CN113488207A - 一种反应堆启动方法及系统 - Google Patents

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Abstract

本发明公开了一种反应堆启动方法及系统，该方法包括以下步骤：S1：在反应堆堆芯启动时，控制反应堆的一回路主泵以第一转速启动；S2：在堆芯功率从零功率上升至满功率的过程中，获取实时堆芯功率；S3：判断实时堆芯功率是否在预设的双速切换功率范围内；S4：若是，则控制主泵由第一转速切换为第二转速。本发明能够达到省电的目的，令启泵电流低，启动特性更好，电机储备功率可大幅减小，有利于减小电机尺寸。

Description

一种反应堆启动方法及系统
技术领域
本发明涉及反应堆技术领域，尤其涉及一种反应堆启动方法及系统。
背景技术
现有技术对于自然循环式蒸汽发生器的压水堆核动力装置，采用了一回路冷却剂平均温度不变的运行方案或一回路冷却剂平均温度和二回路蒸汽压力都保持恒定的运行方案。主要缺点是：现有技术下启泵需要的功率较大，对于难以取得外部电源的地方需要设置额外柴油发电机及较大的储油设施，该技术有比较大的局限性；启停期间，现有技术下蒸汽发生器一二次侧的温差较低，不利于蒸汽发生器的传热和稳定性。
发明内容
本发明要解决的技术问题在于，针对现有技术的缺陷，提供一种反应堆启动方法及系统。
本发明解决其技术问题所采用的技术方案是：构造一种反应堆启动方法，包括以下步骤：
S1：在所述反应堆堆芯启动时，控制所述反应堆的一回路主泵以第一转速启动；
S2：在堆芯功率从零功率上升至满功率的过程中，获取实时堆芯功率；
S3：判断所述实时堆芯功率是否在预设的双速切换功率范围内；
S4：若是，则控制所述主泵由所述第一转速切换为第二转速。
优选地，在本发明所述的反应堆启动方法中，所述双速切换功率范围为在所述反应堆的蒸汽发生器稳定运行功率台阶以上中所预先选定的一功率台阶范围。
优选地，在本发明所述的反应堆启动方法中，在所述步骤S1中还包括：
S1-1：控制所述反应堆的二回路压力保持不变；和/或
S1-2：控制所述反应堆的二回路主给水泵以与所述实时堆芯功率对应的预设给水流量为所述反应堆的蒸汽发生器提供给水，来控制所述反应堆的一回路平均温度维持在第一预设温度。
优选地，在本发明所述的反应堆启动方法中，在所述步骤S1-2中，包括：
若所述实时堆芯功率为零功率时，则控制所述反应堆的二回路主给水泵以与所述零功率对应的第一预设给水流量为所述反应堆的蒸汽发生器提供给水；
若所述实时堆芯功率在第一功率范围内时，则控制所述反应堆的二回路主给水泵以与所述第一功率范围对应的第二预设给水流量为所述反应堆的蒸汽发生器提供给水；
若所述实时堆芯功率在第二功率范围内时，则控制所述反应堆的二回路主给水泵以与所述第二功率范围对应的第三预设给水流量为所述反应堆的蒸汽发生器提供给水；
其中，所述第二功率范围的最小值大于所述第一功率范围的最大值；所述第三预设给水流量大于所述第二预设给水流量，所述第二预设给水流量大于所述第一预设给水流量。
优选地，在本发明所述的反应堆启动方法中，在所述步骤S4中还包括：
S4-1：控制所述反应堆的二回路压力保持不变；和/或
S4-2：控制所述反应堆的二回路主给水泵的给水流量跟随所述实时堆芯功率线性提升，来控制所述反应堆的一回路平均温度维持在第二预设温度。
优选地，在本发明所述的反应堆启动方法中，所述第一预设温度小于所述第二预设温度；所述第一转速小于所述第二转速。
优选地，在本发明所述的反应堆启动方法中，所述第一转速为半速，所述第二转速为全速。
本发明还公开了一种反应堆启动系统，包括：
启动模块，用于在所述反应堆堆芯启动时，控制所述反应堆的一回路主泵以第一转速启动；
获取模块，用于在堆芯功率从零功率上升至满功率的过程中，获取实时堆芯功率；
判断模块，用于判断所述实时堆芯功率是否在预设的双速切换功率范围内；
切换模块，用于所述判断模块判断为是时，控制所述主泵由第一转速切换为第二转速。
优选地，在本发明所述的反应堆启动系统中，所述双速切换功率范围为在所述反应堆的蒸汽发生器稳定运行功率台阶以上中所预先选定的一功率台阶范围。
优选地，在本发明所述的反应堆启动系统中，所述启动模块还用于，控制所述反应堆的二回路压力保持不变；和/或，控制所述反应堆的二回路主给水泵以与所述实时堆芯功率对应的预设给水流量为所述反应堆的蒸汽发生器提供给水，来控制所述反应堆的一回路平均温度维持在第一预设温度。
优选地，在本发明所述的反应堆启动系统中，所述控制所述反应堆的二回路主给水泵以与所述实时堆芯功率对应的预设给水流量为所述反应堆的蒸汽发生器提供给水，包括：
若所述实时堆芯功率为零功率时，则控制所述反应堆的二回路主给水泵以与所述零功率对应的第一预设给水流量为所述反应堆的蒸汽发生器提供给水；
若所述实时堆芯功率在第一功率范围内时，则控制所述反应堆的二回路主给水泵以与所述第一功率范围对应的第二预设给水流量为所述反应堆的蒸汽发生器提供给水；
若所述实时堆芯功率在第二功率范围内时，则控制所述反应堆的二回路主给水泵以与所述第二功率范围对应的第三预设给水流量为所述反应堆的蒸汽发生器提供给水；
其中，所述第二功率范围的最小值大于所述第一功率范围的最大值；所述第三预设给水流量大于所述第二预设给水流量，所述第二预设给水流量大于所述第一预设给水流量。
优选地，在本发明所述的反应堆启动系统中，所述切换模块还用于，控制所述反应堆的二回路压力保持不变；和/或，控制所述反应堆的二回路主给水泵的给水流量跟随所述实时堆芯功率线性提升，来控制所述反应堆的一回路平均温度维持在第二预设温度。
优选地，在本发明所述的反应堆启动系统中，所述第一预设温度小于所述第二预设温度；所述第一转速小于所述第二转速。
优选地，在本发明所述的反应堆启动系统中，所述第一转速为半速，所述第二转速为全速。
通过实施本发明，具有以下有益效果：
本发明的反应堆启动方法通过在反应堆堆芯启动时，控制反应堆的一回路主泵以第一转速启动，在堆芯功率从零功率上升至满功率的过程中，获取实时堆芯功率，并判断实时堆芯功率是否在预设的双速切换功率范围内，若是，则控制主泵由第一转速切换为第二转速，从而达到省电的目的，令启泵电流低，启动特性更好，电机储备功率可大幅减小，有利于减小电机尺寸。
另外，本发明的反应堆启动系统包括启动模块、获取模块、判断模块、以及切换模块。其中，启动模块用于在反应堆堆芯启动时，控制反应堆的一回路主泵以第一转速启动；获取模块用于在堆芯功率从零功率上升至满功率的过程中，获取实时堆芯功率；判断模块用于判断实时堆芯功率是否在预设的双速切换功率范围内；切换模块用于判断模块判断为是时，控制主泵由第一转速切换为第二转速。通过实施该系统从而达到省电的目的，令启泵电流低，启动特性更好，电机储备功率可大幅减小，有利于减小电机尺寸。
附图说明
下面将结合附图及实施例对本发明作进一步说明，附图中：
图1是本发明反应堆的示意图；
图2是本发明反应堆启动方法的流程图；
图3是本发明反应堆启动系统的模块框图。
具体实施方式
为了对本发明的技术特征、目的和效果有更加清楚的理解，现对照附图详细说明本发明的具体实施方式。
需要说明的是，附图中所示的流程图仅是示例性说明，不是必须包括所有的内容和操作/步骤，也不是必须按所描述的顺序执行。例如，有的操作/步骤还可以分解，而有的操作/步骤可以合并或部分合并，因此实际执行的顺序有可能根据实际情况改变。
附图中所示的方框图仅仅是功能实体，不一定必须与物理上独立的实体相对应。即，可以采用软件形式来实现这些功能实体，或在一个或多个硬件模块或集成电路中实现这些功能实体，或在不同网络和/或处理器装置和/或微控制器装置中实现这些功能实体。
实施例一：
本发明公开了一种反应堆启动方法，适用于如图1所示的反应堆，包括主泵1、压力容器2、堆芯3、控制棒4、蒸汽发生器5、启动分离器6、疏水换热器7、除氧器8、主给水泵9和给水阀门10。其中，堆芯3的作用是进行核裂变，将核能转化为水的热能。水作为冷却剂在反应堆中吸收核裂变产生的热能，成为高温高压的水，然后沿一回路进水管道进入蒸汽发生器5，将热量传给二回路的水，使其变为饱和蒸汽，然后经二回路出水管道输出至启动分离器6中分离水和蒸汽，分离后的水输入至疏水换热器7中进行降温，降温后输入至除氧器8中，最后经一回路进水管道并通过主给水泵9回流至蒸汽发生器5中，对一回路热水进行冷却。而一回路冷却后的水再由一回路出水管道通过主泵1输出到堆芯3内重新加热，如此循环往复，形成一个封闭的吸热和放热的循环过程。其中，图1中的虚线代表一回路，实线代表二回路。
对于反应堆在取电比较困难的情况下时，即使节省几度电也是有重大意义的，因此本发明设计的该方法主要目的是为了省电，控制反应堆的一回路主泵1在堆芯3低功率时能够半速启动，启泵电流低，启动特性更好，电机储备功率可大幅减小，有利于减小电机尺寸，而在堆芯3高功率时又能够全速启动，因此如图2所示，该方法包括以下步骤：
步骤S1：在反应堆堆芯3启动时，控制反应堆的一回路主泵1以第一转速启动；其中，第一转速为可以为半速。而在另外一些实施例中，第一转速还可以为1/3转速等。
步骤S2：在堆芯功率从零功率上升至满功率的过程中，获取实时堆芯功率。
步骤S3：判断实时堆芯功率是否在预设的双速切换功率范围内；其中，双速切换功率范围为在反应堆的蒸汽发生器5稳定运行功率台阶以上中所预先选定的一功率台阶范围。优选地，双速切换功率范围为在反应堆的蒸汽发生器5稳定运行功率台阶以上、反应堆的汽轮机并网功率台阶以下的功率台阶中所预先选定的一功率台阶范围。例如，预设的双速切换功率范围为大于等于20％FP，其中FP为堆芯满功率。对于小型堆，汽轮机并网功率台阶一般选择较高，比如20％FP或30％FP，这是因为蒸汽发生器在低于20％FP时，可能不稳定，因此双速切换功率范围一般在反应堆的蒸汽发生器5稳定运行功率台阶以上中选定。
步骤S4：若是，则控制主泵1由第一转速切换为第二转速；其中，第一转速小于第二转速，第二转速可以为全速。而在另外一些实施例中，第二转速还可以为2/3转速等。
本方法在反应堆堆芯3启动时，控制主泵1以半速启动，主要目的是为了省电，但在省电的情况下，为了保证反应堆的一回路能够很好的传热，避免蒸汽发生器5在启动期间强烈的流动不稳定和壁温波动状况，实现反应堆稳定运行的目标，可通过控制反应堆的二回路压力、给水流量，并配合主泵1的半速启动，来提高低功率下的温差，从而利于蒸汽发生器5的传热和稳定性，进而利于反应堆的一回路平均温度的控制，达到最好的传热效果。
因此，在步骤S1中还包括：
步骤S1-1：控制反应堆的二回路压力保持不变；在一些实施例中，可通过调节反应堆的蒸汽发生器5二回路出口处的阀门，来控制反应堆的二回路压力，例如可控制反应堆的二回路压力保持4MPa不变。
和/或
步骤S1-2：控制反应堆的二回路主给水泵9以与实时堆芯功率对应的预设给水流量为反应堆的蒸汽发生器5提供给水，来控制反应堆的一回路平均温度维持在第一预设温度。在一些实施例中，第一预设温度小于现有情况下主泵1半速启动时的反应堆的一回路平均温度，即280摄氏度，优选第一预设温度为250摄氏度。
优选且完整地，可通过控制反应堆的一回路主泵1以第一转速启动、控制反应堆的二回路压力保持不变、以及控制反应堆的二回路主给水泵9以与实时堆芯功率对应的预设给水流量为反应堆的蒸汽发生器5提供给水，来控制反应堆的一回路平均温度维持在第一预设温度。
在一些实施例中，在步骤S1-2中，包括：
若实时堆芯功率为零功率时，则控制反应堆的二回路主给水泵9以与零功率对应的第一预设给水流量为反应堆的蒸汽发生器5提供给水，保证反应堆的二回路处于水实体状态。
若实时堆芯功率在第一功率范围内时，则控制反应堆的二回路主给水泵9以与第一功率范围对应的第二预设给水流量为反应堆的蒸汽发生器5提供给水，此时由于实时堆芯功率上升，使得反应堆的蒸汽发生器5二回路出口处由过冷水转变成过热蒸汽。
若实时堆芯功率在第二功率范围内时，则控制反应堆的二回路主给水泵9以与第二功率范围对应的第三预设给水流量为反应堆的蒸汽发生器5提供给水，保证反应堆的蒸汽发生器5二回路出口处维持过热蒸汽状态。
其中，第二功率范围的最小值大于第一功率范围的最大值；第三预设给水流量大于第二预设给水流量，第二预设给水流量大于第一预设给水流量。
例如：零功率即0％FP时，第一预设给水流量大于等于2％FF且小于等于4％FF。优选地，第一预设给水流量为2％FF。
第一功率范围为大于0％FP且小于等于5％FP时，第二预设给水流量大于等于5％FF且小于等于8％FF。优选地，第二预设给水流量为5％FF。
第二功率范围为大于5％FP且小于20％FP时，第三预设给水流量为大于等于18％FF且小于等于25％FF。优选地，第三预设给水流量为20.4％FF。
其中，需要说明的是，FP为堆芯满功率，FF为主给水泵9的给水满流量。
在本实施例中，为了保证反应堆的一回路能够很好的传热，实现反应堆稳定运行的目标，可通过控制反应堆的二回路压力、给水流量，并配合主泵1的全速启动，从而利于蒸汽发生器5的传热和稳定性，进而利于反应堆的一回路平均温度的控制，达到最好的传热效果。
因此在步骤S4中还包括：
S4-1：控制反应堆的二回路压力保持不变；在一些实施例中，可通过调节反应堆的蒸汽发生器5二回路出口处的阀门，来控制反应堆的二回路压力，例如可控制反应堆的二回路压力保持4MPa不变。
和/或
S4-2：控制反应堆的二回路主给水泵9的给水流量跟随实时堆芯功率线性提升，来控制反应堆的一回路平均温度维持在第二预设温度。在一些实施例中，第一预设温度小于第二预设温度，第二预设温度小于现有情况下主泵1全速启动时的反应堆的一回路平均温度，即330摄氏度，优选第二预设温度为300摄氏度。
优选且完整地，可通过控制主泵1由第一转速切换为第二转速、控制反应堆的二回路压力保持不变、以及控制反应堆的二回路主给水泵9的给水流量跟随实时堆芯功率线性提升，来控制反应堆的一回路平均温度维持在第二预设温度。
通过实施本实施例，具有以下有益效果：
本发明的反应堆启动方法通过在反应堆堆芯3启动时，控制反应堆的一回路主泵1以第一转速启动，在堆芯功率从零功率上升至满功率的过程中，获取实时堆芯功率，并判断实时堆芯功率是否在预设的双速切换功率范围内，若是，则控制主泵1由第一转速切换为第二转速，从而达到省电的目的，令启泵电流低，启动特性更好，电机储备功率可大幅减小，有利于减小电机尺寸。
同时，在省电的情况下，为了保证反应堆的一回路能够很好的传热，避免蒸汽发生器5在启动期间强烈的流动不稳定和壁温波动状况，实现反应堆稳定运行的目标，可通过控制反应堆的二回路压力、给水流量，并配合主泵1的半速启动，来提高低功率下的温差，从而利于蒸汽发生器5的传热和稳定性，进而利于反应堆的一回路平均温度的控制，达到最好的传热效果。
实施例二：
本发明还公开了一种反应堆启动系统，适用于如图1所示的反应堆，包括主泵1、压力容器2、堆芯3、控制棒4、蒸汽发生器5、启动分离器6、疏水换热器7、除氧器8、主给水泵9和给水阀门10。其中，堆芯3的作用是进行核裂变，将核能转化为水的热能。水作为冷却剂在反应堆中吸收核裂变产生的热能，成为高温高压的水，然后沿一回路进水管道进入蒸汽发生器5，将热量传给二回路的水，使其变为饱和蒸汽，然后经二回路出水管道输出至启动分离器6中分离水和蒸汽，分离后的水输入至疏水换热器7中进行降温，降温后输入至除氧器8中，最后经一回路进水管道并通过主给水泵9回流至蒸汽发生器5中，对一回路热水进行冷却。而一回路冷却后的水再由一回路出水管道通过主泵1输出到堆芯3内重新加热，如此循环往复，形成一个封闭的吸热和放热的循环过程。其中，图1中的虚线代表一回路，实线代表二回路。
特别对于海上的反应堆，由于海上获取电比较困难，因此即使节省几度电也是有重大意义的，因此本发明设计的该方法主要目的是为了省电，控制反应堆的一回路主泵1在堆芯3低功率时能够半速启动，启泵电流低，启动特性更好，电机储备功率可大幅减小，有利于减小电机尺寸，而在堆芯3高功率时又能够全速启动，因此如图3所示，该系统包括：
启动模块，用于在反应堆堆芯3启动时，控制反应堆的一回路主泵1以第一转速启动；其中，第一转速为可以为半速。而在另外一些实施例中，第一转速还可以为1/3转速等。在一些实施例中，该启动模块为转速发生装置。
获取模块，用于在堆芯功率从零功率上升至满功率的过程中，获取实时堆芯功率；在一些实施例中，该获取模块为电度表，或者包括用于测量电压的霍尔电压传感器、用于测量电流的霍尔电流传感器以及用于根据电压和电流计算功率的计算器。
判断模块，用于判断实时堆芯功率是否在预设的双速切换功率范围内；其中，双速切换功率范围为在反应堆的蒸汽发生器5稳定运行功率台阶以上中所预先选定的一功率台阶范围。优选地，双速切换功率范围为在反应堆的蒸汽发生器5稳定运行功率台阶以上、反应堆的汽轮机并网功率台阶以下的功率台阶中所预先选定的一功率台阶范围。例如，预设的双速切换功率范围为大于等于20％FP，其中FP为堆芯满功率。对于小型堆，汽轮机并网功率台阶一般选择较高，比如20％FP或30％FP，这是因为蒸汽发生器在低于20％FP时，可能不稳定，因此双速切换功率范围一般在反应堆的蒸汽发生器5稳定运行功率台阶以上中选定。在一些实施例中，该判断模块为微处理器。
切换模块，用于判断模块判断为是时，控制主泵1由第一转速切换为第二转速；其中，第一转速小于第二转速，第二转速可以为全速。而在另外一些实施例中，第二转速还可以为2/3转速等。在一些实施例中，该切换模块为变频器。
本系统在反应堆堆芯3启动时，控制主泵1以半速启动，主要目的是为了省电，但在省电的情况下，为了保证反应堆的一回路能够很好的传热，避免蒸汽发生器5在启动期间强烈的流动不稳定和壁温波动状况，实现反应堆稳定运行的目标，可通过控制反应堆的二回路压力、给水流量，并配合主泵1的半速启动，来提高低功率下的温差，从而利于蒸汽发生器5的传热和稳定性，进而利于反应堆的一回路平均温度的控制，达到最好的传热效果。
因此，启动模块还用于，控制反应堆的二回路压力保持不变；在一些实施例中，可通过调节反应堆的蒸汽发生器5二回路出口处的阀门，来控制反应堆的二回路压力，例如可控制反应堆的二回路压力保持4MPa不变。
和/或，
控制反应堆的二回路主给水泵9以与实时堆芯功率对应的预设给水流量为反应堆的蒸汽发生器5提供给水，来控制反应堆的一回路平均温度维持在第一预设温度。在一些实施例中，第一预设温度小于现有情况下主泵1半速启动时的反应堆的一回路平均温度，即280摄氏度，优选第一预设温度为250摄氏度。
优选且完整地，启动模块，用于通过控制反应堆的一回路主泵1以第一转速启动、控制反应堆的二回路压力保持不变、以及控制反应堆的二回路主给水泵9以与实时堆芯功率对应的预设给水流量为反应堆的蒸汽发生器5提供给水，来控制反应堆的一回路平均温度维持在第一预设温度。
在一些实施例中，所述控制反应堆的二回路主给水泵9以与实时堆芯功率对应的预设给水流量为反应堆的蒸汽发生器5提供给水，包括：
若实时堆芯功率为零功率时，则控制反应堆的二回路主给水泵9以与零功率对应的第一预设给水流量为反应堆的蒸汽发生器5提供给水，保证反应堆的二回路处于水实体状态。
若实时堆芯功率在第一功率范围内时，则控制反应堆的二回路主给水泵9以与第一功率范围对应的第二预设给水流量为反应堆的蒸汽发生器5提供给水，此时由于实时堆芯功率上升，使得反应堆的蒸汽发生器5二回路出口处由过冷水转变成过热蒸汽。
若实时堆芯功率在第二功率范围内时，则控制反应堆的二回路主给水泵9以与第二功率范围对应的第三预设给水流量为反应堆的蒸汽发生器5提供给水，保证反应堆的蒸汽发生器5二回路出口处维持过热蒸汽状态。
其中，第二功率范围的最小值大于第一功率范围的最大值；第三预设给水流量大于第二预设给水流量，第二预设给水流量大于第一预设给水流量。
例如：零功率即0％FP时，第一预设给水流量大于等于2％FF且小于等于4％FF。优选地，第一预设给水流量为2％FF。
第一功率范围为大于0％FP且小于等于5％FP时，第二预设给水流量大于等于5％FF且小于等于8％FF。优选地，第二预设给水流量为5％FF。
第二功率范围为大于5％FP且小于20％FP时，第三预设给水流量为大于等于18％FF且小于等于25％FF。优选地，第三预设给水流量为20.4％FF。
其中，需要说明的是，FP为堆芯满功率，FF为主给水泵9的给水满流量。
在本实施例中，为了保证反应堆的一回路能够很好的传热，实现反应堆稳定运行的目标，可通过控制反应堆的二回路压力、给水流量，并配合主泵1的全速启动，从而利于蒸汽发生器5的传热和稳定性，进而利于反应堆的一回路平均温度的控制，达到最好的传热效果。
因此，切换模块还用于，控制反应堆的二回路压力保持不变；在一些实施例中，可通过调节反应堆的蒸汽发生器5二回路出口处的阀门，来控制反应堆的二回路压力，例如可控制反应堆的二回路压力保持4MPa不变。
和/或，
控制反应堆的二回路主给水泵9的给水流量跟随实时堆芯功率线性提升，来控制反应堆的一回路平均温度维持在第二预设温度。在一些实施例中，第一预设温度小于第二预设温度，第二预设温度小于现有情况下主泵1全速启动时的反应堆的一回路平均温度，即330摄氏度，优选第二预设温度为300摄氏度。
优选且完整地，切换模块，用于通过控制主泵1由第一转速切换为第二转速、控制反应堆的二回路压力保持不变、以及控制反应堆的二回路主给水泵9的给水流量跟随实时堆芯功率线性提升，来控制反应堆的一回路平均温度维持在第二预设温度。
通过实施本实施例，具有以下有益效果：
本发明的反应堆启动系统包括启动模块、获取模块、判断模块、以及切换模块。其中，启动模块用于在反应堆堆芯3启动时，控制反应堆的一回路主泵1以第一转速启动；获取模块用于在堆芯功率从零功率上升至满功率的过程中，获取实时堆芯功率；判断模块用于判断实时堆芯功率是否在预设的双速切换功率范围内；切换模块用于判断模块判断为是时，控制主泵1由第一转速切换为第二转速。通过实施该系统从而达到省电的目的，令启泵电流低，启动特性更好，电机储备功率可大幅减小，有利于减小电机尺寸。
同时，在省电的情况下，为了保证反应堆的一回路能够很好的传热，避免蒸汽发生器5在启动期间强烈的流动不稳定和壁温波动状况，实现反应堆稳定运行的目标，可通过控制反应堆的二回路压力、给水流量，并配合主泵1的半速启动，来提高低功率下的温差，从而利于蒸汽发生器5的传热和稳定性，进而利于反应堆的一回路平均温度的控制，达到最好的传热效果。
可以理解的，以上实施例仅表达了本发明的优选实施方式，其描述较为具体和详细，但并不能因此而理解为对本发明专利范围的限制；应当指出的是，对于本领域的普通技术人员来说，在不脱离本发明构思的前提下，可以对上述技术特点进行自由组合，还可以做出若干变形和改进，这些都属于本发明的保护范围；因此，凡跟本发明权利要求范围所做的等同变换与修饰，均应属于本发明权利要求的涵盖范围。

Claims (14)

1.一种反应堆启动方法，其特征在于，包括以下步骤：
S1：在所述反应堆堆芯(3)启动时，控制所述反应堆的一回路主泵(1)以第一转速启动；
S2：在堆芯功率从零功率上升至满功率的过程中，获取实时堆芯功率；
S3：判断所述实时堆芯功率是否在预设的双速切换功率范围内；
S4：若是，则控制所述主泵(1)由所述第一转速切换为第二转速。
2.根据权利要求1所述的反应堆启动方法，其特征在于，所述双速切换功率范围为在所述反应堆的蒸汽发生器(5)稳定运行功率台阶以上中所预先选定的一功率台阶范围。
3.根据权利要求1所述的反应堆启动方法，其特征在于，在所述步骤S1中还包括：
S1-1：控制所述反应堆的二回路压力保持不变；和/或
S1-2：控制所述反应堆的二回路主给水泵(9)以与所述实时堆芯功率对应的预设给水流量为所述反应堆的蒸汽发生器(5)提供给水，来控制所述反应堆的一回路平均温度维持在第一预设温度。
4.根据权利要求3所述的反应堆启动方法，其特征在于，在所述步骤S1-2中，包括：
若所述实时堆芯功率为零功率时，则控制所述反应堆的二回路主给水泵(9)以与所述零功率对应的第一预设给水流量为所述反应堆的蒸汽发生器(5)提供给水；
若所述实时堆芯功率在第一功率范围内时，则控制所述反应堆的二回路主给水泵(9)以与所述第一功率范围对应的第二预设给水流量为所述反应堆的蒸汽发生器(5)提供给水；
若所述实时堆芯功率在第二功率范围内时，则控制所述反应堆的二回路主给水泵(9)以与所述第二功率范围对应的第三预设给水流量为所述反应堆的蒸汽发生器(5)提供给水；
其中，所述第二功率范围的最小值大于所述第一功率范围的最大值；所述第三预设给水流量大于所述第二预设给水流量，所述第二预设给水流量大于所述第一预设给水流量。
5.根据权利要求3所述的反应堆启动方法，其特征在于，在所述步骤S4中还包括：
S4-1：控制所述反应堆的二回路压力保持不变；和/或
S4-2：控制所述反应堆的二回路主给水泵(9)的给水流量跟随所述实时堆芯功率线性提升，来控制所述反应堆的一回路平均温度维持在第二预设温度。
6.根据权利要求5所述的反应堆启动方法，其特征在于，所述第一预设温度小于所述第二预设温度；所述第一转速小于所述第二转速。
7.根据权利要求6所述的反应堆启动方法，其特征在于，所述第一转速为半速，所述第二转速为全速。
8.一种反应堆启动系统，其特征在于，包括：
启动模块，用于在所述反应堆堆芯(3)启动时，控制所述反应堆的一回路主泵(1)以第一转速启动；
获取模块，用于在堆芯功率从零功率上升至满功率的过程中，获取实时堆芯功率；
判断模块，用于判断所述实时堆芯功率是否在预设的双速切换功率范围内；
切换模块，用于所述判断模块判断为是时，控制所述主泵(1)由第一转速切换为第二转速。
9.根据权利要求8所述的反应堆启动系统，其特征在于，所述双速切换功率范围为在所述反应堆的蒸汽发生器(5)稳定运行功率台阶以上中所预先选定的一功率台阶范围。
10.根据权利要求8所述的反应堆启动系统，其特征在于，所述启动模块还用于，控制所述反应堆的二回路压力保持不变；和/或，控制所述反应堆的二回路主给水泵(9)以与所述实时堆芯功率对应的预设给水流量为所述反应堆的蒸汽发生器(5)提供给水，来控制所述反应堆的一回路平均温度维持在第一预设温度。
11.根据权利要求10所述的反应堆启动系统，其特征在于，所述控制所述反应堆的二回路主给水泵(9)以与所述实时堆芯功率对应的预设给水流量为所述反应堆的蒸汽发生器(5)提供给水，包括：
若所述实时堆芯功率为零功率时，则控制所述反应堆的二回路主给水泵(9)以与所述零功率对应的第一预设给水流量为所述反应堆的蒸汽发生器(5)提供给水；
若所述实时堆芯功率在第一功率范围内时，则控制所述反应堆的二回路主给水泵(9)以与所述第一功率范围对应的第二预设给水流量为所述反应堆的蒸汽发生器(5)提供给水；
若所述实时堆芯功率在第二功率范围内时，则控制所述反应堆的二回路主给水泵(9)以与所述第二功率范围对应的第三预设给水流量为所述反应堆的蒸汽发生器(5)提供给水；
其中，所述第二功率范围的最小值大于所述第一功率范围的最大值；所述第三预设给水流量大于所述第二预设给水流量，所述第二预设给水流量大于所述第一预设给水流量。
12.根据权利要求10所述的反应堆启动系统，其特征在于，所述切换模块还用于，控制所述反应堆的二回路压力保持不变；和/或，控制所述反应堆的二回路主给水泵(9)的给水流量跟随所述实时堆芯功率线性提升，来控制所述反应堆的一回路平均温度维持在第二预设温度。
13.根据权利要求12所述的反应堆启动系统，其特征在于，所述第一预设温度小于所述第二预设温度；所述第一转速小于所述第二转速。
14.根据权利要求13所述的反应堆启动系统，其特征在于，所述第一转速为半速，所述第二转速为全速。
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Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
WO2022262225A1 (zh) * 2021-06-18 2022-12-22 中广核研究院有限公司 一种反应堆启动方法及系统

Citations (11)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US5610957A (en) * 1994-07-31 1997-03-11 Hitachi, Ltd. Reactor core coolant flow rate control system for a BWR type nuclear power plant
JPH09178110A (ja) * 1995-12-27 1997-07-11 Hitachi Ltd 給水制御方法及びその装置
JPH11118987A (ja) * 1997-10-15 1999-04-30 Toshiba Corp 原子炉水位制御方法
CN1252607A (zh) * 1998-10-22 2000-05-10 Abb燃烧工程核力公司 压水反应堆蒸汽发生器满功率范围内的给水控制
JP2005172742A (ja) * 2003-12-15 2005-06-30 Global Nuclear Fuel-Japan Co Ltd 原子炉の起動運転方法
CN103117101A (zh) * 2013-01-19 2013-05-22 哈尔滨工程大学 用于一体化反应堆的启停辅助装置及一体化反应堆的冷启动方法
CN107170487A (zh) * 2017-04-21 2017-09-15 中广核研究院有限公司 多环路反应堆长期低功率偏环路运行的控制系统及方法
CN108729967A (zh) * 2017-04-25 2018-11-02 国家电投集团科学技术研究院有限公司 核能发电系统及其控制方法
CN109240245A (zh) * 2018-10-25 2019-01-18 中国船舶重工集团公司第七〇九研究所 一种核动力装置综合控制系统数字化体系架构
CN110186026A (zh) * 2019-05-06 2019-08-30 中广核研究院有限公司 直流式蒸汽发生器的干式热态启动方法
CN110197733A (zh) * 2019-06-12 2019-09-03 岭澳核电有限公司 核电站一回路排气控制方法

Family Cites Families (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4975238A (en) * 1988-09-01 1990-12-04 Mpr, Inc. Control system for a nuclear steam power plant
CN106847347B (zh) * 2017-02-10 2018-12-18 中国科学院合肥物质科学研究院 一种双循环模式反应堆和反应堆运行噪声的控制方法
CN111508620B (zh) * 2020-04-30 2023-03-24 中国核动力研究设计院 一种反应堆机动性自调节方法
CN113488207B (zh) * 2021-06-18 2024-05-10 中广核研究院有限公司 一种反应堆启动方法及系统

Patent Citations (11)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US5610957A (en) * 1994-07-31 1997-03-11 Hitachi, Ltd. Reactor core coolant flow rate control system for a BWR type nuclear power plant
JPH09178110A (ja) * 1995-12-27 1997-07-11 Hitachi Ltd 給水制御方法及びその装置
JPH11118987A (ja) * 1997-10-15 1999-04-30 Toshiba Corp 原子炉水位制御方法
CN1252607A (zh) * 1998-10-22 2000-05-10 Abb燃烧工程核力公司 压水反应堆蒸汽发生器满功率范围内的给水控制
JP2005172742A (ja) * 2003-12-15 2005-06-30 Global Nuclear Fuel-Japan Co Ltd 原子炉の起動運転方法
CN103117101A (zh) * 2013-01-19 2013-05-22 哈尔滨工程大学 用于一体化反应堆的启停辅助装置及一体化反应堆的冷启动方法
CN107170487A (zh) * 2017-04-21 2017-09-15 中广核研究院有限公司 多环路反应堆长期低功率偏环路运行的控制系统及方法
CN108729967A (zh) * 2017-04-25 2018-11-02 国家电投集团科学技术研究院有限公司 核能发电系统及其控制方法
CN109240245A (zh) * 2018-10-25 2019-01-18 中国船舶重工集团公司第七〇九研究所 一种核动力装置综合控制系统数字化体系架构
CN110186026A (zh) * 2019-05-06 2019-08-30 中广核研究院有限公司 直流式蒸汽发生器的干式热态启动方法
CN110197733A (zh) * 2019-06-12 2019-09-03 岭澳核电有限公司 核电站一回路排气控制方法

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
WO2022262225A1 (zh) * 2021-06-18 2022-12-22 中广核研究院有限公司 一种反应堆启动方法及系统

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