压水堆核电厂运行.doc

压水堆核电厂运行• 1.正常运行和运行瞬态• 正常运行是指核电厂功率运行、燃料更换、维修过程中，频繁发生的事件• 要求： 不触发停堆，放射性后果无影响• 主要包括：1）稳态和停堆运行2）带有允许偏差的运行3）运行试验• 2.中等频度事件：• 发生频率：＞10-2/堆年• 要求：最坏的结果，导致紧急停堆，可以很快恢复运行，放射性后果无影响• 3.稀有事件：• 发生频率：10-4-10-2/堆年• 要求：允许少量元件破损，堆芯几何形状不受影响，放射性后果对公众无影响• 4.极限事故：• 发生频率：10-6-10-4/堆年• 要求：事故缓解系统正常• 后果：后果严重，但要求放射性不致使公众健康和安全受到危害• 针对三道安全屏障的安全限值• 1）保证燃料包壳完整性• 如燃料芯块温度≤2800℃ 、DNBR≥1.22• 线功率密度≤590W/cm等• 2）保证冷却剂边界完整性• 冷却剂压力≤16.55MPa、冷却剂温度≤343 ℃等• 3）保证安全壳的完整性：• 安全壳压力≤0.13MPa、壳内平均温度≤145 ℃、峰值压力下泄漏率≤0.3%等• 有些安全限值是无法直接测量的，如DNBR、线功率密度、燃料芯块温度等，可以通过其他可测量的参数加以限制，如堆芯热功率、冷却剂温度、压力、流量等。

加热升温• 为什么要加热升温：①保证慢化剂温度系数为负值②保护系统的仪表工作在正常范围③稳压器能在有汽腔情况下处于可运行状态④反应堆压力容器远离最小脆性转变温度⑤其他原因：如水化学的原因、水泵的原因等• 由什么来进行加热升温： 主要靠一次水泵来加热升温为了保证稳压器容积里的水和一次主回路的水同时升温并建立汽腔，稳压器的断续式加热器也投入运行加热升温的初始条件 • ①反应堆冷却剂系统• ·反应堆冷却剂系统含稳压器已完成充水排气，处于水实体状态；• ·反应堆冷却剂内的硼浓度为冷停堆模式的硼浓度；• ·反应堆冷却剂系统的温度维持在60℃以下；• ·反应堆冷却剂系统的压力维持在0.345至0.689MPa（表压）；• ·反应堆冷却剂泵处于可运行状态• ②化学与容积控制系统• ·化容上充、下泄系统处于正常运行，以维持反应堆冷却剂系统压力和反应堆冷却剂泵轴封供水；• ·化学系统内所有净化床处于硼饱和状态；• ·容控箱内用氮气覆盖，压力维持在0.10至0.16MPa之间；• ③余热排出系统余热排出系统与反应堆冷却剂系统构成环路，余热排出泵在运行，反应堆的衰变热由余热排出系统排出，并维持反应堆冷却剂系统温度在60℃左右；• ④安注系统和喷淋系统 ·安注信号已闭锁； ·安注系统处于安注备用； ·安注箱出口隔离阀门已关闭； ·安全壳再循环地坑出口阀门已关闭； ·安全壳喷淋系统处于备用； ·换料水箱水位、硼浓度满足技术规范要求。

• ⑤反应堆补给水系统反应堆补给水箱的水位，浓硼箱的水位、硼浓度均满足技术规范要求⑥主蒸汽系统的主蒸汽隔离阀门及其旁通阀门关闭蒸汽发生器的宽量程水位计指示正常• ⑦蒸汽发生器可由辅助给水系统供水• ⑧供电系统由两个以上独立外电源供电厂用电正常应急柴油发电机组处于备用状态• ⑨设备冷却水和重要冷却水核岛冷却水运行正常加热升温过程中的注意事项 • 1> 至少必须有一台反应堆冷却剂泵或余热排出系统处于运行状态，才能开始稀释反应堆冷却剂的硼浓度• 2> 反应堆冷却剂系统的升温速率一定不能超过技术规格书中规定的最大允许值的二分之一• 3> 稳压器的升温速率不应超过技术规格书中规定的限值• 4> 如果稳压器和喷淋液之间的温度差超过160℃，则不允许使用喷淋• 5> 在稳压器建立正常水位之前，反应堆应维持在次临界状态• 6> 反应堆冷却剂平均温度大于260℃时，其总的比反应性不应超过技术规格书中的限值• 7> 除非反应堆处于冷停堆模式，否则，安全壳的完整性绝不允许破坏• 8> 安全壳的完整性有缺陷时，除非停堆深度保持在4%△k/k以上，否则，不允许用稀释硼的方法向反应堆内引入正的反应性• 9> 除非反应堆处于冷停堆模式，否则，安全壳的完整性绝不允许破坏。

• 10> 安全壳的完整性有缺陷时，除非停堆深度保持在4%△k/k以上，否则，不允许用稀释硼的方法向反应堆内引入正的反应性• 11> 任何时候（包括反应堆停闭或控制棒插入堆芯），进行稀释硼操作时临界度必须是可预计的• 12> 在涉及硼浓度变化的任一步骤时，如果任一个源量程通道的中子计数率增长一倍或更多时，必须立即停止操作，直至对该情况作出满意的评估为止• 13> 停堆棒组在反应堆停闭后必须全部提出堆外，以克服无论是由于硼或氙的变化，还是由于反应堆冷却剂温度变化所引入的反应性变化，但这一原则对下面情况可以例外： a.反应堆冷却剂系统至少已经硼化到热氙的任意硼浓度，并且维持在热停堆模式核电厂厂长或他指定的人批准可用插入控制棒的方法替代 b.反应堆冷却剂系统已经硼化到冷停堆模式的硼浓度，且正在进行加热核电厂厂长或他指定的人批准用加热的方法替代• 14> 若停堆棒组不能提出反应堆时，反应堆冷却剂系统则必须按照所需要的条件进行硼化，且硼浓度必须用取样的方法加以确认在加热升温之前，停堆棒组必须全部提出反应堆之外，控制棒组A、B、C和D四组则应提离底部5步 • 15> 反应堆冷却剂的硼浓度在明显变化之前，需启动稳压器电加热器，允许稳压器喷淋阀调节稳压器至反应堆冷却系统之间的硼浓度。

注意上述适用于稳压器水位已经建立之后的情况• 16> 用于控制平均温度Tavg，或温差△T的通道在退出工作之前，通过消除适当的开关或按钮，将该通道退出反应堆控制系统稳压器水位、给水流量或蒸汽流量在退出工作之前，在类似的控制台、盘上应选择替代的通道来控制动作核电厂二次侧暖管、缓慢的蒸汽排放和调节给水过程中，必须小心谨慎，防止反应堆冷却剂系统突然冷却注意反应堆接近临界或低功率时，这一要求特别重要• 17> 余热排出系统运行时，反应堆冷却剂系统的压力不允许超过3.16MPa• 18> 反应堆冷却剂系统的压力必须维持在与反应堆压力容器加热，冷却限制曲线和压力--温度曲线相一致随着加热升温的进展，绝不允许系统的受压力在曲线之外运行P-T图（大刀图）把反应堆标准运行的温度、压力限制标注在P—T图上，则构成了RCP标准工况P—T图对于核电厂从换料到功率运行的反应堆标准运行方式，温度和压力都必须控制在限制的范围内，设备安全才得以保障下面就RCP标准工况（P—T）图上的各限制线加以简要说明290.89-功率运行8-热备用7-热停堆6-正常中停堆5-两相中停堆4-单相中停堆3-正常冷停堆2-维修冷停堆1-换料冷停堆1772.7• 19> 如果为了维修停闭核电厂，且其间反应堆冷却剂系统又曾经被打开过，为了保证系统严密所作的不少于泄漏试验，对温度的要求应满足脆性转变温度（NDT）的要求 。

• 20> 反应堆冷却剂系统温度低于176℃，且无向安全壳内泄漏时，两只卸压阀都应该是可运行的• 21> 主蒸汽隔离阀处于关闭时，应开启所有主蒸汽管道上和主蒸汽隔离阀的连续疏水阀门，以防止因通过安全阀或大气释放阀的开启引起水的冲击由增加排放管线的蒸汽排放量或增加排放管线上的温度进行核实加热升温运行操作的几个主要过程• 1）除氧：N2H4+O2=2H2O+N2• 2）加药：目的是调整PH值，采用LiOH（99.99%7Li） 原因是10B+n→7Li+4He 6Li+n→3H+4He（所以不能含6Li）• 3）稳压器建立汽腔 减少上充流，增大下泄流• 4）提升停堆棒组和调整硼浓度 源量程＞0.5计数/s，为何？• 5）将各种专设安全设施置于备用状态• 6）热停堆模式确认反应堆启动至最小功率趋近临界过程的几个问题• 中子源的作用： 提供本底中子，利于探测器测量，提高启动的测量准确度和克服测量盲区来保证启动安全 • 次临界公式的推到： 假设外中子源和中子通量都是均匀分布的，S0是每代从中子源放出的中子数，有效增殖系数为Keff。

第一代末堆内中子数为N1，则N1=S0+S0Keff=S0(1+Keff) 第二代末堆内中子数为N2，则N2=S0+N1Keff=S0+[S0(1+Keff)]Keff=S0(1+Keff+ ) 以此类推，第m代末堆内中子数为Nm，则Nm=S0(1+Keff+ +……+ ) 因为反应堆处在次临界状态，Keff＜1，热堆中的中子代时间约为1E-4s左右，这意味着每秒钟内中子循环成千上万次，所以m值相当大（m→∞），因此上式可以近似表示为一个无限等比级数： N=S0/（1-Keff） 即为次临界公式• 次临界公式的适用范围： 只有次临界的情况下适用，当中子通量达到一定程度以后，中子源不再是中子源，而是吸收体• 1/M外推法确定临界棒位 由于S0和Keff都是未知数，因此不能直接通过次临界公式得到临界棒位必须用1/M外推法得到 M=N/N0• 实际应用中应注意，采用1/2外推法，逐渐接近临界 即下一次提升到的棒位（h2）是现时棒位（h1）和预推临界棒位的1/2处。

• 问题：外推曲线可能出现凹形曲线和凸型曲线，那种曲线更安全？ 理想的1/M外推曲线是直线，但实际上1/M曲线可能是凹形，也可能是凸形虽然两种情况的最终外推结果是相同的，均为hc，但凹形曲线比凸形曲线要安全，因为凹形曲线得到的过程临界棒位比实际的临近棒位要低• 为了安全起见，启动过程中，至少要有两套完全独立的源量程核仪表系统工作正常，否则，反应堆不能启动• 反应堆启动前，首先得进行临界条件估算（ECC），以便在启动前对临界硼浓度或临界棒位做到心中有数，其结果作为启动趋近临界的依据所考虑的因素有控制棒位、功率亏损、毒性（氙毒和钐毒）及硼浓度变化等，忽略了温度微小变化对反应性的影响• 通常有两种情况： ①已知堆的临界硼浓度，需要确定临界棒位； ②已知预期临界的棒位，确定临界硼浓度• 实际上，临界条件估算是进行反应性的平衡计算• 功率亏损是反应堆功率每变化百分之一时反应性的变化功率亏损在整个堆芯寿期内都是负的功率亏损系数是燃料温度系数（Doppler系数）、慢化剂温度系数和空泡系数的综合临界条件估算 状态1状态2反应性变化控制棒价值的变化-190？？-（-190）硼浓度的价值变化444ppm425ppm-19×（-11）氙毒的变化-2600-3200-600钐毒的变化-685-690-5功率亏损-1。