論核電廠反應堆的溫度控制與保護

王偉華

【摘 要】黨中央和國務院在新的核電規劃中，明確表示將由“適度發展核電”向“積極發展核電”邁進，根據專家的預測和有關部門的規劃，到2020年，核電裝機容量要達到總裝機容量的4%，核電投運規模達到4000萬千瓦，以下對核電廠反應堆的溫度與保護進行了講解與論述，通過對反應堆中溫度參數的分析，來研究反應堆一回路和二回路中各個系統參數的變化與影響。

【關鍵詞】反應堆；溫度；控制；保護

一、反應堆溫度控制的概念

核電廠反應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，共有兩個環路，在每個環路的熱段和冷段，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，因為它反映的是一回路的功率輸出水平。影響一回路平均溫度的因素主要來自兩個方面，一方面來自反應堆，堆功率的變化導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，最后在反應性平衡后功率和溫度都穩定在一個值上。影響溫度變化的另一個因素來自于二回路，即負荷的變化帶來溫度的變化，溫度變化引起反應堆功率的變化，當二回路功率突然增加時，例如一回路平均溫度急劇降低，將會導致核功率急劇上升，最后一回路平均溫度可能會穩定在一個較低的值上，但是由于核功率的急劇上升，堆芯內某些部位的溫度可能已經上升到超過設計要求的限值。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，假設保持一回路平均溫度在整個負荷區間范圍內保持310度不變，這樣則意味著在0%負荷時，二回路的蒸汽壓力將達到9.86MPa，而100%負荷是蒸汽壓力將只有6.7MPa，很少有汽機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的問題，為了克服上面兩種控制方案的缺點，大部分核電廠都采用漂移一回路平均溫度的折衷方案，即：隨著機組功率的上升，一回路平均溫度逐漸增加，同時蒸汽發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壓器的因素外，還有以下幾點也是需要考慮的：

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，進而引起燃料轉換比降低，燃料可達到的最終燃耗深度降低。

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

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，有利于反應堆的安全。

4）平均溫度降低，汽輪機調門2側的壓差降低，調節余量減少，當有較大的負荷或者真空擾動時，可能發生即使調門全開也不能滿足負荷要求的情況。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，這個范圍是多少涉及到設計的問題，一回路平均溫度高意味著二回路蒸汽參數高，蒸汽參數高則整個熱力循環熱效率提高，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，一回路壓力的提高意味著承壓邊界的機械強度面臨挑戰，設備投資大幅度提高，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的控制手段主要是控制棒，當溫度高于設定值時，控制棒插入，引入負反應性，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性和控制棒引入的負反應性達到平衡，平均溫度則被穩定在較低的值上，從而達到了控制溫度的目的。一回路平均溫度控制系統主要由2個通道組成，第一個通道即是平均溫度調節通道，也是閉環調節通道，其作用是完成平均溫度的精確調節，在當汽機負荷變化時，按穩態運行特性調節反應堆功率，使功率自動跟蹤汽機負荷的變化。第二個通道即功率偏差失配補償通道，即開環調節通道，其作用是完成平均溫度的快速控制，其實這也很容易理解，當汽機負荷快速下降時，平均溫度的升高是必然的，前饋環節可以在平均溫度開始上升之前就行使調節的功能，從而在一、二回路功率失配變化時提供超前調節作用，一回路平均溫度控制系統的主要輸入量有：核功率，汽機負荷，平均溫度實測值等，最終控制控制棒以8～72步/分鐘的速率來調節溫度。具體來講，這些保護包括當平均溫度低于設定值2～10度，將導致汽機甩負荷。超溫保護定值與實際定值之間差值小于3%，將導致汽機甩負荷。超溫保護定值于實際定值之間差值小于0%，將導致停堆。蒸汽管線流量高，將導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，單純依靠控制系統已經無法將其重新調節至設定值，同時，溫度的急劇變化也是某些嚴重事故的征兆，必須迅速采取措施以防止事態進一步擴大，這些措施包括甩負荷，停堆，安注等。

三、化學和容積控制系統對反應堆溫度的控制

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

（一）容積控制

用以保持反應堆RCP系統內的水容積，吸收穩壓器吸收不了的水容積變化，使穩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系統來調節、補償RCP系統冷卻劑因溫度變化、向系統外泄漏或上充（包括軸封注水）和下泄流量不平衡導致的水容積變化。

（二）反應性控制

與反應堆硼和水補給系統（REA）相配合，通過調節冷卻劑硼濃度來控制反應堆內反應性的變化，以及保證足夠的停堆深度。

（三）化學控制

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

四、結論

在核電廠的運行過程中，安全是第一生產要素，因此，對于反應堆的溫度控制的研究是極為必要的，而在核電廠反應堆中堆芯內燃料組件和芯塊內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參數來估計其變化的范圍，也可以通過對這一系列的相關參數的限制來限制堆芯內部的溫度變化范圍，防止發生反應堆超功率，來保障核電廠反應堆的正常運行。

【參考文獻】

[1] 馮西橋.核反應堆壓力管道和壓力容器的LBB分析[R].北京：清華大學核能技術設計研究院，1997.