船舶核動力裝置運行與控制核動力裝置課件

7船舶核動力裝置運行與控制

7.1運行工況7.2核動力裝置的靜態(tài)特性7.3反應堆功率控制7.4反應堆冷卻劑系統(tǒng)壓力控制7.5反應堆冷卻劑系統(tǒng)液位控制7.6核動力裝置的啟動7.7核動力裝置的功率運行7.8核動力裝置的停閉12/2/20221《核動力裝置》7.1運行工況7.1.1運行工況的劃分7.1.2核動力裝置運行技術規(guī)格書12/2/20222《核動力裝置》7.1.1運行工況的劃分四類基本工況Ⅰ類工況——正常運行工況Ⅱ類工況——一般事故工況Ⅲ類工況——嚴重事故工況Ⅳ類工況——極限事故工況12/2/20223《核動力裝置》Ⅰ類工況——正常運行工況指核動力裝置在規(guī)定的正常運行限值和條件范圍內的運行裝換料啟動臨界穩(wěn)態(tài)功率運行線性或階躍升降負荷允許限額內的超功率運行熱備用停堆以及日常維修等工況負荷的線性升降速率和階躍變化幅度在規(guī)定的允許范圍內

12/2/20224《核動力裝置》Ⅱ類工況——一般事故工況

核動力裝置試驗運行和裝置壽期內在役運行時以中等頻率發(fā)生的事故—中等頻率事件控制棒組誤提出控制棒掉棒反應堆功率與汽輪機負荷失配失去正常給水失去正常電源

發(fā)生這類事故后，允許反應堆停堆，在采取糾正措施后便能很快排除事故，使核動力裝置恢復功率運行狀態(tài)。12/2/20225《核動力裝置》Ⅲ類工況——嚴重事故工況

核動力裝置試驗運行和在裝置壽期內在役運行時可能偶然發(fā)生的后果嚴重的事故—低概率事件蒸汽發(fā)生器單根傳熱管斷裂一回路系統(tǒng)單相狀態(tài)下超壓反應堆冷卻劑系統(tǒng)小管道斷裂堆芯冷卻劑流量全部喪失主蒸汽流量全部喪失發(fā)生這類事故后，不應導致反應堆結構完整性的嚴重破壞，堆芯燃料元件的損壞不得超過規(guī)定值，但在相當長的一段時間內核動力裝置仍不能恢復運行。

12/2/20226《核動力裝置》Ⅳ類工況——極限事故工況

核動力裝置進行試驗運行和裝置壽期內在役運行時發(fā)生的機率極小、后果非常嚴重的事故反應堆冷卻劑系統(tǒng)主管道斷裂主蒸汽管道斷裂全部主泵轉子卡死彈棒事故緊急停堆拒動事故12/2/20227《核動力裝置》Ⅳ類工況——極限事故工況

發(fā)生這類事故后，專設安全設施應能正常工作，實現(xiàn)冷停堆反應堆內放射性物質會大量釋放，但不會對海區(qū)產生嚴重污染，不會對艇員的健康和安全有過份的危害發(fā)生全船沉沒的假想事故和在遭遇到海難情況下，應采取有效措施保證反應堆安全停堆12/2/20228《核動力裝置》7.1.1運行工況的劃分主要工況啟動工況功率運行工況異常工況停閉工況12/2/20229《核動力裝置》啟動工況

分為初次啟動、冷啟動和熱啟動。初次啟動：指反應堆初次裝料（或換料）。需要檢查和考核系統(tǒng)及設備的可靠性，校核理論計算及零功率堆上的試驗數(shù)據(jù)，準確掌握堆芯物理性能，并確定反應堆的運行方案。冷啟動：指反應堆處于常溫常壓下的例行啟動。在這個過程中必須嚴格按照最佳提棒程序和溫壓限制圖進行，重點預防短周期和超壓事故。熱啟動：指一回路系統(tǒng)的穩(wěn)壓器保留蒸汽汽腔狀態(tài)下的啟動運行，由于船舶的機動性，其特點是預防在碘坑下啟動和在停堆后啟動時堆內碘的消失過程對堆內反應性帶來的影響。12/2/202210《核動力裝置》功率運行

功率運行工況一般指反應堆的功率在1%~100%額定功率范圍內的運行分為變工況和穩(wěn)定工況穩(wěn)定工況：核電廠相似變工況：船舶反應堆的一種重要運行方式。在變工況運行時尤其要監(jiān)督堆內各主要參數(shù)的變化，使其在較短時間內完成達到預定的運行功率任務。

12/2/202211《核動力裝置》異常運行

異常工況運行：指系統(tǒng)或設備在局部故障情況下的運行。確保船舶動力裝置生命力的一個重要手段。在航行中，一旦發(fā)生局部故障（在一定的措施下）使艦船能夠順利返回基地。12/2/202212《核動力裝置》停閉工況

冷停堆和熱停堆冷停堆：將功率運行的反應堆停閉，使之處于次臨界并有足夠的停堆深度，將反應堆冷卻劑系統(tǒng)冷卻至接近環(huán)境溫度的過程。正常冷停堆維修冷停堆換料冷停堆熱停堆：將功率運行的反應堆停閉，處于次臨界并有足夠的停堆深度，維持反應堆冷卻劑系統(tǒng)的溫度和壓力仍接近運行狀態(tài)的過程。穩(wěn)壓器保留蒸汽汽腔熱停堆主要用于船舶的臨時停泊或特殊情況

12/2/202213《核動力裝置》7.1.2核動力裝置運行技術規(guī)格書為了滿足船舶機動性的要求，核動力裝置必須根據(jù)航行需要及時、準確地改變運行狀態(tài)，從而使得系統(tǒng)與設備的主要運行參數(shù)也相應發(fā)生變化。從核動力裝置運行的安全性考慮，對參數(shù)的變化范圍和變化速率必須加以限定。某些關鍵參數(shù)的變化可能會危及到運行安全，核動力裝置中的安全和保護系統(tǒng)將迅速投入，預防事故的發(fā)生或減輕事故的后果。12/2/202214《核動力裝置》1.運行限值和條件安全限值指過程變量（如功率、溫度、壓力、放射性物質排放等）的各種限值，核動力裝置在這些限值范圍內運行是安全的。安全限值的確定以防止核動力裝置發(fā)生不可接受的放射性物質釋放為依據(jù)基本的安全限值燃料溫度燃料包殼溫度反應堆冷卻劑壓力12/2/202215《核動力裝置》安全限值燃料包殼：如偏離泡核沸騰比（DNBR）和燃料最大線功率密度；一回路系統(tǒng)承壓邊界：反應堆冷卻劑系統(tǒng)的最大絕對壓力以及反應堆冷卻劑系統(tǒng)的最高溫度；安全殼（或堆艙）：如相對壓力、最高平均溫度和LOCA峰值壓力下的最大泄漏率。12/2/202216《核動力裝置》安全系統(tǒng)整定值觸發(fā)各類安全系統(tǒng)和保護裝置自動投入運行的控制參數(shù)閾值，以限制預計瞬態(tài)過程、防止超過安全限值或減輕事故的后果。中子通量密度及其分布反應堆冷卻劑流量變化速率中子通量密度變化速率主泵故障反應性保護安全注射軸向功率分布因子蒸汽發(fā)生器液位燃料包殼溫度主蒸汽管道隔離反應堆冷卻劑溫度主汽輪機脫扣反應堆冷卻劑升溫/降溫速率給水隔離反應堆冷卻劑系統(tǒng)壓力正常電源斷電穩(wěn)壓器液位蒸汽管道的輻射水平反應堆冷卻劑流量二回路蒸汽壓力排放12/2/202217《核動力裝置》正常運行限制條件目的：保證安全運行，使安全系統(tǒng)處于備用狀態(tài)，以及規(guī)定為保持運行的必要條件。直接運行人員必須熟知運行限值和條件內容，并嚴格遵守。在核動力裝置運行壽期內，可根據(jù)技術發(fā)展的情況對運行限值作復審，需要改進修訂時，必須按文件修訂程序進行審批與認可。軍用核動力裝置還有戰(zhàn)時運行限值和條件。12/2/202218《核動力裝置》定期試驗目的：確認在運行期間對核動力裝置設備與系統(tǒng)的完好性對象：反應堆及其輔助設備、汽輪機發(fā)電機組、專設安全設施等定期進行檢驗和試驗，以便對其性能和質量作恰當?shù)尿炞C。分類：監(jiān)督性檢查試驗和檢修后的試驗12/2/202219《核動力裝置》2.運行溫度壓力控制圖

1-2反應堆冷卻劑系統(tǒng)的額定運行壓力2-3表示反應堆出口冷卻劑允許的最高溫度3-4表示由堆芯最小燒毀比所決定的運行壓力下限，或者運行過程中反應堆出口冷卻劑溫度的上限4-5表示安全運行所允許的主泵最低工作壓力5-1表示運行過程中反應堆出口溫度的下限12/2/202220《核動力裝置》12/2/202221《核動力裝置》7.2核動力裝置的啟動與停閉啟動和停閉是核動力裝置運行過程的兩個重要環(huán)節(jié)。啟動：使核動力裝置從停閉或備用狀態(tài)轉換為運行狀態(tài)停閉：將處于運行狀態(tài)的核動力裝置轉換為停止或備用狀態(tài)12/2/202222《核動力裝置》

啟動啟動分類按照初始條件按照加熱方式冷啟動（常溫常壓）熱啟動（穩(wěn)壓器保留汽腔）核加熱（核裂變產生的熱量）電加熱（主泵和電加熱器）冷啟動是指具有一定停堆深度的次臨界反應堆開始提棒，使之達到所需的功率水平的運行過程。冷啟動有外加熱啟動和核加熱啟動兩種形式12/2/202223《核動力裝置》1.冷啟動指具有一定停堆深度的次臨界反應堆開始提棒，使之達到所需的功率水平的運行過程。這個過程反映了反應堆的狀態(tài)變化，使主回路冷卻劑從相對冷態(tài)(堆內的常溫)升到熱態(tài)(額定工作溫度)，使反應堆從相對零功率上升到有功率的狀態(tài)。冷啟動有外加熱啟動和核加熱啟動兩種形式12/2/202224《核動力裝置》啟動前的準備

沖水排氣一回路系統(tǒng)中含有一定量的氣體，會在堆芯內引起氣泡效應，影響堆芯傳熱性能和反應性的變化；進入主泵驅動電機轉子空腔內的氣體積累到一定程度時，會導致主泵軸承干摩擦，影響主泵的安全運行；進入控制棒頂端的磁阻馬達內腔的氣體會引起腐蝕；進入穩(wěn)壓器蒸汽空間的氣體會使穩(wěn)壓器中飽和溫度和飽和壓力的對應關系遭到破壞，影響傳熱性能和測量儀表的精度。12/2/202225《核動力裝置》外加熱啟動利用穩(wěn)壓器電加熱元件和主泵高速運行產生的熱量加熱反應堆冷卻劑，使反應堆冷卻劑系統(tǒng)升溫、升壓到規(guī)定狀態(tài)，然后提升控制棒啟堆運行。升溫升壓添加聯(lián)氨除氧建立穩(wěn)壓器汽腔啟堆功率運行12/2/202226《核動力裝置》圖7-2外加熱冷啟動過程示意圖12/2/202227《核動力裝置》核加熱啟動從冷停堆狀態(tài)直接提升控制棒啟動反應堆，依靠核裂變功率加熱反應堆冷卻劑，使一回路系統(tǒng)升溫升壓達到額定運行參數(shù)。在準備工作及充水排氣工作完成后，即可提升控制棒，使反應堆逐漸達到臨界。應注意的是，由于在冷態(tài)下啟動反應堆，一回路溫度低、溫度效應不明顯，提升控制棒時需特別小心，謹防發(fā)生啟動事故。反應堆達到臨界后，維持較低的功率（一般為1%~5%FP）加熱反應堆冷卻劑，使一回路系統(tǒng)升溫升壓，后面的啟動步驟與外加熱啟動方式相同。核加熱啟動方式的啟動時間約需13小時，比外加熱方式啟動要短得多，但核加熱操作比較復雜，且不如外加熱安全，所以要根據(jù)具體情況采用不同的加熱方式。12/2/202228《核動力裝置》2.熱啟動一回路系統(tǒng)依靠前一次停堆后的剩余功率來維持反應堆裝置處于熱態(tài)下（一般回路溫度200℃左右，穩(wěn)壓器有蒸汽汽腔）的啟動。程序較為簡單，直接提升控制棒使反應堆達到臨界。與冷啟動不同的是，熱啟動之前需要了解距離停堆的時間、停堆前的運行功率以及停堆前控制棒的棒柵位置，以確定本次啟動是否為碘坑下的啟動。12/2/202229《核動力裝置》圖7-3停堆后氙毒和釤毒隨時間的變化12/2/202230《核動力裝置》與碘坑相關的熱啟動在積毒階段啟堆由于堆內后備反應性還大于零，反應堆能夠依靠提升控制棒啟動。在最大碘坑中啟堆堆芯處于壽期末，堆內后備反應性不足以抵消碘坑深度，即使控制棒全部提起也不能使反應堆達到臨界，只有待最大碘坑過后再啟動反應堆。在最大碘坑下啟動時，為消除氙毒的影響，控制棒移動的幅度大而且較頻繁，所以應盡量避免在這樣的情況下啟動反應堆。在消毒階段啟堆。Xe濃度逐漸下降，相當于向堆芯引入正反應性，即使控制棒不動，反應性也將隨時間變化而明顯地增加，毒性減得最快的時候，相當于引入最大的正反應性速率這一階段啟堆時應嚴格掌握控制棒的提升速度，防止因引入過大的正反應性而發(fā)生短周期事故。12/2/202231《核動力裝置》復習題核動力裝置運行的安全限值和安全系統(tǒng)整定值的基本含義是什么？什么是冷啟動？外加熱啟動與核加熱啟動有何區(qū)別？簡述外加熱啟動過程的主要步驟及注意事項。什么是冷停堆?什么是熱停堆?12/2/202232《核動力裝置》冷啟動過程充水排氣升溫升壓提棒臨界聯(lián)氨除氧拉溫差系統(tǒng)準備建汽腔二回路暖管暖機升功率帶負荷升溫升壓升溫升壓12/2/202233《核動力裝置》3、停閉過程停止反應堆堆芯鏈式裂變反應的過程稱為反應堆的停閉運行，也就是將運行著的反應堆從所運行功率水平降到中子源水平。具有一定功率水平運行的反應堆停閉，主要是依靠控制棒的插入來實現(xiàn)，即向堆內引入相當大的負反應性，從而中止堆芯鏈式反應過程停閉運行有兩種方式，即正常停閉和事故停閉。正常停閉為冷停閉和熱停閉兩種。12/2/202234《核動力裝置》停閉分類停閉分類正常停閉事故停閉冷停閉（常溫常壓）熱停閉（保留汽腔）12/2/202235《核動力裝置》停閉過程投入余熱排出系統(tǒng)降溫降壓關閉蒸汽隔離閥停堆消汽腔消溫差二回路耗汽停止主機降功率降負荷降溫降壓停止輔機保溫保壓關閉蒸汽隔離閥12/2/202236《核動力裝置》反應堆冷停閉反應堆冷停閉是指反應堆從一定功率運行水平停閉并冷卻到常溫狀態(tài)的過程，主要是為了滿足裝置設備檢修、更換燃料或長期休整的需要。主要步驟關閉主機，停閉二回路系統(tǒng)停閉反應堆，一回路系統(tǒng)降溫降壓排出堆芯余熱消除穩(wěn)壓器汽腔，使反應堆冷卻劑系統(tǒng)保持水實體繼續(xù)降溫降壓至冷停堆狀態(tài)12/2/202237《核動力裝置》反應堆的熱停閉指反應堆冷卻劑系統(tǒng)溫度和壓力均處于熱態(tài)的一種次臨界停堆狀態(tài)一回路系統(tǒng)實行保溫保壓，保留穩(wěn)壓器汽腔，使核動力裝置處于熱備用狀態(tài)（反應堆冷卻劑系統(tǒng)溫度維持在200℃左右，壓力維持在3.0MPa以上。熱備用狀態(tài)后，不再降溫降壓，使回路溫度保持在180℃~220℃左右，穩(wěn)壓器溫度比回路溫度高40℃~90℃。反應堆達到停閉所需的次臨界狀態(tài)后，關閉穩(wěn)壓器中所有電加熱元件，2臺主泵采用低速運行，依靠停堆后的剩余功率對一回路系統(tǒng)進行保溫保壓。12/2/202238《核動力裝置》反應堆的事故停閉

事故停閉屬于非正常工況，是在沒有計劃、沒有準備的情況下，由于系統(tǒng)或設備的重大故障而發(fā)生的.控制棒反插和緊急停堆兩種控制棒反插對于較小的功率起伏或剛出現(xiàn)事故征兆時，保護裝置將自動工作，使控制棒以高安全限定的速度反插堆芯，將反應堆功率降至安全限值以下，但不完全停閉。緊急停堆時，反應堆控制系統(tǒng)根據(jù)事故情況的嚴重性觸發(fā)保護裝置動作，切斷控制棒電源，所有控制棒在0.7~1.2s內全部插入堆芯，中止堆芯核裂變反應。12/2/202239《核動力裝置》7.3核動力裝置的功率運行

功率運行是船舶核動力裝置的重要運行形式，運行功率范圍一般為1%~100%FP。核動力裝置在運行過程中功率變化頻繁，而且變化幅度較大，反應堆必須具有良好的自穩(wěn)自調特性和負荷跟蹤特性，在功率過渡時具有良好的核安全保證。分為穩(wěn)定工況運行和變工況運行兩種形式。12/2/202240《核動力裝置》1.穩(wěn)定工況功率運行過程中反應堆輸出功率不隨時間變化的一種運行方式，核動力艦船停泊負荷或勻速推進負荷要求而維持反應堆功率水平恒定當反應堆功率在15%~20％FP以下采用手動控制，在15%~20％FP以上采用自動控制。監(jiān)督的主要參數(shù)反應堆核功率與熱功率，反應堆進、出口溫度及平均溫度，穩(wěn)壓器的溫度、壓力和液位，冷卻劑流量，堆艙溫度及劑量水平，控制棒棒位12/2/202241《核動力裝置》2.變工況運行變工況運行是指功率運行過程中反應堆輸出功率隨時間而變化的過渡過程，這是船舶核動力裝置運行的一種常見形式。不連續(xù)改變工況和連續(xù)改變工況提升功率和降低功率12/2/202242《核動力裝置》提升功率

二回路負荷增加主汽輪機進汽調節(jié)閥開度增大蒸汽流量增加蒸汽發(fā)生器二次側壓力下降、液位升高反應堆冷卻劑傳遞至蒸汽發(fā)生器二次側的熱量增加冷卻劑平均溫度下降堆芯引入正反應性，使反應堆功率升高提升控制棒，增大反應堆功率輸出使一回路功率和二回路負荷達到平衡

12/2/202243《核動力裝置》降低功率

二回路負荷減小主汽輪機進汽調節(jié)閥開度減小蒸汽流量減小蒸汽發(fā)生器二次側壓力上升、液位降低反應堆冷卻劑傳遞至蒸汽發(fā)生器二次側的熱量減小冷卻劑平均溫度升高，堆芯引入負反應性，使反應堆功率降低下插控制棒，減小反應堆功率輸出使一回路功率和二回路負荷達到平衡。12/2/202244《核動力裝置》功率運行時堆芯反應性的變化

堆芯反應性的變化比較復雜，影響因素也較多，依據(jù)堆型、提棒方式、功率大小、運行工況、運行時間等條件的不同而各不相同。就壓水堆而言，主要的影響因素有慢化劑溫度效應、中毒、燃耗、壓力效應、多卜勒效應等。負荷、流量、功率變化也會引起堆芯反應性的變化。12/2/202245《核動力裝置》7.4核動力裝置的穩(wěn)態(tài)運行特性船舶核動力裝置的設計工況通常是全速工況（即100%FP工況），但實際上核動力艦船絕大部分時間都在低速下航行，還需要按照航行的要求不斷改變航速，功率變化頻繁而且變化幅度較大。核動力裝置的工作狀態(tài)經常要偏離設計工況，各主要系統(tǒng)與設備的性能往往隨負荷發(fā)生變化。目的：對核動力裝置的設計和運行提供依據(jù)，必須研究和掌握核動力裝置中各主要系統(tǒng)與設備運行參數(shù)隨負荷變化的規(guī)律。12/2/202246《核動力裝置》7.4核動力裝置的穩(wěn)態(tài)運行特性穩(wěn)定工況下核動力裝置相關的主要參數(shù)隨負荷變化的規(guī)律稱為核動力裝置的穩(wěn)態(tài)運行特性，也稱為核動力裝置的靜態(tài)特性，取決于裝置負荷的變化情況，是裝置功率的函數(shù)是裝置非設計工況下的穩(wěn)態(tài)特性可以通過解析法或者實驗法獲得12/2/202247《核動力裝置》7.4核動力裝置的穩(wěn)態(tài)運行特性推進系統(tǒng)的靜態(tài)特性主汽輪機組的靜態(tài)特性主汽輪機主冷凝器給水加熱器核蒸汽供應系統(tǒng)的靜態(tài)特性靜態(tài)特性方程組運行方案12/2/202248《核動力裝置》運行方案冷卻劑平均溫度不變運行方案，保持恒定；反應堆出口溫度(即蒸汽發(fā)生器入口溫度)不變運行方案，保持反應堆出口溫度恒定；二回路蒸汽壓力不變運行方案，保持恒定；折衷運行方案。12/2/202249《核動力裝置》冷卻劑平均溫度不變運行方案反應堆在沒有外部控制時，反應堆冷卻劑能夠自己穩(wěn)定在某一平均溫度，并可自動適應功率的需要壓力控制系統(tǒng)中的穩(wěn)壓器尺寸可以最小裝置中熱應力變化較小，負荷響應快，負荷波動后恢復到整定值所需的時間較少。二回路側蒸汽參數(shù)隨輸出功率變化幅度很大，尤其是在低功率運行時，蒸汽壓力較高，要求二回路蒸汽管道、閥門、汽輪機等設備的承壓能力較高。船舶核動力裝置為滿足機動性的要求，低負荷下運行的時間也較長，因此這種運行方案的缺點顯得更加突出12/2/202250《核動力裝置》反應堆出口冷卻劑溫度恒定運行方案

在此運行方案下可使部分負荷時冷卻劑的平均溫度提高，二回路側蒸汽參數(shù)隨負荷降低而增高得更快。反應堆出口溫度都保持在某一固定的最大值，不會出現(xiàn)反應堆出口超溫的情況。要求穩(wěn)壓器尺寸也較大，而且反應堆必須設置一個外部控制系統(tǒng)，以滿足功率水平改變的需要。缺點：二回路側蒸汽參數(shù)隨裝置負荷的降低升高很快，對二回路蒸汽系統(tǒng)和用汽設備的設計、運行要求顯著提高。12/2/202251《核動力裝置》蒸汽壓力恒定運行方案

由于二次側蒸汽參數(shù)不變，給二回路系統(tǒng)和主要用汽設備的設計、運行和管理帶來許多方便在整個穩(wěn)定功率運行范圍內平均溫度的變化很大，由于溫度效應而引起的堆芯反應性擾動也較大，一方面要求穩(wěn)壓器具有更大的容積補償能力，重量尺寸增大，另一方面也要求反應堆功率控制系統(tǒng)頻繁移動控制棒以補償堆芯反應性的變化，給一回路系統(tǒng)的設計和運行帶來一定的困難。12/2/202252《核動力裝置》折衷運行方案

裝置負荷在50%FP以上時，冷卻劑平均溫度、冷卻劑流量保持額定值不變，各參數(shù)的變化規(guī)律與Tav恒定運行方案完全相同。當裝置負荷低于50%FP時，冷卻劑流量降低為額定流量的二分之一或三分之一，Tav隨裝置負荷的減小而線性降低，使得二次側蒸汽溫度和壓力升高的幅度顯著減小。將設計、運行和管理的困難由一、二回路共同承擔，對于一、二回路都較為有利，但是增加了控制環(huán)節(jié)，增大了系統(tǒng)的復雜性。12/2/202253《核動力裝置》直流蒸汽發(fā)生器靜態(tài)特性

12/2/202254《核動力裝置》7.5反應堆功率控制

主要目的根據(jù)裝置運行情況自動控制某些設備（如流量調節(jié)閥、截止閥、泵和控制棒驅動機構等）保證裝置在正常功率運行的各種工況下各主要參數(shù)在規(guī)定的允許范圍內，并使裝置具有良好的適應負荷變化的能力，確保船舶航行所要求的機動性能減小運行人員的勞動強度增加裝置運行的安全性；當裝置出現(xiàn)異常工況時，根據(jù)運行參數(shù)偏離規(guī)定范圍的程度及時報警，必要時自動停閉反應堆，啟動工程安全設施，保證裝置在事故情況下的安全，并通過適當措施，防止或減少運行人員的誤操作而引起一些意外事故。12/2/202255《核動力裝置》設計要求反應堆功率控制系統(tǒng)的功能是根據(jù)船舶航行對負荷的要求，采用適當?shù)姆绞礁淖兎磻压β?，使反應堆功率與二回路負荷的需要相一致。有些文獻資料中把這一調節(jié)系統(tǒng)稱為裝置功率和溫度調節(jié)系統(tǒng)。12/2/202256《核動力裝置》設計要求當裝置負荷發(fā)生變化時，反應堆功率應能自動跟蹤負荷的變化，使反應堆功率與汽輪機負荷匹配。功率階躍下降：30s內功率自100％FP階躍下降到18％FP；功率階躍上升：30s內功率自18％FP階躍上升到90％FP；前進、后退切換：5s內功率自100％FP階躍下降到18％FP，50s后，再用30s時間將功率由18％FP提升到80％FP；后退、前進切換：5s內功率自80％FP減少到18％FP，50s后，再用30s時間把功率由18％FP提升到100％FP。

12/2/202257《核動力裝置》設計要求當裝置在內、外擾動引起的動態(tài)過程結束時，裝置的運行參數(shù)應該符合設計規(guī)定的裝置穩(wěn)態(tài)運行特性。裝置在運行過程中，經常還有一些內擾動引起反應堆堆芯反應性的變化，影響到裝置穩(wěn)定運行，反應堆功率控制系統(tǒng)應該具備克服這些擾動的能力，保證反應堆安全穩(wěn)定地運行。12/2/202258《核動力裝置》控制原理反應堆功率調節(jié)的基本原理以反應堆中子動力學方程為依據(jù)只要控制棒組具有足夠的反應性控制能力，總可以通過改變δk使總的反應性ρ等于零、大于零或小于零，從而達到控制反應堆功率的目的。在二回路負荷發(fā)生變化時，反應堆功率控制系統(tǒng)以蒸汽發(fā)生器出口蒸汽流量或主汽輪機調速級后壓力作為輸入