毕业论文（设计）核能控制系统综述报告.docx

核能控制系统综述报告摘要: 介绍了目前核反应堆的原理、类型、组成结构、安全特性以及未来发展趋势。另外介绍关于核反应堆重要构件控制棒的控制技术——核反应堆控制棒水压驱动技术，分析该技术在控制棒的控制方面与传统控制棒控制技术之间的差别，介绍其优点。在整个核反应堆控制系统中，包括设备控制和软件控制，介绍当前较为流行的控制软件以及未来核反应堆的控制方式。关键词：控制棒 先进核能系统 虚拟仿真 TMSR1.核能概述核能和其它可再生资源被称为新能源，核能一般由核电站产生，核反应堆则是核电站的核心。To date, the use of nuclear power has been concentrated in industrialized countries. In terms of new construction, however, the pattern is different; 16 of the 30 reactors now being built are in developing countries, and most of the recent expansion has been centered in Asia.[1]我国政府已将核能作为我国能源结构的重要组成部分, 并计划到2020 年使我国核电装机容量达到32 ～ 36 GWe , 至少占到届时全国装机容量的4 %。核反应堆的工作原理是核裂变，由于目前核聚变进程难以控制，所以采用核裂变的方式用中子轰击铀235的原子核，一个原子核会吸收一个中子分裂成两个质量较小的原子核，同时放出2—3个中子。这裂变产生的中子又去轰击另外的铀235原子核，引起新的裂变。如此持续进行就是裂变的链式反应。链式反应产生大量热能。导出的热量可以使水变成水蒸气，推动汽轮机发电。核反应堆要依人的意愿决定工作状态，这就要有控制设施；铀及裂变产物都有强放射性，会对人造成伤害，因此必须有可靠的防护措施；核反应堆发生事故时，要防止各种事故工况下辐射泄漏，所以反应堆还需要各种安全系统。综上所述，核反应堆的合理结构应该是：核燃料+慢化剂+载热体+控制设施+防护装置+安全设施。核电站依驱动方式分为第一代、第二代、第三代和第四代。第一代核电站是早期的原型堆电站，即轻水堆核电站；第二代是在第一代核电站基础上开发建设的大型商用核电站，第三代是指满足更高的安全性指标的先进核电站，要求安全性指标达到URD的要求。第三代核电站采用标准化、最佳化设计和安全性更高的非能动安全系统，如先进的沸水堆、欧洲压水堆等。第四代是待开发的安全性更高的核电站，其目标是到2030年达到实用化的程度，主要特征是经济性高（与天燃气火力发电站相当）、安全性好、废物产生量小，并能防止核扩散。图示为沸水堆核反应堆系统结构示意图：2.核反应堆的重要构件——控制棒控制棒在在反应堆中起补偿和调节中子反应性以及紧急停堆的作用。核反应堆控制棒驱动机构是反应堆最关键的安全设备,担负着反应堆的起动、功率调节及停堆等重要功能。控制棒驱动机构一般位于反应堆压力容器外,如压水堆控制棒驱动机构磁力提升器位于压力容器盖上,先进沸水堆控制棒驱动机构微动控制棒驱动机构位于压力容器底部,约占整个反应堆高度的1 /3, 称为外置式驱动[2]。外置式驱动的最大缺点是传动线长,增加反应堆总体高度和存在弹棒隐患。内置式驱动是把控制棒驱动机构置于压力容器内,缩短了驱动线。从而降低了反应堆高度; 避免了弹棒事故,增强了反应堆安全性; 使一体化布置核反应堆更加紧凑、体积小、自然循环能力加强。所以,内置式驱动技术是一体化布置核反应堆控制棒驱动机构的发展方向。控制方式:力驱动控制棒系统是清华大学发明并应用于反应堆中的一种内置式控制棒驱动技术。应用范围：控制棒。它由循环泵、组合阀、控制棒组成。反应堆压力容器内冷却剂(水)经循环泵加压后,通过组合阀注入水力步进缸,通过组合阀产生的恒定水流或脉冲水流使步进缸外套保持在某一位置或产生步进式运动,从而控制反应堆的运行。水力驱动控制棒系统以反应堆冷却剂作工质,靠流体动压驱动控制棒运动。这就形成了驱动过载能力小的特点。另外因反应堆冷却剂物性随反应堆运行工况发生变化,使流体动压驱动控制棒运动随工况变化而复杂化[3]。由于控制棒水压驱动是内置式驱动技术，所以消除了发生弹棒事故的可能，具有事故安全停堆的特性。其保留了抓式机构驱动的优点，解决了水力驱动控制棒系统动压驱动因工况变化而引起的驱动特性的复杂性的缺点，使控制棒能够准确定位和步进运动，具有较大的过载能力。3.核反应堆计算系统当今世界上，在总的发电量中，核电所占的份额越来越大。这一发展趋势决定了，核电机组必须能够根据电网负荷要求进行调节。核电机组在本质上是高度复杂的非线性系统，其参数是运行功率、核燃料燃尽程度和