核电站运行.docx

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
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
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:Keff<0.99，一回路TAV低于90℃。①维修冷停堆:Tav在10~70℃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；②正常冷停堆:压力容器处于封闭状态，处于受压状态；
C次临界中间冷停堆:Keff<1，一回路TAV在90~291.4℃；①单相次临界停堆：稳压器没有气泡，Tav在90~177℃之间；②双相次临界停堆：稳压器内有气泡，Tav在120~291.4℃之间；
D热停堆：Keff<1；Tav=291.4℃
E热备用：Keff=1Tav=291.4℃功率<2%FP
F功率运行：Keff=1>2%FP
核电站的安全运行和管理
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。
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。
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。
事故处理规程：异常事故的响应依据。
核电站安全状态的监测——安全参数显示系统（safetyparameterdisplaysystem）
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。
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60OC；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2000ppm,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