石墨水冷堆控制

燃料组件功率计算，工艺管内燕汽含量计算，达到临界释热点的安全系数计算，后备反应性计算，栅格内石墨最高温度计算，径向功率不均匀系数计算，以及堆芯径向和轴向释能监察探测器的整定值计算。

石墨球床堆也叫卵石堆，最早是德国在本世纪60年代建成了原理堆，由于技术和需求的限制，30年没有大的发展，直到上个世纪90年代，国际能源危机的压力日趋严重，南非和中国先后开始了对这一技术的现代化研究和实用化探索，分别是南非国营电力设计的PBMR(400MW热功率)和中国原子能技术研究院设计的HTR-PM(460MW)。两者的设计都已经基本完成，其间中国完成了清华大学10Mw原理堆(HTR-10)的建造和运行工作，HTR-10已经并网多时了

根据清华实验堆的数据，在最严重的跑气，堆芯彻底失冷，控制棒卡住下不来，且燃料都是新装的(有劲儿)的情况下，30秒之内，燃料组件就达到了热平衡最大值，温度是1030度左右，而"瓜子壳"的承受能力是1600，所以除非此时用球磨机磨燃料球，UO2还是跑不出来，而此后就是温度继续下降，负反应最终接触链式反应。

根据清华实验堆的数据，在最严重的跑气，堆芯彻底失冷，控制棒卡住下不来，且燃料都是新装的(有劲儿)的情况下，30秒之内，燃料组件就达到了热平衡最大值，温度是1030度左右，而"瓜子壳"的承受能力是1600，所以除非此时用球磨机磨燃料球，UO2还是跑不出来，而此后就是温度继续下降，负反应最终接触链式反应。

根据清华实验堆的数据，在最严重的跑气，堆芯彻底失冷，控制棒卡住下不来，且燃料都是新装的(有劲儿)的情况下，30秒之内，燃料组件就达到了热平衡最大值，温度是1030度左右，而"瓜子壳"的承受能力是1600，所以除非此时用球磨机磨燃料球，UO2还是跑不出来，而此后就是温度继续下降，负反应最终接触链式反应。

根据清华实验堆的数据，在最严重的跑气，堆芯彻底失冷，控制棒卡住下不来，且燃料都是新装的(有劲儿)的情况下，30秒之内，燃料组件就达到了热平衡最大值，温度是1030度左右，而"瓜子壳"的承受能力是1600，所以除非此时用球磨机磨燃料球，UO2还是跑不出来，而此后就是温度继续下降，负反应最终接触链式反应。

煤球核燃料的后处理是所有核装料中最好处理的，原因有4，1是首先燃烧深度大，可达90%以上，这是成型燃料组件做不到的，2是燃料颗粒外面的陶瓷保护层，大多数情况下可以隔绝可能的泄露，这也是成型组件做不到的，3是球球很小，你可以一个球一个球的拿机器彻底检查它的辐照结果，作为深度处理的依据，这还是成型组件做不到的，4石墨是非常稳定的，不怕腐蚀，机械强度也高，埋起来安全得多，这还是成型组件做不到的

​实现石墨水冷反应堆的总功率控制和其堆芯不同的区域在给定工况下的运行参数监控，以保证反应堆的安全运行。石里水冷堆全堆有工艺管(包括过热蒸汽管)2000根左右。对反应性，采用拉制棒进行控制，典型石墨水冷反应堆的控制机构包括多种吸收棒。其中，事故保护棒用于安全停闭反应堆;自动调节棒用于总功率和区域控制;手动调节棒和短捧吸收体用于径向和轴向功率分布调节。石共水冷堆功率调节系统用以对石墨水冷堆的总功率进行监控。通常，共有三套调节系统:在额定功率0.25%~6%时，有一套平均功率自动调节器进行工作.它有4个电离室电流测量通道.并操纵4根调节棒在堆芯同步位移，在额定功率6%~100%的区间.运用了两套平均功率自动调节器，其中一套投人运行，另一套处于"热"备用状态。当运行中的调节器出现故障时，备用调节器自动投人运行。每一套都具有4个测t通道和4个执行通道，并且，当任何一个测量或执行通道脱开时，调节器仍保持工作能力。石墨水冷堆径向功率分布监控通常.在石墨水冷反应堆内，沿径向均匀分布布置自给能探测器。在功率提升过程中，用功率调节系统自动控制堆功率，根据自给能探测器信号与整定值信号的偏差，操纵手动调节棒，调整功率分布。当反应堆进人稳定工况后，操纵员可以手动投人分区自动调节子系统.以保持稳定的反应堆功率分布。石墨水冷堆轴向功率分布监控石墨水冷反应堆内设有多个轴向中子注量率分布监察孔道.每个孔道沿轴向均匀分布自给能探测器，当出现轴向中子注量率分布"扭曲"时，手动调整短棒吸收体和手动调节捧，以消除这种"扭曲"。石墨水冷堆事故降功率系统当因核电厂主要设备故障而需要降低反应堆功率或将反应堆负荷转到厂用负荷的工况时，自动功率调节系统即以每秒4%额定功率的速率首先将功率降至80%水平，然后以每秒2肠额定功率的速率继续下降到事先确定的功率水平。在事故降功率的情况下，附加的调节棒将连接到功率调节系统上，以便增加它的有效性。此外，出于安全的考虑，事先确定一组调节棒不随调节系统信号动作，而直接根据降功率初始信号插人堆芯。石垂水冷堆堆芯参数监察为对堆芯参数进行监察.需配备成群的堆芯参数监察测量系统和计算机数据处理系统。

石墨反应堆，是核裂变反应堆中的一种，也是最常用、最早使用的一种。石墨具有良好的中子减速性能，最早作为减速剂用于原子反应堆中，铀一石墨反应堆是目前应用较多的一种原子反应堆。作为动力用的原子能反应堆中的减速材料应当具有高熔点、稳定、耐腐蚀的性能。