核電廠運(yùn)行概論 第一章

1、核電廠運(yùn)行概論第1章 緒論1. 1 核電廠運(yùn)行特點(diǎn) 1. 1. 1 壓水堆核電廠與化石燃料電廠反應(yīng)堆臨界核電廠反應(yīng)堆內(nèi)儲(chǔ)有大量放射性物質(zhì)相當(dāng)可觀的堆芯剩余釋熱1. 1 核電廠運(yùn)行特點(diǎn) 1. 1. 1 壓水堆核電廠與化石燃料電廠（1）反應(yīng)堆臨界為了能維持反應(yīng)堆內(nèi)核燃料的鏈?zhǔn)搅炎兎磻?yīng)，并能持續(xù)較長(zhǎng)的時(shí)間，反應(yīng)堆內(nèi)的核燃料裝載量必須一次性裝入大于反應(yīng)堆臨界所需的量，以克服冷態(tài)至熱態(tài)、功率虧損、平衡侃毒、燃料消耗以及裂變產(chǎn)物積累等所引起的反應(yīng)性損失，使反應(yīng)堆能在較長(zhǎng)的期限（堆芯壽期內(nèi)實(shí)現(xiàn)鏈?zhǔn)椒磻?yīng)。壓水堆核電廠采用定期停堆換料，反應(yīng)堆只有在臨界狀態(tài)下，才能實(shí)現(xiàn)穩(wěn)定的自持鏈?zhǔn)搅炎兎磻?yīng)。這是核電廠與化石燃料

2、電廠明顯不同之處。1. 1 核電廠運(yùn)行特點(diǎn) 1. 1. 1 壓水堆核電廠與化石燃料電廠（2）核電廠反應(yīng)堆內(nèi)儲(chǔ)有大量放射性物質(zhì)放射性裂變碎片和釋放出中子氣、液、固態(tài)放射性廢物核電廠一回路及其輔助系統(tǒng)在核電廣運(yùn)行或停閉期間都有較強(qiáng)的放射性1. 1 核電廠運(yùn)行特點(diǎn) 1. 1. 1 壓水堆核電廠與化石燃料電廠（2）核電廠反應(yīng)堆內(nèi)儲(chǔ)有大量放射性物質(zhì)反應(yīng)堆在核裂變過程中，在放出大量能量的同時(shí)，還產(chǎn)生放射性裂變碎片和釋放出中子等。如果能保持燃料元件包殼的完整性，就不可能有從燃料中釋放大量放射性物質(zhì)情況的發(fā)生。保持燃料包殼完整性最重要的是要保持反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)壓力邊界的完整性。在防止放射性物質(zhì)釋放方面，完整的

3、壓力邊界和安全殼又是燃料元件包殼的補(bǔ)充措施。1. 1 核電廠運(yùn)行特點(diǎn) 1. 1. 1 壓水堆核電廠與化石燃料電廠（2）核電廠反應(yīng)堆內(nèi)儲(chǔ)有大量放射性物質(zhì)核電廠正常運(yùn)行中，還會(huì)產(chǎn)生氣、液、固態(tài)放射性廢物。必須采取了必要措施，在符合國(guó)家標(biāo)準(zhǔn)的情況下才允許排放。1. 1 核電廠運(yùn)行特點(diǎn) 1. 1. 1 壓水堆核電廠與化石燃料電廠（2）核電廠反應(yīng)堆內(nèi)儲(chǔ)有大量放射性物質(zhì)中子、y 射線對(duì)反應(yīng)堆內(nèi)部構(gòu)件及其他材料的活化，使核電廠一回路及其輔助系統(tǒng)，不論在核電廣運(yùn)行或停閉期間，都會(huì)有較強(qiáng)的放射性。1. 1 核電廠運(yùn)行特點(diǎn) 1. 1. 1 壓水堆核電廠與化石燃料電廠（3）相當(dāng)可觀的堆芯剩余釋熱剩余裂變發(fā)熱：停堆后

4、，剩余中子繼續(xù)引起裂變，從而導(dǎo)致反應(yīng)堆繼續(xù)發(fā)熱。剩余中子包括瞬發(fā)中子和緩發(fā)中子。瞬發(fā)中子貢獻(xiàn)部分通常隨時(shí)間衰減得非常快，緩發(fā)中子部分起主要作用。t是停堆后的時(shí)間(s) ，P(0)是停堆之前的功率， P(t)是停堆之后t時(shí)刻的剩余功率。1. 1 核電廠運(yùn)行特點(diǎn)1. 1 核電廠運(yùn)行特點(diǎn)1. 1 核電廠運(yùn)行特點(diǎn) 1. 1. 1 壓水堆核電廠與化石燃料電廠（3）相當(dāng)可觀的堆芯剩余釋熱衰變熱裂變產(chǎn)物的衰變熱可由右圖 來表示。1. 1 核電廠運(yùn)行特點(diǎn) 1. 1. 1 壓水堆核電廠與化石燃料電廠（3）相當(dāng)可觀的堆芯剩余釋熱在反應(yīng)堆停閉后，堆芯不能立即停止冷卻或快速將反應(yīng)堆冷卻到要求的溫度以下，而是必須繼續(xù)冷

5、卻一定的時(shí)間。在核電廠停堆換料期間，也不能停止冷卻，否則會(huì)因衰變熱引起冷卻劑沸騰甚至燃料元件過熱而被燒毀。1. 1 核電廠運(yùn)行特點(diǎn) 1. 1. 1壓水堆核電廠與研究堆壓水堆核電廠載硼運(yùn)行壓水堆核電廠運(yùn)行有汽輪機(jī)快速降負(fù)荷功能1. 1 核電廠運(yùn)行特點(diǎn) 1. 1. 1壓水堆核電廠與研究堆（1）壓水堆核電廠載硼運(yùn)行壓水堆核電廠靠調(diào)節(jié)慢化冷卻劑中的硼濃度（化學(xué)補(bǔ)償）和控制棒聯(lián)合控制，以調(diào)節(jié)硼濃度為主，棒控為輔（首次裝料時(shí)還應(yīng)裝載一定量的可燃毒物棒）改變硼濃度可以控制長(zhǎng)期緩慢的反應(yīng)性變化，如反應(yīng)堆從冷態(tài)到熱態(tài)（零功率）肘，慢化劑溫度效應(yīng)所引起的反應(yīng)性變化；易裂變同位素燃耗和長(zhǎng)壽命裂變產(chǎn)物積累所引起的反應(yīng)

6、性變化；1. 1 核電廠運(yùn)行特點(diǎn) 1. 1. 1壓水堆核電廠與研究堆（1）壓水堆核電廠載硼運(yùn)行改變硼濃度可以控制長(zhǎng)期緩慢的反應(yīng)性變化，如平衡毒性（135 Xe ，149Sm ）所引起的反應(yīng)性變化?？刂瓢魟t用于反應(yīng)堆啟動(dòng)、跟蹤負(fù)荷變化以及微小反應(yīng)性瞬變的控制。1. 1 核電廠運(yùn)行特點(diǎn) 1. 1. 1壓水堆核電廠與研究堆（1）壓水堆核電廠載硼運(yùn)行壓水堆核電廠都具有固有安全性，因?yàn)槲锢碓O(shè)計(jì)上保證了核電廣慢化劑溫度系數(shù)的為負(fù)值。正是為了保證的為負(fù)值，核電廠運(yùn)行在堆芯壽期初（BOL) 時(shí)，確的農(nóng)度一般限制在1300 1400 ppm 以下。1O ppm; 2 500 ppm; 3 1 000 ppm;

7、4 1 500 ppm; 5 2000 ppm1. 1 核電廠運(yùn)行特點(diǎn) 1. 1. 1壓水堆核電廠與研究堆（1）壓水堆核電廠載硼運(yùn)行在核電廠運(yùn)行技術(shù)規(guī)格書中明文規(guī)定有最低臨界溫度的要求，其中原因之一在于含硼慢化劑在低溫情況下， T 容易出現(xiàn)正值。所以，在反應(yīng)堆啟動(dòng)之前必須用反應(yīng)堆冷卻劑泵和穩(wěn)壓器的加熱器對(duì)反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)進(jìn)行較長(zhǎng)時(shí)間的加熱，即使在硼濃度比較低的情況下，也必須如此。1O ppm; 2 500 ppm; 3 1 000 ppm; 4 1 500 ppm; 5 2000 ppm1. 1 核電廠運(yùn)行特點(diǎn) 1. 1. 1壓水堆核電廠與研究堆（1）壓水堆核電廠載硼運(yùn)行 當(dāng)反應(yīng)堆停堆后，為了

8、不使反應(yīng)堆安全重返臨界，保證足夠的停堆深度，需要向堆內(nèi)注硼。在核電廠換料操作中，出于對(duì)安全的要求，對(duì)硼濃度也有一定運(yùn)行限制條件濃度應(yīng)不小于2 000 ppm1O ppm; 2 500 ppm; 3 1 000 ppm; 4 1 500 ppm; 5 2000 ppm1. 1 核電廠運(yùn)行特點(diǎn) 1. 1. 1壓水堆核電廠與研究堆（1）壓水堆核電廠運(yùn)行有汽輪機(jī)快速降負(fù)荷功能核電廠運(yùn)行中，不希望且盡量避免緊急停堆，既保證了反應(yīng)堆安全，又能提供合格的電力。核電廠的反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)還設(shè)計(jì)成一旦運(yùn)行到接近危及安全運(yùn)行工況的指示信號(hào)，該系統(tǒng)除了觸發(fā)警告信號(hào)以外，還能防止提升控制棒（停棒），同時(shí)觸發(fā)汽輪機(jī)快速降負(fù)

9、荷（ Runback ），從而使反應(yīng)堆的功率下降。這樣就避免和盡量減少不必要的停堆次數(shù)，緩解了不希望核電廠頻繁停堆的矛盾。1. 1 核電廠運(yùn)行特點(diǎn) 1. 1. 1壓水堆核電廠與研究堆（1）壓水堆核電廠運(yùn)行有汽輪機(jī)快速降負(fù)荷功能當(dāng)汽輪機(jī)接到Runback 信號(hào)時(shí)，汽輪機(jī)將以200% 滿功率 min 的負(fù)荷變化率降負(fù)荷，持續(xù)降負(fù)荷1. 5 s （降負(fù)荷5% 滿功率）；等待28. 5 s ;如果該信號(hào)仍存在，則再次快速降負(fù)荷5% 滿功率，直至信號(hào)消失。1. 1 核電廠運(yùn)行特點(diǎn) 1. 1. 1壓水堆核電廠與研究堆（1）壓水堆核電廠運(yùn)行有汽輪機(jī)快速降負(fù)荷功能一回路引起汽輪機(jī)Runback 環(huán)路溫差T 達(dá)

10、到超溫 T 停堆定值的97% 時(shí)環(huán)路溫差 T 達(dá)到超功率T 停堆定值的97% 時(shí)二回路引起汽輪機(jī)Runback （如美國(guó)Sequoyah核電廠）功率高于80% 滿功率時(shí)一臺(tái)主給水泵跳閘3 號(hào)加熱器疏水箱的疏水被旁通到冷凝器1. 1 核電廠運(yùn)行特點(diǎn) 1. 1. 1壓水堆核電廠與研究堆（1）壓水堆核電廠運(yùn)行有汽輪機(jī)快速降負(fù)荷功能超溫 T 保護(hù)停堆是為了防止發(fā)生偏離泡核沸騰。由于偏離泡核沸騰會(huì)使燃和L 棒和反應(yīng)堆冷卻劑之間的傳熱系數(shù)減小，包殼溫度上升，有可能使包殼燒毀。超溫功率 T 保護(hù)停堆則是為了防止燃料棒高的線功率密度和由它引起的包，殼破壞和燃料芯塊熔化。1.2 核電廣運(yùn)行工況分類1. 2. 1

11、 正常運(yùn)行和運(yùn)行瞬態(tài)正常運(yùn)行是指在核電廣功率運(yùn)行、燃料更換、維修過程中，頻繁發(fā)生的事件。(1) 穩(wěn)、態(tài)和停堆運(yùn)行(2) 帶有允許偏差運(yùn)行(3) 運(yùn)行試驗(yàn)1.2 核電廣運(yùn)行工況分類l. 2. 2 中等頻度事件這類事件在最壞的情況下，會(huì)使反應(yīng)堆緊急停堆，但核電廠能很快恢復(fù)運(yùn)行，不會(huì)擴(kuò)展并引起更嚴(yán)重的事件。以下哪些事件屬于中等頻度事件？（1）穩(wěn)壓器安全閥誤開（2）穩(wěn)壓器安全閥誤開啟保持在卡開位置（3）單個(gè)棒束控制組件在滿功率下抽出（4）一組棒束控制組件在功率運(yùn)行工況下失控抽出1.2 核電廣運(yùn)行工況分類1. 2. 3 稀有事件該類事件在核電廠壽期內(nèi)可能是非常稀有的，但一旦發(fā)生此類事件將有可能造成部分燃

12、料損壞，使得核電廠在相當(dāng)長(zhǎng)的期限內(nèi)不能恢復(fù)運(yùn)行。但是，事件所產(chǎn)生的放射性的釋放不會(huì)導(dǎo)致停止或者限制使用隔離半徑以外的公用地區(qū)，也不會(huì)失去冷卻劑系統(tǒng)或安全殼屏蔽的功能。以下哪些事件屬于稀有事件？（1）反應(yīng)堆冷卻劑強(qiáng)迫流量全部喪失（頻率快速降低的瞬變）（2）反應(yīng)堆冷卻劑泵軸卡?。ㄞD(zhuǎn)子卡?。?）反應(yīng)堆冷卻劑泵軸斷裂1.2 核電廣運(yùn)行工況分類1. 2. 3 稀有事件以下哪些事件屬于稀有事件？（1）單個(gè)棒束控制組件在滿功率下抽出（2）各種棒束控制組件彈出堆外（3） 廢氣處理系統(tǒng)破損（4）放射性廢液系統(tǒng)j世漏或破損（5）乏燃料容器墜落事故。1.2 核電廣運(yùn)行工況分類1.2. 4 極限事故極限事故一般是不

13、會(huì)發(fā)生的設(shè)計(jì)假想事故。一旦發(fā)生此類事故，其后果是嚴(yán)重的，但不會(huì)使裂變產(chǎn)物向環(huán)境釋放致使公眾健康和安全受到危害。單一的極限事故不會(huì)相繼引起對(duì)付事故所需要系統(tǒng)功能的喪失。切爾諾貝利核電事故和福島核電事故是否屬于極限事故？1. 3 核電廠工作人員的基本要求1.3. 1 “安全文化”的概念國(guó)際核安全咨詢組INSAG（ International Nuclear Safety Advisory Group ）給出的安全文化的定義：安全文化是存在于單位和個(gè)人的種種特性和態(tài)度的總和，它建立一種超出一切之上的觀念，即核電廠的安全問題由于它的重要性要保證得到應(yīng)有的重視。這一定義把安全文化與每個(gè)人的工作態(tài)度和思維

14、習(xí)慣以及單位的工作作風(fēng)聯(lián)系在一起。安全文化既是態(tài)度問題，又是體制問題；既和單位有關(guān)，又和個(gè)人有關(guān)；1. 3 核電廠工作人員的基本要求1.3. 1 “安全文化”的概念調(diào)安全文化既是態(tài)度問題，又是體制問題；既和單位有關(guān)，又和個(gè)人有關(guān)；還牽涉在處理所有核安全問題時(shí)所應(yīng)該具有的正確理解能力和應(yīng)該采取的正確行動(dòng)。1. 3 核電廠工作人員的基本要求1.3. 1 “安全文化”的概念我國(guó)對(duì)核電廠的運(yùn)行人員都制定的法規(guī)條例中華人民共和國(guó)民用核設(shè)施安全監(jiān)督管理?xiàng)l例（HAF100）中的第十三條、第十四條。對(duì)于核電廠運(yùn)行人員的考核取照，在國(guó)防科學(xué)技術(shù)工業(yè)委員會(huì)制定的核電廠操縱人員的執(zhí)照考核（EJ/T 1043-200

15、4 ）里也已做出詳細(xì)而明確的規(guī)定與要求。1. 4 核電廠的運(yùn)行文件1.4. 1 技術(shù)規(guī)格書（ Technical Specifications)這是最重要的文件，它是制定核電廠運(yùn)行規(guī)程的重要依據(jù)，現(xiàn)在核電廠的最終安全分析報(bào)告（FSAR ）中的第16 章就是技術(shù)規(guī)格書。在美國(guó)核電廠中，運(yùn)行人員都將它稱為運(yùn)行“圣經(jīng)” （Bible）。1. 4 核電廠的運(yùn)行文件1.4. 2 運(yùn)行規(guī)程運(yùn)行規(guī)程體系考慮了核電廠在役期間安全運(yùn)行所需規(guī)程。它包括運(yùn)行規(guī)程和定期試驗(yàn)規(guī)程兩大類。（1）第一類規(guī)程運(yùn)行規(guī)程運(yùn)行規(guī)程是核電廠運(yùn)行的各種工況下運(yùn)行人員進(jìn)行操作控制的依據(jù)。1. 4 核電廠的運(yùn)行文件1.4. 2 運(yùn)行規(guī)程（1）第一類規(guī)程運(yùn)行規(guī)程運(yùn)行標(biāo)準(zhǔn)工況定義規(guī)程老版運(yùn)行技術(shù)規(guī)格書，按反應(yīng)堆的溫度和壓力等參數(shù)定義換料冷停堆、維修冷停堆、正常冷停堆、單液相中間停堆、停堆冷卻系統(tǒng)連接的雙相中間停堆、正常中間停堆、熱停堆、熱備用和功率運(yùn)行九個(gè)反應(yīng)堆的運(yùn)行標(biāo)準(zhǔn)工況。新版運(yùn)行技術(shù)規(guī)格書，將反應(yīng)堆狀態(tài)劃分為6 個(gè)運(yùn)行模式，分別是完全卸料、換料停堆、維修停堆、余熱導(dǎo)出系統(tǒng)冷卻的正常停堆、蒸汽發(fā)生器冷卻的正常停堆和功率運(yùn)行模式。1. 4 核電廠的運(yùn)行文件1.4. 2 運(yùn)行規(guī)程第二類規(guī)程定期試驗(yàn)規(guī)程定期試驗(yàn)規(guī)程用于定期地檢查系統(tǒng)的