单的实施例中,输入端24只是简单地在同一组棒束间传递六个分布系数,在保持所需要的抗反应性变化不变的条件的时候,由计算机20计算相对于正常位移的偏差。
在更完善的实施例中,输入端24接收6×6(或6×12)维修正系数矩阵用以改进结果。系数矩阵可使用固定编码的单独计算机(未表示)提供。在这种情况下,线路22必须完成由计算机20提供的关于36(或72)根棒的位移矩阵的矩阵乘法,以及系数矩阵的矩阵乘法运算。
无论采用什么办法,线路22在36个输出端(在单棒情况)或在72个输出端(在双棒的情况下)传送各个方向和幅度数据给各个控制机构26。
如果机构26是液压的,它通常包括一个气缸,其活塞支撑着棒和往复式液压驱动器,驱动器的每一次驱动都按预定的幅度将气缸移动一步。由于气缸很可能出现泄漏,从而使棒缓慢下移,可采用复位***来补偿所发生的位移。在图8所示的实施例中,这一***包括当棒位于几个位置中的任何一个位置上时,检测棒位置的装置28,以及接收传送给机构26的功率信号,并根据各信号计算出棒的理论位置或设定位置的计算器30,最后为比较器32,它在棒经过位置检测装置28的检测点前经过时断开(棒的控制机构经过时也是如此)。比较器比较计数器30给出的理论位置和由各参考点表示的及由结构已知的实际位置之间的差值,如果差值超过驱动器和气缸的一个操作步进时,比较器32则向驱动器发出一个导致产生数个步进的“上升”指令,用以补偿偏移。
本发明进而可以对结构做大量的改进,经常减少每个扇形部分中的棒的数量,例如,省去很少使用的组5。在长时间停堆之后进行动力启动时,使用双组棒束而不是单组棒束是十分必要的,而且可以充分满足氙含量减少情况的需要。其它参量也可使用,例如对燃料棒单位长度上最大功率减小的情况,但要考虑棒外壳和燃料芯块的化学作用。
Claims (11)
1、控制压水核反应堆的方法,其中反应堆包括核反应堆和多根控制棒,为了控制堆芯的反应性,有选择地把这些控制棒分别安置到反应堆的堆芯里,所说的控制棒在全部***堆芯时所提供的、用于反应堆运行的负反应性,足以补偿反应堆正常运行期间和要求反应堆成为亚临界状态的事故中所可能引入的所有的反应性的变化,同时加压水应为正常温度,
该方法所包括的步骤有:
(a)确定表示反应堆堆芯所发出功率的运行参量的现行值、控制棒的现行位置以及堆芯中轴向功率分布的偏移;
(b)当所说的运行参量的现行值与设定值之间的差超出预定的死区范围或者当堆芯中轴向功率分布的偏移超出参考值时,计算堆芯反应性应改变的量。
(c)利用有关所说的反应堆模型的模拟程序,确定可以移动控制棒中的那些棒,并且预测出被移动的那些棒的位移量,以便在所说的轴向功率分布偏移的变化没脱离开所说的参考值的情况下,使所说的差在所说的死区范围之内,同时,使堆芯的焓增加系数最少,和
(d)按所说的位移量移动那些控制棒。
2、控制压水核反应堆的方法,其中反应堆包括反应堆和多根控制棒,为了控制堆芯的反应性,有选择地把这些棒分别安置到反应堆的堆芯里,该方法包括的步骤为:
(a)测量表示反应堆堆芯发出功率的运行参数的现行值、控制棒的现行位置以及堆芯中轴向功率分布的偏移;
(b)当所说的运行参量的现行值与给定值之间的差超过预定的死区范围时,计算堆芯反应性的改变量和使差值减少至零的由控制棒所提供的负反应性的变化;
(c)在堆芯或堆芯的扇形部分中,至少随机选择一根棒,并且根据至少是所说的一根棒的多个假设的移动量,模拟所期望的负反应性的变化,所说的假设的移动量具有一个平均值,其基本上等于将导致所需的负反应性变化的移动量;
(d)计算预测的轴向功率分布偏移变化,这种变化是由每一个所说的假设移动引起的,并且确定所说的预测变化是否使轴向功率分布偏移超过预定的参考值;
(e)如果是超过了所说的预定参考值,则重复步骤(e)和(d),直到轴向功率分布偏移的变化不使轴向功率偏移超过所说的预定参考值为止;
(f)计算因模拟移动量所引起的堆芯焓增加系数的变化;
(g)如果所说的模拟移动量减少了焓系数,则至少存储所说的一根棒的模拟移动量,然而,如果所说的模拟移动量增大了焓系数,则按一定的概率存储或省略存储所说的模拟移动量,所说的概率与所说的变化程度相对应;
(h)重复步骤(b)-(g),直到在许可的偏差范围内,由被存储的移动量而产生的负反应性的累加变化与所要求的变化相等时为止,和
(i)按所说的存储移动量,至少移动一根所说的棒。
3、根据权利要求2所述的方法,其中,在至少把所说的一根棒和送往这根棒上的位移量被存储起来之后,计算轴向功率分布偏移。
4、根据权利要求2所述的方法,其中所说的概率是这样计算的:
P=exp〔Δ(FΔH)/KT〕
这里:
F(ΔH)是焓增加***,
KT为常数,其至少比Δ(FΔH)的最大值大一个数量级。
5、根据权利要求4所述的方法,其中最初给定的KT值应使概率接近于1,而且只要概率保持在一个大于预定值的平均值时,KT就要逐渐地被减少。
6、根据权利要求2所述的方法,其还包括把所说的堆芯分成多个虚拟的角扇形部分,这些扇形部分具有相同的结构,按相同程度同时移动在所有扇形部分里同一位置上所具有的所有的控制棒。
7、根据权利要求6所述的方法,其中在不同的角扇形部分里相同位置的所说的棒被移动的程度相同。
8、根据权利要求6所述的方法,其中在不同角扇形部分中相同位置的所说的棒被移动的程度不相同,并且通过有关平均值的校正来选择不同的移动程度,该平均值是用于补偿径向功率偏移的。
9、根据权利要求2所述的方法,其中反应堆在用附加棒关闭之后,仍保持处于亚临界状态,每个附加棒的中子吸收能力近似为控制棒的二倍。
10、根据权利要求2所述的方法,包括通过从堆芯中逐渐移走含可燃毒物的棒来改变中子能谱的附加步骤。
11、根据权利要求2所述的方法,其中所说的控制棒被成对配置,在堆芯里同一对的两根棒在相同的位置上。
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Cited By (14)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CN101162455B (zh) * | 2006-10-13 | 2011-05-04 | 核电秦山联营有限公司 | 核反应堆达临界状态模拟方法 |
CN103236276A (zh) * | 2013-04-21 | 2013-08-07 | 中国科学院合肥物质科学研究院 | 一种用于液态重金属冷却反应堆的控制棒 |
CN103514967A (zh) * | 2012-06-15 | 2014-01-15 | 北京凯佰特科技有限公司 | 智能反应堆控制方法 |
CN103858174A (zh) * | 2011-10-24 | 2014-06-11 | 西屋电气有限责任公司 | 实现自动轴向功率分布控制的方法 |
CN104115232A (zh) * | 2011-12-29 | 2014-10-22 | 阿海珐核能公司 | 用于控制压水核反应堆的方法 |
CN104952493A (zh) * | 2015-05-12 | 2015-09-30 | 中国核动力研究设计院 | 一种177堆芯的控制棒分布结构 |
CN105139908A (zh) * | 2015-06-30 | 2015-12-09 | 中国核动力研究设计院 | 一种压水堆核电厂堆芯的控制模式 |
CN106531236A (zh) * | 2016-12-15 | 2017-03-22 | 中广核工程有限公司 | 一种核电站反应堆控制棒换棒***及方法 |
CN107065556A (zh) * | 2017-05-03 | 2017-08-18 | 大亚湾核电运营管理有限责任公司 | 一种堆芯机组变功率运行策略优化方案的自动搜索方法 |
CN109830309A (zh) * | 2019-02-20 | 2019-05-31 | 哈尔滨工程大学 | 一种分离式核反应堆堆芯 |
CN109887627A (zh) * | 2019-02-26 | 2019-06-14 | 三门核电有限公司 | 一种堆芯平均轴向通量偏差获取*** |
CN111801743A (zh) * | 2018-02-01 | 2020-10-20 | 法马通公司 | 用于调节核反应堆的操作参数的方法和对应的核反应堆 |
CN113874957A (zh) * | 2019-05-07 | 2021-12-31 | 法玛通股份有限公司 | 管理加压水核反应堆的方法及相应的管理*** |
CN114171220A (zh) * | 2021-12-03 | 2022-03-11 | 中国原子能科学研究院 | 控制棒和/或控制鼓积分价值测量方法及装置 |
Families Citing this family (14)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
TW201355B (zh) * | 1991-11-08 | 1993-03-01 | Westinghouse Electric Corp | |
US5524128A (en) * | 1993-11-17 | 1996-06-04 | Entergy Operations, Inc. | Boiling water reactor stability control |
US5490184A (en) * | 1994-07-21 | 1996-02-06 | Westinghouse Electric Corporation | Method and a system for accurately calculating PWR power from excore detector currents corrected for changes in 3-D power distribution and coolant density |
US5790616A (en) * | 1996-08-09 | 1998-08-04 | General Electric Company | Method and system for determining nuclear reactor core control blade positioning |
FR2769402B1 (fr) * | 1997-10-07 | 1999-12-17 | Framatome Sa | Technique de pilotage de reacteur nucleaire |
US9502145B2 (en) * | 2009-09-23 | 2016-11-22 | Terrapower, Llc | Nuclear reactor operation and simulation |
UA100070C2 (ru) * | 2011-02-28 | 2012-11-12 | Максим Витальевич Максимов | Способ управления ядерной энергетической установкой с реактором водяного типа при изменении мощности реактора или внешней нагрузки |
KR101224605B1 (ko) * | 2011-05-17 | 2013-01-22 | 한국전력기술 주식회사 | 원자로의 출력 및 축방향 출력분포 제어방법 |
CN102411997B (zh) * | 2011-10-25 | 2014-04-02 | 清华大学 | 高温气冷堆功率控制方法及*** |
FR3008220B1 (fr) * | 2013-07-04 | 2015-08-14 | Areva Np | Procede de pilotage en prolongation de cycle d'un reacteur nucleaire a eau pressurisee |
US10593436B2 (en) | 2013-11-21 | 2020-03-17 | Terrapower, Llc | Method and system for generating a nuclear reactor core loading distribution |
CN104575641B (zh) * | 2014-12-18 | 2017-06-06 | 中国核电工程有限公司 | 一种提高堆外核测***轴向功率偏差测算精度的方法及装置 |
RU2673564C1 (ru) * | 2018-04-18 | 2018-11-28 | Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" | Способ пуска ядерного реактора космического назначения |
CN109473185B (zh) * | 2018-11-13 | 2022-07-29 | 中国核动力研究设计院 | 一种自动化学停堆***的测试装置及其测试方法 |
Family Cites Families (6)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
DE2346725A1 (de) * | 1973-09-17 | 1975-03-27 | Siemens Ag | Kernreaktor |
US4222822A (en) * | 1977-01-19 | 1980-09-16 | Westinghouse Electric Corp. | Method for operating a nuclear reactor to accommodate load follow while maintaining a substantially constant axial power distribution |
FR2493582A1 (fr) * | 1980-11-03 | 1982-05-07 | Framatome Sa | Procede de conduite d'un reacteur nucleaire par deplacement, dans le coeur de ce reacteur, de groupes de barres de commande |
GB2122409B (en) * | 1982-06-17 | 1985-10-16 | Westinghouse Electric Corp | Method for controlling a nuclear fueled electric power generating unit and interfacing the same with a load dispatching system |
FR2547447B1 (fr) * | 1983-06-09 | 1985-12-27 | Commissariat Energie Atomique | Procede de pilotage d'un reacteur nucleaire |
US4927594A (en) * | 1988-08-10 | 1990-05-22 | Westinghouse Electric Corp. | Thermocouple based control rod position indication system |
-
1988
- 1988-11-14 FR FR8814771A patent/FR2639141B1/fr not_active Expired - Lifetime
-
1989
- 1989-11-09 EP EP89403096A patent/EP0369865B1/fr not_active Expired - Lifetime
- 1989-11-09 DE DE8989403096T patent/DE68906244T2/de not_active Expired - Lifetime
- 1989-11-13 ZA ZA898639A patent/ZA898639B/xx unknown
- 1989-11-14 CN CN89109260A patent/CN1043032A/zh active Pending
- 1989-11-14 JP JP1296026A patent/JPH02198392A/ja active Pending
- 1989-11-14 KR KR1019890016639A patent/KR0180718B1/ko not_active IP Right Cessation
- 1989-11-14 US US07/435,883 patent/US5158738A/en not_active Expired - Lifetime
Cited By (22)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CN101162455B (zh) * | 2006-10-13 | 2011-05-04 | 核电秦山联营有限公司 | 核反应堆达临界状态模拟方法 |
CN103858174A (zh) * | 2011-10-24 | 2014-06-11 | 西屋电气有限责任公司 | 实现自动轴向功率分布控制的方法 |
CN103858174B (zh) * | 2011-10-24 | 2016-03-16 | 西屋电气有限责任公司 | 实现自动轴向功率分布控制的方法 |
CN104115232A (zh) * | 2011-12-29 | 2014-10-22 | 阿海珐核能公司 | 用于控制压水核反应堆的方法 |
CN103514967A (zh) * | 2012-06-15 | 2014-01-15 | 北京凯佰特科技有限公司 | 智能反应堆控制方法 |
CN103514967B (zh) * | 2012-06-15 | 2016-03-02 | 北京凯佰特科技有限公司 | 智能反应堆控制方法 |
CN103236276A (zh) * | 2013-04-21 | 2013-08-07 | 中国科学院合肥物质科学研究院 | 一种用于液态重金属冷却反应堆的控制棒 |
CN104952493A (zh) * | 2015-05-12 | 2015-09-30 | 中国核动力研究设计院 | 一种177堆芯的控制棒分布结构 |
CN104952493B (zh) * | 2015-05-12 | 2018-05-25 | 中国核动力研究设计院 | 一种177堆芯的控制棒分布结构 |
CN105139908A (zh) * | 2015-06-30 | 2015-12-09 | 中国核动力研究设计院 | 一种压水堆核电厂堆芯的控制模式 |
CN106531236B (zh) * | 2016-12-15 | 2018-11-13 | 中广核工程有限公司 | 一种核电站反应堆控制棒换棒***及方法 |
CN106531236A (zh) * | 2016-12-15 | 2017-03-22 | 中广核工程有限公司 | 一种核电站反应堆控制棒换棒***及方法 |
CN107065556A (zh) * | 2017-05-03 | 2017-08-18 | 大亚湾核电运营管理有限责任公司 | 一种堆芯机组变功率运行策略优化方案的自动搜索方法 |
CN107065556B (zh) * | 2017-05-03 | 2020-04-24 | 广东核电合营有限公司 | 一种堆芯机组变功率运行策略优化方案的自动搜索方法 |
CN111801743A (zh) * | 2018-02-01 | 2020-10-20 | 法马通公司 | 用于调节核反应堆的操作参数的方法和对应的核反应堆 |
CN111801743B (zh) * | 2018-02-01 | 2023-10-27 | 法马通公司 | 用于调节核反应堆的操作参数的方法和对应的核反应堆 |
CN109830309A (zh) * | 2019-02-20 | 2019-05-31 | 哈尔滨工程大学 | 一种分离式核反应堆堆芯 |
CN109887627A (zh) * | 2019-02-26 | 2019-06-14 | 三门核电有限公司 | 一种堆芯平均轴向通量偏差获取*** |
CN113874957A (zh) * | 2019-05-07 | 2021-12-31 | 法玛通股份有限公司 | 管理加压水核反应堆的方法及相应的管理*** |
CN113874957B (zh) * | 2019-05-07 | 2024-05-24 | 法玛通股份有限公司 | 管理加压水核反应堆的方法及相应的管理*** |
CN114171220A (zh) * | 2021-12-03 | 2022-03-11 | 中国原子能科学研究院 | 控制棒和/或控制鼓积分价值测量方法及装置 |
CN114171220B (zh) * | 2021-12-03 | 2024-02-20 | 中国原子能科学研究院 | 控制棒和/或控制鼓积分价值测量方法及装置 |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
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DE68906244D1 (de) | 1993-06-03 |
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