核电站运行(精品)

1、1、 核电站运行的特点:A反应堆临界，停堆换料B产生大量放射性物质C堆芯余热:剩余裂变发热剩余衰变发热2、核电站与火电厂有何区别？A核电站系统、设备复杂B使用饱和蒸汽，火电厂为过热蒸汽。饱和蒸汽热焓低，导致核电站使用的蒸汽管道和阀门比火电厂大。C压水堆核电站运行具有汽轮机快速降负荷功能D压水堆核电载硼运行3、 核电站运行工况分类： 工况I：正常运行和运行瞬态：在核电站功率运行、换料、维修过程中频繁发生的事件。 典型的事件：(1)稳态和停堆运行：功率运行启动（或热备用）热停堆换料停堆冷停堆（维修冷停堆，正常冷停堆）次临界中间停堆；(2)带有允许偏差运行：某些系统和部件不能工作燃料元件包壳有缺陷冷却剂中放射性活度过高蒸汽发生器有泄漏技术规格书中允许在运行过程中做的试验；(3) 运行试验升温升压试验负荷阶跃变化 (10%FP)负荷线性变化（5%FP/min)甩负荷 工况II：中等频度事件：最坏的情况下，会使反应堆紧急停堆，但能很快恢复运行，不会扩展并引起更严重的事故。主要包括：引起给水温度下降的给水系统失灵引起给水流量增加的给水系统失灵二回路蒸汽流量过度增加正常给水流量丧失控制棒组件下落功率

2、运行期间安全注射系统的误运行 工况III：稀有事件：极少发生，但一旦发生可能造成部分燃料损坏，使电站长期不能恢复运行。但事件所产生的放射性污染不会危害到隔离半径以外的公用地区，也不会失去冷却剂系统或安全壳的屏蔽功能。主要包括：蒸汽系统小管道破裂冷却剂强迫流量全部丧失 单个棒束控制棒组件在满功率下抽出燃料误装载冷却剂从小破裂管道和大管道裂缝流失废气处理系统破坏放射性废液系统泄漏和破坏 工况IV：极限事故：对环境造成污染。单一极限事故不会相继引起对付事故所需要系统功能的丧失，如应急堆芯冷却系统和安全壳系统的丧失。蒸汽系统大管道破裂给水系统管道破裂 冷却剂泵轴卡住冷却剂泵轴断裂各种控制棒组件弹出堆外一回路压力边界破坏引起失水事故燃料装卸事故乏燃料容器坠落4、 核电站的标准运行状态：A换料停堆:允许进行换料操作的停堆。压力容器处于打开状态，顶盖已吊起并移走。反应堆中充满2000ppm的硼水；B冷停堆:Keff0.99，一回路TAV低于90。 维修冷停堆: Tav在1070 之间，压力容器敞开，一回路水部分排空，已处于设备维修状态； 正常冷停堆:压力容器处于封闭状态，处于受压状态；C次临界中间冷

3、停堆:Keff1，一回路TAV在90291.4 ； 单相次临界停堆：稳压器没有气泡，Tav在90177 之间； 双相次临界停堆：稳压器内有气泡，Tav在120291.4 之间； D热停堆： Keff1；Tav=291.4 E热备用：Keff=1 Tav=291.4 功率2% FP5、 核电站的安全运行和管理1. 安全审评和安全监督:选址、设计、设备生产、建造、调试、运行、退役各阶段都要审评和监督；核安全局独立执法。2. 运行限值和条件：确定运行的安全界限；物理、热工参数必须设定正常运行的运行限值，整定值和安全限值；堆控制调节系统加以自动控制。3. 正常运行规程：必须利用详细的、验证过的和正式批准的规程来管理电厂的正常运行。4. 事故处理规程：异常事故的响应依据。5. 核电站安全状态的监测 安全参数显示系统（safety parameter display system）6. 应急计划和准备：假想事故，定期演习。7. 运行的质量保证：为了保证质量而规定和完成的全部工作综合在一起，构成质量保证大纲； 核电站安全。6、核电站运行的一般原则：从安全性和经济性出发，核电站运行的一般原则：（1）在

4、2%100%之间的任何功率的各种工况下都能带功率运行；（2）反应堆控制系统能使堆芯发出的功率与机组要求的功率匹配；（3）保证任何时刻堆芯都有足够的冷却剂循环；（4）保证一回路冷却剂压力在运行范围内，以免堆芯沸腾或超；（5）有足够的剩余反应性控制能力，需要时可快速停闭；（6）限制负荷变化和中子通量密度的畸变，以免由于热应力过高和温度过高而损坏燃料组件；（7）液体排放量减低到最低限度，限制放射性物质对环境的影响。7、 正常启动 核电站正常启动分为：冷态启动：停闭相当长时间，冷却剂温度下降到60 OC；热态启动：短时间停闭后启动，温度、压力略低于工作状态。A初始状态(换料冷停闭状态)：1供电系统：“检查备用电源的完整性，重要负载的电压是否正常；2反应堆：处于次临界状态。硼浓度2000 ppm,停堆深度不小于5000pcm；3控制和保护系统：作好启动准备。中子源量程通道已经投入运行。反应堆的其他保护、控制和检测仪表系统也投入运行；4设备冷却水系统：一台运行，一台备用，可以对各系统供应冷却水；5余热排出系统：处于运行状态，控制一回路温度在3860OC之间；6 化学与容积控制系统：处于可用状态，控

5、制冷却剂硼浓度；7安全注射系统：处于可启动状态；8二回路系统：所有设备均在停闭状态；B由冷停闭状态向热停堆状态过渡：第一阶段：一回路充水和排气：由化学和容积控制系统充水。充水结束后，反应堆的停堆深度不小于1000 pcm。同时注意排气。通过启动冷却剂泵和稳压器加热器加热，使冷却剂升温；在90时，溶解氧气，调节水质。一回路净化系统投入使用。达到120 后，为防止N2H4高温分解，不再调节水质。该阶段结束时，一回路温度为100130，压力为2.5MPa上充流已经建立。然后，在化学与容积控制箱内建立氢气空间。在该阶段，系统的温度由余热排出系统控制；第二阶段：稳压器投入运行：稳压器的加热速度快于一回路其余部分，它的温度比冷却剂平均温度高50110 ，最大加热速率为 56 /h。当稳压器温度达到系统压力（2.5 3.0MPa)的饱和蒸汽温度时，通过下泄流不变，上充水突然减少的方法来形成蒸汽空间。稳压器水位达到零功率水位时，从调节转为运行，承担冷却剂系统的压力控制。冷却剂参数达到180 、2.83.0MPa时，余热排出系统必须退出。当一回路温度达到180 之前，停堆棒必须提出堆芯。第三阶段：一回路

6、升温升压至热停堆状态：达到临界前必须遵守的条件：（1）负慢化剂温度系数；（2）稳压器已建立汽腔，水位控制系统已经运行；（3） 化容系统至少有两台上充泵和硼酸泵投入运行，并且有一条通道可以向堆芯提供硼酸；（4）冷却剂的硼浓度随燃耗下降。在这些条件满足后，可以通过稳压器的电加热器和冷却剂泵使系统的温度和压力达到或接近零功率额定值。在该阶段的升温升压过程中，稳压器水位已受到控制，而压力上升导致下泄流量增加，必须通过逐步关小下泄流孔板隔离阀以控制下泄流。加热时，温度上升速率不超过28OC/h；材料热应力：1.系统压力达到7.0MPa时，安全注射箱处于备用工况；2.系统压力达到13.8MPa时，将安注系统的所有设备和阀门切换到备用状态；3.系统压力达到正常运行压力（15.2MPa)和温度(291.4OC),切断加热电源。压力控制从手动变自动，系统进入热停堆工况。C趋近临界、临界、达到热备用状态：第一步：硼浓度稀释：冷却剂硼浓度稀释到一个与临界条件对应的预定值。注意事项：（1）稀释速率，防止反应性变化过大；（2）对稳压器进行最大喷雾，使它与冷却剂系统的硼浓度均匀化；10 min；（4）冷却剂温度尽

7、可能保持为常数，避免任何能引起突然冷却的操作；冷却剂泵提供的能量通过二回路产生蒸汽排向大气（或凝汽器）。第二步：控制棒的提升：根据堆芯的布置，推算出最低无负荷临界相对应的各个控制棒组件的位置，并按照顺序提升四组调节棒。在控制棒提升过程中，应预期反应堆随时都会达到临界。提升顺序：棒组A、B分别到堆顶，棒组C接近堆顶，棒组D提升到调节带下限，预期反应堆能达到临界。趋向临界的过程由源量程测量通道来检测，一旦通量水平达到中间量程测量通道的最小探测阈，就应该手动闭锁“源量程通量过高”的保护措施。第三步：控制棒提升，功率提升至FP：控制棒继续提升，二回路暖管，然后调节二回路蒸汽排放，反应堆进入热备用状态。D由热备用状态过渡到功率运行状态:：热备用状态特征：1、反应堆临界、输出功率小于2% P；2、一回路冷却剂平均温度Tav接近291.4C；3、稳压器压力等于整定值（15.3MPa15.5MPa)，且处于自动调压状态；4、稳压器水位处于整定值，处于自动调节状态；5、至少有两台主泵投入运行，升功率时全部投入运行；、6、停堆棒组处于完全抽出状态，调节棒组手动操作状态，并保持最低插入限制；由热备用状态过渡

8、到并网：蒸汽发生器给水由辅助给水系统切换到给水流量调节系统，手动控制抽出调节棒组，将反应堆功率提升到4% P；以产生足够多的蒸汽使汽轮机投入运行，多余部分进入冷凝器。一回路冷却剂温度维持在290.4292.4 C；汽轮机升速，汽轮机发电机组并网。升功率到15% P：核功率和汽轮机负载保持平衡，从而限制蒸汽向冷凝器的排放。在此基础上，增加汽轮机负荷，同时抽出调节棒，严格控制冷却剂平均温度；核功率的增长不应超过对反应堆要求的限制（5% P/min)和汽轮机增加负荷时要求的限制（30 MW/min)；大于15% P运行：当功率大于15% P后，进入自动控制状态，反应堆输出的热功率依靠功率调节系统，自动跟踪汽轮机发电机组的负荷。过程如下：（1）当负荷增加时，汽轮机通过开大进汽调节阀来增加蒸汽流量；（2） 控制棒驱动机构接受功率调节器信号，控制棒组件动作以增大反应堆功率；功率调节系统采用冷却剂平均温度作为参数，以消除一回路与二回路的不平衡；E启动过程中应注意的问题：冷却剂系统压力和升温（冷却）的限制：保证冷却剂系统的压力容器等设备经得起温度和压力变动而引起的循环负载的影响，一回路在升温升压时温度

9、和压力的组合是受到限制的。 冷却剂系统升温时温度压力曲线 冷却剂系统降温时温度压力曲线控制反应堆周期，防止发生启动事故：避免瞬发临界，应采取措施：（1）启动时限制提棒速度，间歇提棒，不连续引入反应性；（2）如发现控制棒驱动机构的误动作而使棒组连续提升，应立即按停堆按钮，或切断电源紧急停堆；正确估计反应堆次临界度：避免盲目引入反应性；在实际操作中规定：(1)Keff0.99时，应根据不使反应堆临界后的倍增周期不小于15s来限制反应性的引入量。控制棒组的插入与抽出极限：对于调节棒组，考虑它的停堆能力、恢复满功率能力和运行时对功率分布的影响，在堆芯的位置有一定要求，即对最小插入限度和最大插入限度有要求。最小插入限度是为了是棒组插入更深堆芯时具有一定价值；最大插入限度是为了满足反应堆安全性的需要。 外推法估计次临界度 调节棒组的调节带、抽出极限和插入极限8、 恒定轴向偏移时的反应堆运行A反应堆功率分布的特点：(1) 对于径向功率分布,主要由堆芯燃料组件的分区布置、可燃毒物组件和控制棒组件在堆芯的布置以及控制棒提棒顺序等来控制，并通常可以精确预测。因此，在反应堆运行过程中，对径向功率分布的控制是次要的，且可以控制的裕度是很小的；(2) 对于轴向功率分布，在反应堆运行过程中，受到慢化剂温度效应、中毒效应、多普勒效应、控制棒棒位以及燃耗等因素的影响，因此是反应堆功率分布研究的重点，其目的是保证反应堆能够安全、经济的运行。B与轴向功率分布研究相关的参数：1、热点因子：或可称为“功率峰因子”、“功率不均匀系数”，

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