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1、压水堆核电站控制概述 1.1 1.1压水堆核电站及流程图压水堆核电站主要是由反应堆、一回路系统、：回路系统及其它辅助系统和设任组成,出于压水堆核电站中具有放时性的一回路与不带放射性的二回路系统是相分开的，所以通常又把床水堆核电站分为核岛和常规岛两大部分,如图11所示.核岛是指核的系统和设备部分：常规岛是指那些和常规火电厂相似的系统和设备部分得压水堆结构如图12所示，堆芯由157个燃料组件组成，燃料在*Zr合金制成的包克内，燃料用低浓缩2mU制成,脖状是小10柱体,由氧化油烧结而成。使用普通水作冷却剂和慢化剂,J长力约为155MPa.核反应是通过移动插入在堆内的53个控制帕束组件以及调节慢化剂中
2、的碘酸浓度来控制的.R1.1-1压水堆核电站的姐成压水堆核电站工艺流程如图1一3所示.一回路冷却剂水在三个冷却回路中循环，将堆芯的热染带到三个蒸汽发生器。冷却剂的循环推冷却剂泵（主泵）来完成。一台柩压潺使一回路的压力维持忸定.在蒸汽发生器中,热址是通过蒸汽发生零管壁从一回路传到二回路.使进入蒸汽发生器的水在5.8MPa压力下汽化,产生的蒸汽送到汽轮机,汽轮机带动发电机组发电，最终把核能转化为电能，再通过26k*400kv（香港城26kW500kv（广东）变压器变电压送到枢女”变电站进入电网.由汽轮机排出的蒸汽经过冷凝器后,由给水泵打入给水加热零加热,最后回到蒸汽发生器二次例再被一次但冷却剂加热
3、完成一次循环.图1一2J卡水堆本体结构图图1一3压水堆核电站工艺流程图 1.2 压水堆核电站控制系统J卡水堆核电站捽制系统如图14所示,主要包括： 反应堆冷却剂平均甜度（R棒组）控制系统： 反应堆功率（N卜N八GG2悻组）控制系统； 燃酸浓度控制系统（属反应堆辅助系统一化学与容枳控制系统）： 枪J卡零压力和水位捽制系统： 蒸汽发生器水位控制系统： 大气蒸汽排放控制系统： 汽机调节（负荷控制）系统； 冷凝零蒸汽排放捽制系统： 给水流限控制系统： 汽动泵速度控制系统； 电动泵速度控制系统； 发电机电压控制系统等.用锁侑号,C为控制棒组件控制系统提供联候作用，用于闭锁控制棒组件的臼动或手动提升，限制
4、反应堆功率增长，防止出现由于控制棒组件过份提升而引起反应堆保护系统动作.出水堆物电站的核功率是孤陋透平功率而变化的.这种运行方式通常称为负荷跟踪运行模式（即模式G）,参与电河诩峰.这种模式对于电厂砧最设活的运行模式.电网需求的变化可以由汽轮机控制系统I1.接改变蒸汽流址,而反应堆则通过它的控制系统对负荷的变化做出响应。图I4压水堆核电站控制系统框图出水堆核电站控制系统的主要功能是：(I)用于反应堆的后动、停堆、升功率、降功率以及维持反应堆稳态运行功率水平等功率调节：(2)实现功率分布的控制，使反应堆处于良好的安全性和经济性状态卜运行：(3)抵消过剩反应性、补偿在运行中由于温度变化、中毒和燃耗所
5、引起的反应性变化:(4)在保证电网要求的运行灵活性的同时，使NSSS(核蒸汽供应系统)能适应定的运行行态.电网领率控制是电力生产的重要指标之一，电珅频率变化的主要原因是田于产生的功本与负荷要求不一致所致.例如减少某一个电厂发电圻，粉率就会降低.中国电网受到的干扰更大，频率变化在几小时之内便可达到土25OmHz,反应堆控制在适应电网要求的同时，其控制系统要求具有良好的调节特性。(5)在运行暂态或设备故障之后保持主要电厂参数在正确的运行范围内以尽量减少对反应堆保护系统不必要的动作或要求.发电机与反应堆之间的功率不平衡是以反应堆冷却剂温度及蒸汽压力等过程多数变化表现出来的.由于媛发中子的作用及反应堆
6、冷却剂温度效应对反应性的快速反作用,反应堆是一个相对比较慢的调节对象，因此，以反应堆冷却剂平均温度作为主网节疑是能膨满足网节要求的。对反应堆控制系统的基本要求是： 当负荷低于15%FP时,可用手动控制,高于1S%FP时投入自动控制. 允许负荷最大可有10%FP阶跃变化,但负荷阶跃变化+1(%FP时，负荷不得超过100%FP, 允许负荷以S%FPnim的速率连续变化； 旭负荷5O%-8O%FP不引起大气排放的打开、停堆或蒸汽发生器二次侧安全的打开： 反应堆紧急停堆、汽机脱拉不引起蒸汽发生器：次恻安全村打开： 接到紧急停堆信号后，能在约1，杪的时间内快速落卜控制棒。JK水堆核电站捽制系统的整定值大
7、部分是由核功率由90%FP阶状上升到KXWiEP的晌应来决定的.正常运行时功率调节的超调顺应小于3%FP,冷却剂平均温度的超调依也是一个正要指标，通常饕求平均温度超调量不应大于2.SC。13反应堆动态方程根据核反应堆物理分析里讨论过的单群中子扩敢理论，推导反应堆动态方程。如果反应堆内各点的中子通量密度随时间的变化特性,与空间位置无关，似乎把反应堆看成没有空间度It的一个“点”.则称为“点堆动力学模型”.定义中子一代时间IP为fp=式中I为中子为命:Kc1.r为有效为殖因子.反应性P为(1-1)Q-IP=-2小则具有六批缓发中子核反应堆动态方程为,，Ip,idC_仇“r万一万IC(1-2)(1-
8、3)式中n为中子密度：号为第i组援发中子先驱核衰变常数(1/s)：C为第i组援发中子先驱核密度：Bi为第i组级发中子份颔.仅为了阐明物理概会，可省略繁琐的推导过程，II接将多组缓发中子核反应堆动态方程近似为等效单纲缓发中子动力学方程：h(t)=-t(t)+C(t)Ip.C(I)=j-n(t)-AC(I)式中Qt尸-等效单组线发中子先驱核密度.核数cn:X等效单组线发中子先驱核的衰变常数.对方程组(1-4)求解,当反应性P为一个较小的阶跳扰动时，等效单组缓发中子的动态方程的近似解为n(t)Ae+A1et,i(15)图1-5较小阶跃扰动下等效单组缓发中f动态方程响应向或式中A=*:N=一孚2：1=
9、-3?=-勺图I-5为阶状扰动情-p-pP-Pp况下，等效单级级发中子的动态方程解的响应曲戏,当反应性P为一个很大扰动，其近似解为动态方程的解，表明在反应性扰动开始照间,中子密度迅速增长决定于瞬发中子，反应堆周期T=色；很快殴发中子发挥作用，中子通量密度以反应堆稳定周期T=仁按指P数规律埴长。如果反应性P=B值时，反应堆周期为零，反应堆达到瞬发临界，此时，反应堆完全依靠螭发中子维持链式反应,功率急剧上升失去控制，出现所谓“瞬发临界事故工这种现象表明在裂变过程中产生的中子,有B份是缓发中子.那么照发中子就是U-Ii)份.如果也将K看成由两部分组成：一部分是级发中子增殖系数BK,“另一部分於瞬发中
10、子增柏系数(I-B)K“，且把瞬发中子的增一系数调整到小于1.那么无论如何也就不会由瞬发中子造成瞬发临界。在这种条件卜I反应堆功率的变化就完全由缓发中子决定了.不难理解,援发中子份额虽然很小,但它的平均寿命有几十秒,所以有充分时间进行控制.因此,只要利用这段时间调节缓发中子的数目，使Kar=I,就实现了反应堆功率水平的控制。反应堆尤其是动力堆是作为能源使用的，而反应堆的能埴来源于核裂变反应。堆芯核燃料每一次核裂变反应平均择放出2(K)MCV(即3.2XIoUw)的能信来.由此可i1.算出每杪有3X0次核裂变反应就可以产生I瓦的功率.反应堆产生的热功率H,为P.=CE,N,V(W)(1-7)式中
11、，一一堆芯活性区平均中子通盘密度，中子数cns:V一一堆芯活性区体积,cm：C一一单位换算系数：Ef-好次核裂变平均林放的能量，值为200MeVi6-裂变材料的微观裂变裁面，mN一一推芯平均单位体积内核裂变材料的核子数,1(产原子cm由上式可以看出，反应堆功率与活性区的中子通属密僮或中子密度n=u,(D为热中子速度)成正比，因而反应堆功率的变化与中子通此密哎的变化规律是一致的,对反应堆中子通量密度的控制也就实现了反应堆功率的控制。中子通盘密度的性制可通过两条途径实现：是向堆芯投入吸收中子能力较强的用烟、镉和银等材料制成的控制棒，用它来吸收一部分中子，改变裂变反应速度：另一途径是化学控制，即在冷
12、却剂中加入吸收中子能力较覆的碘酸溶液，通过调节碘酸浓度来达到改变中子密度的目的。因为控制棒的动作较快，故UJ用来对付较快的反应性变化：而改变粒酸浓度的化学控制方法是比较慢的.因此,它川来补偿由于取毒或燃耗等引起的较慢的反应性变化.1.4压水堆内部效应及自稳自调特性反应堆及动力装置是功率调节系统的控制对象,常握控制对象的动态特性对设计调节系统是非常垂要的。反应堆及动力装置方框图如图16所示。图1-6反应堆及动力袋置方框图一、压水堆内部效应1 .燃料温度系数温度效应是反应堆温度变化而引起反应性变化的效应，用温度系数度i1.1.燃料反应性温度效应主要是由2MU的共振吸收随温度变化引起的。燃料温度的上
13、升导致燃料有效吸收栽面堵大，中子吸收增大，所以，-U的燃料温度系数总是负的.并且响应时间仅零点几秒.对J卡水堆来说,燃料温度系数般具有约一2一3.4PCm/C的数量级.2 .慢化剂温度系数慢化剂水的温度升高时，水膨胀，密度戒小，慢化能力减弱，使反应性变小，故温度系数是负的。由于压水堆是载硼运行，温度开四时，燃曲作用将防硼率度减小而卜降，使反应性增大,故姗酸的反应性温度系数是正的.如果硼酸浓度足师大慢化剂温度系数符变为正的.而压水堆在功率运行时，要求慢化剂温度系数是负的.该温度效应响应时间较长(约几秒卜因此，在反应堆温度效应反馈中起决定作用。慢化剂温度系数。n,约为一83一18pcm.为避免冷却
14、剂平均温度T114的5X?温度剧烈变化.要求：(I)在存期初，满功率有情况下，CIm约为一20PCmrC,它产生的反应性变化限制在1OOpcin；(2)在好期末，满功率有fit情况下，Om=-SOIKnVC,它产生的反应性变化限制在土250pcm-3 .慢化剂压力系数在寿期开始时，慢化剂压力系数在强化剂温度部分范眼内是负的，约一6XIOpcmPa,但在功率运行下常是正的，约+4.5X10mPa,由于压水堆允许压力波动范围小.且JK力变化3.32X10,Pa所引起的反应性变化仅相当于慢化剂温度变化0.5C所引起的变化,故可忽略其影啕.4 .慢化剂汽泡系数慢化剂汽泡系数反应了慢化剂汽泡球变化引起的
15、反应性变化。该系数在局部沸艇时，从低功率时的SO1.KIn，%到功率运行时的250PCnv%,并且随燃耗变得更负，由于压水堆不允许沸将.因此,这个系数实际上不起作用.5 .中毒效应在核裂变过程中，生成了能吸收大好热中子的裂变碎片制和彩等。和侈吸收大后然中子而引起反应性的变化,称为中出效应.中毋过程较史杂,在一定频率范圉内又可能引起似振荡.用于振荡频率低,约为0.2-2周/天可手动控制消除.中毒的影响需要在功率变化几小时后才能明显我现出来，对功率调节系统的特性影响不大.二、压水堆自稳自调特性如前所述,影响反应堆动态特性的主要因素是燃料甜度系数和慢化剂逊度系数.出水堆温度系数总是设计成负的.这个内
16、部负反馈作用使反应堆具有自稳R调特性.这个固有稳定性是核电站固有安全性的基础，也有利于堆外部控制系统的设计。所谓自稳性是指反应堆出现内、外扰动时,反应堆能维持原功率水平的特性.例如,当反应堆引入一个正的反应性扰动PtX时，反应堆中子通收将突然增加An,燃料温度增加Tf,慢化剂平均温度跟衣增加ATI1.、，出于海度效应产生一个负反应性，抵消了正反应性扰动的作用，最后，中子通灵基本上能恢复到初始值。所谓自调性是指负荷变化时，反应堆自身能迅速达到热平衡.例如,汽轮机负荷突然增加AP”，则汽轮机转速降低Af,阿节器使汽轮机同门开慢增加K.蒸汽流玳增加AF,于是蒸汽压力降低P、,蒸汽温度降低T“使一回路
17、冷却剂平均温度降低T.由干负温度系数而产生一个正反应性，使中子迪尿密度上升n.燃料温度上升T,产生一个负反应性，抵消了冷却剂平均if1.度降低产生的正反应性。报后，反应堆达到新的平衡状态,使反应堆功率与负荷要求一致.自调过程如图17所示.图1-7自调节特性曲战1.5压水堆反应性控制在反应堆运行过程中，由于核燃料的不断消耗和裂变产物的不断积累，反应堆内的反应性就会不断减少，此外，反应堆功率变化也会引起反应性变化，为使反应堆在运行过程中能补偿上述效应引起的反应性损失，反应堆的初始燃料装载城必须比维持临界所需的城多得多,使堆芯寿命初期具有足蜂的利余反应性.为补偿反应堆的粼余反应性，在堆芯内必须引入适
18、鼠的可1意调节的负反应性.此种受控的反应性既可用于补偿堆芯长期运行所能的剩余反应性，也可用于调节反应堆的功率水平，还可作为停堆手段,实际上，凡是能改变反应堆有效倍增因子的任一方法均可作为控制反应性手段,例如,移动反射层以及改变中子泄漏等等.其中移动中子吸收体足最常用的一种方法.压水堆可移动中子吸收体彳!1控制棒慢化剂中可溶性毒物和可期毒物棒等.1 .控制棒控制棒是由中子吸收材料(80%Ag,I5%1.n.5%Cd)制成的棒状控制元件.用于控制反应堆快速的反应性变化： 停堆： 在功率运行范用内，由慢化剂温度变化引起的反应性变化： 由负荷变化引起的反应性变化： 与功率系数仃关的反应性变化等.2 .
19、慢化剂中可溶性赤物控制慢化剂中可溶性毒物控制也称化学与容枳控制.由于压水堆燃料的装载量,剩余反应性大.要抵消大的朝氽反应性并保证有足好的停堆深度,如仅用控制棒进行补偿,将导致控制棒数n太多,难以实现.因此,压水堆还采用了化学与容积控制来补偿剩余反应性.其方法是在悔化剂中加入一定浓度的可溶性中子吸收剂B,通过调节溶液中硼酸浓度或溶液总体枳来补偿反应性.硼酸浓度控制有自动补偿、林铎、快速稀择和加浓等方式.控制方式根据如下原则选择：伴曲着反应堆的启动运行，由于从冷态到热态运行中的温度变化以及燃耗、中毒等引起的比较缓慢的反应性下降，采用林择方法调节；停堆、换料及补偿般的衰变引起的反应性地加，需要加浓询
20、节，嫩酸加浓而引入的负反应性,在额定功率运行条件下,数址级约为一IOfppm.3 .可燃毒物棒控制在首次燃料循环中，由于装载的全是新燃料，具有很大的剩余反应性,如果仅用调期来补偿，则燃酸浓度将会很高。当浓度达到1700PPm时，惺化剂温度系数约为+18PCm/,C.为确保反应堆在运行工况下慢化剂温度系数是负的.出水堆采用在堆内装入中子吸收裁面较大的物版，把它作为固定不动的控制棒笠入堆芯，用以补偿堆芯寿命初期的利余反应性。这种物质称为可燃毒物，股为含现玻璃棒。这样在功率运行时，燃酸浓度可限制SI13-14(K)pp1n(Ai).确保慢化剂汨度系数是负的。在首次燃料循环开始时，它具有降低对慢化剂中
21、极酸浓度的要求的作用.在第一寿期终了换料时.可燃谁物棒就去掉.可燃毒物棒在堆芯内是尽可能均匀地布置在没疔控制棒的导向管内.图18分别给出了12根可燃毒物棒和16根可燃毒物棒的布置方案.图1一8可燃毒物棒布置图此外，压水堆还进行燃料浓缩度控制.即“5U燃料具有三种不同的浓缩度。例如：反应堆外旧区燃料的浓缩度最大为3.1%，中心区组件成棋盘形，浓缩度有2.1%和2.6%两种.这样安排能调节井展平径向中子通量密度. 1.6 水堆核电站稳态运行方案所请核电站植态运行方案是指反应堆及动力装祝在植态运行条件下，以负荷功率或反应堆功率为核心，备运行参数，如，温度、压力和流量等应遵循的一种相互关系的特性.核电
22、站的怆出功率PU与蒸汽发生渊一次例和二次恻的甜度差有如下关系：PH=(UAMT”-TJ(1-9)Tw=(Th+TJ2(1-10)式中，(UA),一一蒸汽发生器一次仰到二次偶的等效传热系数，WrCtT“、TC和Th分别为一回路冷却剂平均温度、堆进1.1.温度和堆出11温便.-C：T4一一蒸汽发生器二次侧蒸汽温度,-C.反应堆输出功率P1.1.可表示为P.=FCp(Th-Te)(I-H)式中，F一回路冷却剂流量.kg/s：Cp-冷却剂水的比热,J/k&C.核电站运行的目标是使P.=Ph为进行这种诩节，应选择能反映堆功率与负荷二者之差的故作为主调节量。在压水堆中主调节景是冷却剂平均温度TIn.它的变
23、化求能反映一网路和二回路之间的不平衡情况，有如卜关系式：Pn-PH=MCP华(1-12)at式中，M一一一I可路水的当出版fit,kg.因此，为测定一【可路和二W1.路之间的功率差s.只要抵量TS的变化量:就就了。这就是平均温度运行方式。一、平均温度运行方式的限制因素1 .对反应堆的运行限制在正常运行情况下，堆芯状态应满足如下准则：(1)保证燃料包光的完整性：(2)和设计基准事故情况有关的准则.它现定了一个随着堆芯内高度变化的热点因子的限制。这个限制通常叫做失水再故极限，一收情况下，它的约束性比遵循物理极限和机械极限的规定更覆。显然，平均私度运行方式来自反应堆方面的不利因素是T”、不能过高.殷
24、X)0MW级压水堆，TaV最大值限制在的325C.一回路压力最大值为17.2MPa.当然功率变化也号致某些参址的数值电新分配，控制这些卷盘的变化(如，就效应，功率轴向分布，)也是使反应堆良好地运行必不可少的.2 .对二回路运行的限制二回路需要具有一定的压力、温度和流量的蒸汽及合格的蒸汽品质.:回路功率PU是(R1.TJ的函数。为得到衢求的仪荷P1.,当Tm下降时，T,也应下降，当T,低于某一数值时，将导致汽机入口处蒸汽中水含量:升高。因此，为保持合格的蒸汽参数.应规定TIH的负荷变化.二、蒸汽温度T,的选择汽轮机要求蒸汽干度一般为02%,这样可以避免蒸汽含水量:对汽机叶片的侵蚀.蒸汽在高J卡缸
25、里膨胀的时候,其出力和温度都行很大的下降,使得低压缸进口处的蒸汽参数远在边和曲规下面.这样就会有水出现，直接饱害汽轮机叶片.因此，汽轮机制造商规定了蒸汽品质极限。蒸汽温度Tt尽可能高的第二个理由是使汽轮机的效率尽可能提高.因为汽机的效率理论上访着T,升高而增加.为满足一网路和二网路上述的各种热的和机枪的制约，将引出确定一个平均温度程序运行方式。三、平均温度程序运行方式平均温度程序运行方式有两种：1 .平均温度恒定运行方式平均亦度怛定运行方式如图19所示。这种运行方式是当一回路冷却剂流量保持-定时.冷却剂平均甜度不M负荷而改变.它对一回路系统最为有利.尤其突出的优点是对于具有负温度系数的反应堆来
26、说这是一个本能的方案，能使反应堆具有较好的白稳白诩特性.同时.由于TW恒定,冷却剂容枳变化较小,所以,穗乐器的水位也几乎不变.在低负荷运行时，Ki粉负荷的下降，蒸汽压力上升，因此,蒸汽发生器就具有了储存热能的可能性。但这种方案由于.二回路蒸汽流求和压力变化大，对汽轮机等二回路设备不利,增加了蒸汽发生器给水调节系统和汽轮机调速系统的负担。图1一9平均温度程序T,、=常数的稳态运行方式早期的压水堆多采用这种运行方式。如，法国的Choo2核电站就采用这种稳态运行方式。2 .平均温度与功率成线性关系运行方式平均温度的功率成或性变化的程序运行方式是一种热和机械制妁之间的折衰方式.现在，大多数压水堆核电站
27、均采用此种植态运行方案,T,、曲功率的变化可由下式描述：Tuv=T4vf1.+KP(1-13)式中,Ee为零功率时的平均温度：K为T,V与功率成函数关系的斜率,如图1-10所示.此种运行方式之所以为一折页方案，是因为它把在上述方案中二回路的全部负担，由一回跖、：回路共同承担。其最大的优点是不敢于造成：回路系统、设备的限制太强，当然，必定给一回路增加一定的限制条件0T,、的变化导狭冷却剂比容变化，将产生如卜后果：(I)必须果用一个比较大的稳压岩，它的体积根据功率从。到100%FP时TS的变化来决定；3 2)一回路排出恃处理的液体容量比较大：(3)冏节棒组件移动的范围较大.实际上如果的功率变化的T
28、W直线斜率过大时.负荷剧烈下降时，由于慢化剂负温度效应，将择放出大J1.t反应性.所以，应该通过向堆芯深处插入控制棒组件以补偿堆芯反应性的增加，并且还有产生热点的危险.核电站各装置的柳龙运行方案基本上是相互独立的，但有些相互的关系又很密切.如果汽水反应堆的枪态运行方案已经确定,那么根据(1-14)式就完全确定了汽轮机的稳定工作特性.这是因为由反应堆给也的能JIt决定了二网路系统蒸汽流AtE和温度T,也就决定了汽轮机笫一、第：级的压力。式中,R一一某工况时蒸汽流fitkgs：FtO一额定工况蒸汽流量kg/s：P一一汽轮机第一（冲动级压力.MPa：P2汽轮机第二级压力，MPa：Poi一一汽轮机第一
29、级额定工况压力，MPa：Pm一汽轮机第：级额定工况压力，MPa；Tt一一然汽某工况温度，Ki一一蒸汽颤定工况温度K。图1-10平均谓度程序控制方案F的主要参数变化曲投1.7压水堆核电站负荷运行方式压水堆核电站的负荷运行主要有两种方式。一、基本负荷（模式A）运行方式为减少给燃料寿命帚来不利影响的因素,希果尽可能抻制反应堆功率的波动，这意味着核电站最好按带范本负荷运行，而不随系统周波变动，汽轮机的功率跟随反应堆功率运行，即“机能堆”运行方式.这种基本负荷运行方式由于从电力系统向反应堆没有反馈回路,控制系统较简单,出水堆核电站广泛采用这种稔态运行方案.二、负荷跟踪（模式G）运行方式在电力生产中，核电
30、的比例升高，已经3段核电厂愈来愈多地参与电网功率变化（使生产能力适应于电力的需求根据设计的葡要，负荷是变动的.要求反应堆适应负荷变化的要求.这是种“堆跟机”的运行方式，这种门动跟踪负荷的控制方式，具有从电力系统向反应堆自动反馈回路，控制系统较为双杂.陶着技术的进步，压水堆已实现了这种负荷眼踪运行方式.模式A和模式G它们各有自己的特点在机组采取比较线慢的负荷跟踪运行时.可以采用模式A.这种情况下调罐操作所排出的慢化剂数届比采用模式G要少得多.而在快速的负荷跟踪运行时，情况正好相反，在惚料循环末期，用模式A不可能进行快速的负荷跟踪运行。模式A适合于帝基本负荷运行的机组,功率调节性能较差,但在运行过程中谀备受到的热应力较小,这将无疑地有利于安全和机组的寿命.在这个方式中，如果对调节系统和运行规程做一些研究改进工作，对改善调节性能可以起到一定作用。采用模式G功率调节系统操作方式，可以使机组具有灵活的功率调节性能。在任何情况下机组可以参与负荷跟踪和电网调版运行,这无疑是努力方向.但目前还有很多技术问应尚待解决，如棒束驱动机构的机械寿命是个突出的问四.对此，W设想在运行期间，根据机械磨损情况将作用不I可的棒束在堆内的位置进行对调。此外，电站投入运行后，如何根据运行中出现的问卷制定一个合理的运行规程也是改善机纲运行性能的个重要方.大亚湾核电站是按模式G方式运行.
