論核電廠反應(yīng)堆的溫度控制與保護(hù)

王偉華

【摘 要】黨中央和國務(wù)院在新的核電規(guī)劃中，明確表示將由“適度發(fā)展核電”向“積極發(fā)展核電”邁進(jìn)，根據(jù)專家的預(yù)測和有關(guān)部門的規(guī)劃，到2020年，核電裝機(jī)容量要達(dá)到總裝機(jī)容量的4%，核電投運(yùn)規(guī)模達(dá)到4000萬千瓦，以下對核電廠反應(yīng)堆的溫度與保護(hù)進(jìn)行了講解與論述，通過對反應(yīng)堆中溫度參數(shù)的分析，來研究反應(yīng)堆一回路和二回路中各個系統(tǒng)參數(shù)的變化與影響。

【關(guān)鍵詞】反應(yīng)堆；溫度；控制；保護(hù)

一、反應(yīng)堆溫度控制的概念

核電廠反應(yīng)堆的溫度控制主要是指一回路平均溫度的控制，以大亞灣核電站為例，共有兩個環(huán)路，在每個環(huán)路的熱段和冷段，各引出一個溫度值，這2個溫度的平均值即是一回路平均溫度，而這2個溫度的差值被稱為溫差，這也是一個很重要的參數(shù)，因?yàn)樗从车氖且换芈返墓β瘦敵鏊?。影響一回路平均溫度的因素主要來自兩個方面，一方面來自反應(yīng)堆，堆功率的變化導(dǎo)致溫度上升或者下降，由于溫度反饋的作用，溫度和功率都不會無限制的變化，最后在反應(yīng)性平衡后功率和溫度都穩(wěn)定在一個值上。影響溫度變化的另一個因素來自于二回路，即負(fù)荷的變化帶來溫度的變化，溫度變化引起反應(yīng)堆功率的變化，當(dāng)二回路功率突然增加時，例如一回路平均溫度急劇降低，將會導(dǎo)致核功率急劇上升，最后一回路平均溫度可能會穩(wěn)定在一個較低的值上，但是由于核功率的急劇上升，堆芯內(nèi)某些部位的溫度可能已經(jīng)上升到超過設(shè)計(jì)要求的限值。另外一種選擇即為平均溫度保持不變，這是一種對一回路比較有利的控制方法，假設(shè)保持一回路平均溫度在整個負(fù)荷區(qū)間范圍內(nèi)保持310度不變，這樣則意味著在0%負(fù)荷時，二回路的蒸汽壓力將達(dá)到9.86MPa，而100%負(fù)荷是蒸汽壓力將只有6.7MPa，很少有汽機(jī)能承受如此大的壓力變化，而將平均溫度的定值下移則又面臨蒸汽品質(zhì)的問題，為了克服上面兩種控制方案的缺點(diǎn)，大部分核電廠都采用漂移一回路平均溫度的折衷方案，即：隨著機(jī)組功率的上升，一回路平均溫度逐漸增加，同時蒸汽發(fā)生器的出口壓力和溫度逐漸下降。除了考慮二回路的因素和穩(wěn)壓器的因素外，還有以下幾點(diǎn)也是需要考慮的：

1）U-238的共振吸收受燃料有效溫度影響較大，若堆芯功率不變，平均溫度下降，則燃料有效溫度下降，共振吸收減少，進(jìn)而引起燃料轉(zhuǎn)換比降低，燃料可達(dá)到的最終燃耗深度降低。

2）由于堆芯的負(fù)反應(yīng)性溫度系數(shù)，平均溫度降低，堆芯過剩反應(yīng)性增加，在相同的換料周期內(nèi)，這使得堆芯可達(dá)到的最終燃耗增加。

3）平均溫度降低，使得堆芯的臨界熱流密度增加，若堆芯功率不變，有利于反應(yīng)堆的安全。

4）平均溫度降低，汽輪機(jī)調(diào)門2側(cè)的壓差降低，調(diào)節(jié)余量減少，當(dāng)有較大的負(fù)荷或者真空擾動時，可能發(fā)生即使調(diào)門全開也不能滿足負(fù)荷要求的情況。從以上描述中，我們了解到一回路平均溫度必須處于一個正常的范圍內(nèi)，這個范圍是多少涉及到設(shè)計(jì)的問題，一回路平均溫度高意味著二回路蒸汽參數(shù)高，蒸汽參數(shù)高則整個熱力循環(huán)熱效率提高，但是，一回路平均溫度也不能過高，過高則意味著一回路壓力的提高，考慮到一回路冷卻劑必須處于過冷的狀態(tài)，一回路壓力的提高意味著承壓邊界的機(jī)械強(qiáng)度面臨挑戰(zhàn)，設(shè)備投資大幅度提高，所以，溫度的選擇即是壓力的選擇，在考慮各方面因素后。

二、一回路平均溫度控制與手段

一回路平均溫度控制系統(tǒng)的控制手段主要是控制棒，當(dāng)溫度高于設(shè)定值時，控制棒插入，引入負(fù)反應(yīng)性，從而使得核功率降低，核功率的降低引起平均溫度降低，最后，平均溫度降低引入的正反應(yīng)性和控制棒引入的負(fù)反應(yīng)性達(dá)到平衡，平均溫度則被穩(wěn)定在較低的值上，從而達(dá)到了控制溫度的目的。一回路平均溫度控制系統(tǒng)主要由2個通道組成，第一個通道即是平均溫度調(diào)節(jié)通道，也是閉環(huán)調(diào)節(jié)通道，其作用是完成平均溫度的精確調(diào)節(jié)，在當(dāng)汽機(jī)負(fù)荷變化時，按穩(wěn)態(tài)運(yùn)行特性調(diào)節(jié)反應(yīng)堆功率，使功率自動跟蹤汽機(jī)負(fù)荷的變化。第二個通道即功率偏差失配補(bǔ)償通道，即開環(huán)調(diào)節(jié)通道，其作用是完成平均溫度的快速控制，其實(shí)這也很容易理解，當(dāng)汽機(jī)負(fù)荷快速下降時，平均溫度的升高是必然的，前饋環(huán)節(jié)可以在平均溫度開始上升之前就行使調(diào)節(jié)的功能，從而在一、二回路功率失配變化時提供超前調(diào)節(jié)作用，一回路平均溫度控制系統(tǒng)的主要輸入量有：核功率，汽機(jī)負(fù)荷，平均溫度實(shí)測值等，最終控制控制棒以8～72步/分鐘的速率來調(diào)節(jié)溫度。具體來講，這些保護(hù)包括當(dāng)平均溫度低于設(shè)定值2～10度，將導(dǎo)致汽機(jī)甩負(fù)荷。超溫保護(hù)定值與實(shí)際定值之間差值小于3%，將導(dǎo)致汽機(jī)甩負(fù)荷。超溫保護(hù)定值于實(shí)際定值之間差值小于0%，將導(dǎo)致停堆。蒸汽管線流量高，將導(dǎo)致安注和主蒸汽管線隔離。平均溫度低，隔離主給水管線的大閥，小閥則保持偏置開度。以上介紹的是一回路平均溫度的控制方法和手段，在某些事故和故障情況下，一回路的平均溫度變化極大，單純依靠控制系統(tǒng)已經(jīng)無法將其重新調(diào)節(jié)至設(shè)定值，同時，溫度的急劇變化也是某些嚴(yán)重事故的征兆，必須迅速采取措施以防止事態(tài)進(jìn)一步擴(kuò)大，這些措施包括甩負(fù)荷，停堆，安注等。

三、化學(xué)和容積控制系統(tǒng)對反應(yīng)堆溫度的控制

化學(xué)和容積控制系統(tǒng)（RCV）是反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)（RCP）的主要輔助系統(tǒng)，它是一個封閉的加壓的系統(tǒng)。RCV系統(tǒng)的主要功能有以下幾個方面：

（一）容積控制

用以保持反應(yīng)堆RCP系統(tǒng)內(nèi)的水容積，吸收穩(wěn)壓器吸收不了的水容積變化，使穩(wěn)壓器水位維持在隨冷卻劑溫度而變化的水位整定值上。利用RCV系統(tǒng)來調(diào)節(jié)、補(bǔ)償RCP系統(tǒng)冷卻劑因溫度變化、向系統(tǒng)外泄漏或上充（包括軸封注水）和下泄流量不平衡導(dǎo)致的水容積變化。

（二）反應(yīng)性控制

與反應(yīng)堆硼和水補(bǔ)給系統(tǒng)（REA）相配合，通過調(diào)節(jié)冷卻劑硼濃度來控制反應(yīng)堆內(nèi)反應(yīng)性的變化，以及保證足夠的停堆深度。

（三）化學(xué)控制

通過凈化處理，去除冷卻劑中裂變產(chǎn)物和腐蝕產(chǎn)物，從而控制一回路的放射性水平，提高冷卻劑水質(zhì)。與反應(yīng)堆硼和水補(bǔ)給系統(tǒng)（REA）配合，通過給冷卻劑加藥，用以給冷卻劑除氧、調(diào)整PH值。RCV系統(tǒng)的輔助功能是為冷卻劑泵提供經(jīng)過過濾、冷卻的軸封水和水泵軸承冷卻、潤滑水。為穩(wěn)壓器提供輔助噴淋冷水。同時也為反應(yīng)堆及RCP系統(tǒng)進(jìn)行充水排氣及打壓檢漏試驗(yàn)。在穩(wěn)壓器充滿水單相運(yùn)行時，控制RCP系統(tǒng)的壓力接收RCP系統(tǒng)運(yùn)行中冷卻劑水的過剩下泄，在余熱排放系統(tǒng)準(zhǔn)備投入前，通過向RCV系統(tǒng)下泄，以加熱RRA系統(tǒng)介質(zhì)。RCV系統(tǒng)的安全功能是在RCP系統(tǒng)發(fā)生小破口事故時，RCV系統(tǒng)能維持RCP系統(tǒng)的水裝量。在正常停堆或發(fā)生卡棒、彈棒等反應(yīng)性事故時，與REA系統(tǒng)配合，共同確保反應(yīng)堆處于次臨界狀態(tài)。在安全注入系統(tǒng)投入向堆芯注水時，RCV系統(tǒng)向RCP系統(tǒng)緊急注入硼酸溶液。此時RCV系統(tǒng)上充泵作為高壓安全注入泵投入運(yùn)行。

四、結(jié)論

在核電廠的運(yùn)行過程中，安全是第一生產(chǎn)要素，因此，對于反應(yīng)堆的溫度控制的研究是極為必要的，而在核電廠反應(yīng)堆中堆芯內(nèi)燃料組件和芯塊內(nèi)部的溫度是無法通過儀表直接測量的，雖然無法測量，但還是可以通過一系列的相關(guān)參數(shù)來估計(jì)其變化的范圍，也可以通過對這一系列的相關(guān)參數(shù)的限制來限制堆芯內(nèi)部的溫度變化范圍，防止發(fā)生反應(yīng)堆超功率，來保障核電廠反應(yīng)堆的正常運(yùn)行。

【參考文獻(xiàn)】

[1] 馮西橋.核反應(yīng)堆壓力管道和壓力容器的LBB分析[R].北京：清華大學(xué)核能技術(shù)設(shè)計(jì)研究院，1997.