论核电厂反应堆的温度控制与保护
⇨⇦
【摘 要】党中央和国务院在新的核电规划中，明确表示将由＂适度发展核电＂向＂积极发展核电＂迈进，根据专家的预测和有关部门的规划，到2020年，核电装机容量要达到总装机容量的4%，核电投运规模达到4000万千瓦，以下对核电厂反应堆的温度与保护进行了讲解与论述，通过对反应堆中温度参数的分析，来研究反应堆一回路和二回路中各个系统参数的变化与影响。
【关键词】反应堆；温度；控制；保护
一、反应堆温度控制的概念
核电厂反应堆的温度控制主要是指一回路平均温度的控制，以大亚湾核电站为例，共有两个环路，在每个环路的热段和冷段，各引出一个温度值，这2个温度的平均值即是一回路平均温度，而这2个温度的差值被称为温差，这也是一个很重要的参数，因为它反映的是一回路的功率输出水平。影响一回路平均温度的因素主要来自两个方面，一方面来自反应堆，堆功率的变化导致温度上升或者下降，由于温度反馈的作用，温度和功率都不会无限制的变化，最后在反应性平衡后功率和温度都稳定在一个值上。影响温度变化的另一个因素来自于二回路，即负荷的变化带来温度的变化，温度变化引起反应堆功率的变化，当二回路功率突然增加时，例如一回路平均温度急剧降低，将会导致核功率急剧上升，最后一回路平均温度可能会稳定在一个较低的值上，但是由于核功率的急剧上升，堆芯内某些部位的温度可能已经上升到超过设计要求的限值。另外一种选择即为平均温度保持不变，这是一种对一回路比较有利的控制方法，假设保持一回路平均温度在整个负荷区间范围内保持310度不变，这样则意味着在0%负荷时，二回路的蒸汽压力将达到9.86MPa，而100%负荷是蒸汽压力将只有6.7MPa，很少有汽机能承受如此大的压力变化，而将平均温度的定值下移则又面临蒸汽品質的问题，为了克服上面两种控制方案的缺点，大部分核电厂都采用漂移一回路平均温度的折衷方案，即：随着机组功率的上升，一回路平均温度逐渐增加，同时蒸汽发生器的出口压力和温度逐渐下降。除了考虑二回路的因素和稳压器的因素外，还有以下几点也是需要考虑的：
1）U-238的共振吸收受燃料有效温度影响较大，若堆芯功率不变，平均温度下降，则燃料有效温度下降，共振吸收减少，进而引起燃料转换比降低，燃料可达到的最终燃耗深度降低。
2）由于堆芯的负反应性温度系数，平均温度降低，堆芯过剩反应性增加，在相同的换料周期内，这使得堆芯可达到的最终燃耗增加。
3）平均温度降低，使得堆芯的临界热流密度增加，若堆芯功率不变，有利于反应堆的安全。
4）平均温度降低，汽轮机调门2侧的压差降低，调节余量减少，当有较大的负荷或者真空扰动时，可能发生即使调门全开也不能满足负荷要求的情况。从以上描述中，我们了解到一回路平均温度必须处于一个正常的范围内，这个范围是多少涉及到设计的问题，一回路平均温度高意味着二回路蒸汽参数高，蒸汽参数高则整个热力循环热效率提高，但是，一回路平均温度也不能过高，过高则意味着一回路压力的提高，考虑到一回路冷却剂必须处于过冷的状态，一回路压力的提高意味着承压边界的机械强度面临挑战，设备投资大幅度提高，所以，温度的选择即是压力的选择，在考虑各方面因素后。
二、一回路平均温度控制与手段
一回路平均温度控制系统的控制手段主要是控制棒，当温度高于设定值时，控制棒插入，引入负反应性，从而使得核功率降低，核功率的降低引起平均温度降低，最后，平均温度降低引入的正反应性和控制棒引入的负反应性达到平衡，平均温度则被稳定在较低的值上，从而达到了控制温度的目的。一回路平均温度控制系统主要由2个通道组成，第一个通道即是平均温度调节通道，也是闭环调节通道，其作用是完成平均温度的精确调节，在当汽机负荷变化时，按稳态运行特性调节反应堆功率，使功率自动跟踪汽机负荷的变化。第二个通道即功率偏差失配补偿通道，即开环调节通道，其作用是完成平均温度的快速控制，其实这也很容易理解，当汽机负荷快速下降时，平均温度的升高是必然的，前馈环节可以在平均温度开始上升之前就行使调节的功能，从而在一、二回路功率失配变化时提供超前调节作用，一回路平均温度控制系统的主要输入量有：核功率，汽机负荷，平均温度实测值等，最终控制控制棒以8～72步/分钟的速率来调节温度。具体来讲，这些保护包括当平均温度低于设定值2～10度，将导致汽机甩负荷。超温保护定值与实际定值之间差值小于3%，将导致汽机甩负荷。超温保护定值于实际定值之间差值小于0%，将导致停堆。蒸汽管线流量高，将导致安注和主蒸汽管线隔离。平均温度低，隔离主给水管线的大阀，小阀则保持偏置开度。以上介绍的是一回路平均温度的控制方法和手段，在某些事故和故障情况下，一回路的平均温度变化极大，单纯依靠控制系统已经无法将其重新调节至设定值，同时，温度的急剧变化也是某些严重事故的征兆，必须迅速采取措施以防止事态进一步扩大，这些措施包括甩负荷，停堆，安注等。
三、化学和容积控制系统对反应堆温度的控制
化学和容积控制系统（RCV）是反应堆冷却剂系统（RCP）的主要辅助系统，它是一个封闭的加压的系统。RCV系统的主要功能有以下几个方面：
（一）容积控制
用以保持反应堆RCP系统内的水容积，吸收稳压器吸收不了的水容积变化，使稳压器水位维持在随冷却剂温度而变化的水位整定值上。利用RCV系统来调节、补偿RCP系统冷却剂因温度变化、向系统外泄漏或上充（包括轴封注水）和下泄流量不平衡导致的水容积变化。
（二）反应性控制
与反应堆硼和水补给系统（REA）相配合，通过调节冷却剂硼浓度来控制反应堆内反应性的变化，以及保证足够的停堆深度。
（三）化学控制
通过净化处理，去除冷却剂中裂变产物和腐蚀产物，从而控制一回路的放射性水平，提高冷却剂水质。与反应堆硼和水补给系统（REA）配合，通过给冷却剂加药，用以给冷却剂除氧、调整PH值。RCV系统的辅助功能是为冷却剂泵提供经过过滤、冷却的轴封水和水泵轴承冷却、润滑水。为稳压器提供辅助喷淋冷水。同时也为反应堆及RCP系统进行充水排气及打压检漏试验。在稳压器充满水单相运行时，控制RCP系统的压力接收RCP系统运行中冷却剂水的过剩下泄，在余热排放系统准备投入前，通过向RCV系统下泄，以加热RRA系统介质。RCV系统的安全功能是在RCP系统发生小破口事故时，RCV系统能维持RCP系统的水装量。在正常停堆或发生卡棒、弹棒等反应性事故时，与REA系统配合，共同确保反应堆处于次临界状态。在安全注入系统投入向堆芯注水时，RCV系统向RCP系统紧急注入硼酸溶液。此时RCV系统上充泵作为高压安全注入泵投入运行。
四、结论
在核电厂的运行过程中，安全是第一生产要素，因此，对于反应堆的温度控制的研究是极为必要的，而在核电厂反应堆中堆芯内燃料组件和芯块内部的温度是无法通过仪表直接测量的，虽然无法测量，但还是可以通过一系列的相关参数来估计其变化的范围，也可以通过对这一系列的相关参数的限制来限制堆芯内部的温度变化范围，防止发生反应堆超功率，来保障核电厂反应堆的正常运行。
【参考文献】
[1] 冯西桥.核反应堆压力管道和压力容器的LBB分析[R].北京：清华大学核能技术设计研究院，1997.