補(bǔ)充：一回路水化學(xué)管理課件

第五章

補(bǔ)充：壓水堆一回路水化學(xué)管理一回路水化學(xué)管理的目的壓水反應(yīng)堆一回路水化學(xué)管理的目的包括：（1）保證一回路結(jié)構(gòu)材料和燃料組件材料的完整性；（2）抑制電站的輻射水平及放射性沉積物積累；（3）保證電站的安全和經(jīng)濟(jì)運(yùn)行。水化學(xué)對反應(yīng)堆的運(yùn)行安全有重大的影響，具體表現(xiàn)在以下方面：（1）影響燃料包殼和一回路結(jié)構(gòu)材料的完整性；（2）影響堆芯外的輻射場從而影響人·Sv的預(yù)先排定；（3）形成沉積物，因而降低傳熱效率和加劇局部腐蝕。水化學(xué)管理的目標(biāo)結(jié)構(gòu)材料的局部腐蝕得到有效抑制使腐蝕產(chǎn)物的釋放達(dá)到盡可能少控制腐蝕產(chǎn)物的遷移和沉積，使一回路系統(tǒng)受到的污染盡可能小盡可能減少腐蝕產(chǎn)物在堆芯和蒸汽發(fā)生器中的沉積有效抑制水的輻照分解和氧的產(chǎn)生水化學(xué)管理的主要內(nèi)容（1）可溶性中子吸收劑控制在一回路冷卻劑中添加硼酸,作為堆芯反應(yīng)性控制劑,根據(jù)燃料的燃耗調(diào)整其濃度.用化學(xué)容積系統(tǒng)或鋰、硼離子交換系統(tǒng)添加或去除多余的鋰或硼,維持正常運(yùn)行指標(biāo).水化學(xué)管理的主要內(nèi)容（2）添加化學(xué)物質(zhì)用以抵消由輻解和結(jié)構(gòu)材料腐蝕產(chǎn)生的有害效應(yīng)，同時(shí)也用來抵消由化學(xué)補(bǔ)償引起的酸度偏離；加氫抑水的輻照分解加堿抵消硼酸引起的pH降低加Zn抑制放射性核素的積累水化學(xué)管理的主要內(nèi)容（3）將促使材料、冷卻劑和保護(hù)性氧化膜品質(zhì)下降的化學(xué)雜質(zhì)濃度減至最低。采用高純水或超純水作為補(bǔ)給水,使回路中的雜質(zhì)含量降至盡可能的低。特別控制氯等鹵族元素離子,盡可能地避免局部腐蝕開裂的可能.確保燃料包殼和一回路系統(tǒng)壓力殼邊界屏障的完整性.用凈化系統(tǒng)除去一回路冷卻劑中的雜質(zhì)、腐蝕產(chǎn)物、裂變產(chǎn)物,以維持水質(zhì)技術(shù)指標(biāo).控制形成沸石的化學(xué)元素如鈣、鎂、鋁、硅等,它們主要來源于補(bǔ)水.水化學(xué)管理的優(yōu)化為實(shí)現(xiàn)上述目標(biāo)，某些化學(xué)參數(shù)的調(diào)整方向可能會相反。即，為實(shí)現(xiàn)某一任務(wù)需要提高某參數(shù)的值，但該參數(shù)值的提高卻不利于另一目標(biāo)的實(shí)現(xiàn)。因此，水化學(xué)管理需要綜合考慮，優(yōu)化實(shí)施。上述五個(gè)目標(biāo)中，優(yōu)先程度不同保證一回路邊界和燃料包殼完整性是首要優(yōu)先任務(wù)在保證一回路邊界和燃料包殼完整性的前提下，盡可能實(shí)現(xiàn)其它目標(biāo)pH的優(yōu)化控制pH范圍對抑制鎳合金腐蝕來說是最佳的pH范圍，但對放射場抑制卻不是最佳。某一水化學(xué)參數(shù)的控制不能解決所有的問題，需要權(quán)衡利弊，優(yōu)化決策。幾個(gè)術(shù)語冷停堆（Coldshut-down）

反應(yīng)堆處于次臨界狀態(tài)且冷卻劑溫度小于120℃。堆啟動狀態(tài)（Start-up）

反應(yīng)堆處于次臨界，但冷卻劑溫度大于120℃。功率運(yùn)行（Poweroperation）

反應(yīng)堆處于臨界且達(dá)到或處于滿功率狀態(tài)。異常工況

反應(yīng)堆在異常狀態(tài)下，控制參數(shù)在不同的行動水平下一直處于限值以外?？刂茀?shù)和診斷參數(shù)

控制參數(shù)凡影響反應(yīng)堆運(yùn)行安全、需要嚴(yán)格控制的水化學(xué)參數(shù)定義為控制參數(shù)。每個(gè)控制參數(shù)被確定了限值。超出限值就必須采取行動，糾正存在的問題。診斷參數(shù)對于雖不直接影響運(yùn)行安全，但可能影響反應(yīng)堆材料、燃料包殼性能和輻射場積累，并可幫助化學(xué)工作者解釋水化學(xué)工況偏離正常值原因的其他化學(xué)參數(shù)定義為“診斷參數(shù)”。診斷參數(shù)雖不具有行動基準(zhǔn)，但也應(yīng)設(shè)預(yù)定限值。期望值:

為了使設(shè)備運(yùn)行工況符合規(guī)范,在正常工況下應(yīng)該達(dá)到的數(shù)值或希望達(dá)到的數(shù)值.超出此值可推測為可能有異常.限值:

必須遵守的值,并且在超出這一數(shù)值時(shí)可能產(chǎn)生直接的事故或到了材料承受的極限.對于那些不作為“OTS”(核電廠運(yùn)行技術(shù)規(guī)格書)要求的參數(shù),一般只定義一個(gè)限值,而沒有規(guī)定超出限值的允許時(shí)間.對于以運(yùn)行技術(shù)規(guī)范名義要求的、且以核安全名義要求遵守的“OTS”參數(shù),則定義了超限值的允許時(shí)間和運(yùn)行模式.期望值和限值行動基準(zhǔn)水化學(xué)控制導(dǎo)則中根據(jù)控制參數(shù)和診斷參數(shù)的值所確定的應(yīng)采取的行動行動基準(zhǔn)根據(jù)不同的情況，規(guī)定了三種行動基準(zhǔn)三種行動基準(zhǔn)規(guī)定：如確認(rèn)控制參數(shù)超過限值，就應(yīng)采取糾正措施。行動基準(zhǔn)1行動基準(zhǔn)1規(guī)定的參數(shù)值有一個(gè)區(qū)域，如運(yùn)行過程中的數(shù)據(jù)超過此值，從工程經(jīng)驗(yàn)判斷，在這種條件下長期運(yùn)行對系統(tǒng)的可靠性有害。因此要采取改正水化學(xué)運(yùn)行的措施，行動基準(zhǔn)1規(guī)定的值通常是核電站正常運(yùn)行的限值。如水化學(xué)中的一個(gè)參數(shù)超過行動基準(zhǔn)1，采取的糾正措施包括以下方面：

（a）采取措施使該參數(shù)在7天內(nèi)恢復(fù)到技術(shù)指標(biāo)上規(guī)定的限值以內(nèi)；

（b）如在7天之內(nèi)不能使超標(biāo)參數(shù)恢復(fù)到正常值，應(yīng)對此做出技術(shù)評審和實(shí)行糾正措施，這種步驟可能要求增加設(shè)備或改進(jìn)現(xiàn)有設(shè)備。行動基準(zhǔn)2行動基準(zhǔn)2規(guī)定了參數(shù)的限值，如運(yùn)行中的數(shù)據(jù)超過此限值，從工程經(jīng)驗(yàn)判斷，在短期內(nèi)就能對系統(tǒng)的完整性構(gòu)成顯著的損害，因此要迅速采取糾正措施，改變不正常的水化學(xué)條件。為此，如水化學(xué)中的一個(gè)參數(shù)超過行動基準(zhǔn)2的限值，應(yīng)采取如下措施：（a）采取措施使超標(biāo)參數(shù)值在24小時(shí)內(nèi)降到行動基準(zhǔn)2的限值以內(nèi)；（b）假若超標(biāo)參數(shù)在規(guī)定時(shí)間內(nèi)不能降到行動基準(zhǔn)2的限值以內(nèi)，則核電站應(yīng)該有秩序地停堆并盡快地使反應(yīng)堆到達(dá)冷停堆條件，如在停堆之前水化學(xué)情況恢復(fù)到行動基準(zhǔn)2要求的范圍內(nèi)，則反應(yīng)堆可提升到滿功率運(yùn)行；（c）超過了行動基準(zhǔn)2規(guī)定的時(shí)間限值，實(shí)施了反應(yīng)堆停堆，此時(shí)首先應(yīng)對此事件作技術(shù)評審，并且在反應(yīng)堆重新啟動之前應(yīng)采取相應(yīng)的糾正措施。行動基準(zhǔn)3行動基準(zhǔn)3規(guī)定了參數(shù)的限值，運(yùn)行過程中如果水化學(xué)的參數(shù)超過行動基準(zhǔn)3的限值，從工程經(jīng)驗(yàn)判斷，繼續(xù)運(yùn)行將對核電站極為不利，為此規(guī)定如一個(gè)參數(shù)超過行動基準(zhǔn)3的限值，則應(yīng)采取如下措施：（a）迅速地有秩序地停堆，并盡可能利用其他手段使冷卻劑溫度降至≤250℉（121℃）；（b）由于達(dá)到行動基準(zhǔn)3規(guī)定的條件迫使反應(yīng)堆停堆之后,應(yīng)該對此事件進(jìn)行技術(shù)審評，一定要求采取相應(yīng)的糾正措施后，反應(yīng)堆才能重新啟動?？刂茀?shù)與行動基準(zhǔn)設(shè)計(jì)極限行動基準(zhǔn)III行動基準(zhǔn)II行動基準(zhǔn)I∑惰性氣體總量正常運(yùn)行控制參數(shù)1控制參數(shù)2設(shè)計(jì)極限6小時(shí)內(nèi)停堆48小時(shí)內(nèi)停堆加強(qiáng)監(jiān)測∑惰性氣體總量大亞灣核電站放射化學(xué)規(guī)范及

行動基準(zhǔn)大亞灣核電站一回路冷卻劑的

鋰運(yùn)行規(guī)范大亞灣核電站二回路SG排污口的運(yùn)行規(guī)范糾正措施在運(yùn)行過程中當(dāng)一個(gè)參數(shù)接近或超過基準(zhǔn)值，糾正措施就應(yīng)該執(zhí)行。糾正措施采取的方法取決于各核電站的設(shè)計(jì)特點(diǎn)和參數(shù)類別，每個(gè)核電站應(yīng)該根據(jù)本電站特別關(guān)心的問題預(yù)先制定糾正措施的程序，以下提出帶有普遍性措施的幾點(diǎn)建議：①將現(xiàn)有的分析結(jié)果與以前的分析數(shù)據(jù)進(jìn)行比較，判斷是否一致，以確認(rèn)目前水化學(xué)所處的狀態(tài)； ②證實(shí)并切斷雜質(zhì)來源； ③增加取樣和分析頻度以觀察水化學(xué)的短期趨勢，并且證實(shí)臨界化學(xué)參數(shù)分析結(jié)果的正確性； ④證實(shí)反應(yīng)堆冷卻劑凈化系統(tǒng)是否已達(dá)到的最大流量投入運(yùn)行，并確認(rèn)離子交換樹脂床凈化效率是否良好。水化學(xué)控制指標(biāo)和行動基準(zhǔn)的制定原則各核電站應(yīng)根據(jù)自己的設(shè)計(jì)特點(diǎn)、采用的燃料包殼材料、結(jié)構(gòu)材料、蒸汽發(fā)生器種類和性能，特別是傳熱管的管材，根據(jù)以下原則制定水化學(xué)管理準(zhǔn)則和反應(yīng)堆不同運(yùn)行工況下的水化學(xué)指標(biāo)：（1）控制參數(shù)由于各水化學(xué)參數(shù)對燃料包殼與一回路壓力邊界完整性、放射場及燃料性能的影響不同，水化學(xué)控制需要各電站根據(jù)自己的具體情況綜合考慮，確定水化學(xué)控制規(guī)范。由于燃料包殼與一回路壓力邊界完整性是最重要的，需優(yōu)先考慮，因此，對燃料包殼與一回路壓力邊界完整性有直接影響的水化學(xué)參數(shù)應(yīng)被確定為控制參數(shù)，并給出其限值和行動基準(zhǔn)。這些參數(shù)包括：Cl-，F(xiàn)-，SO42-，Li、溶解氧和溶解氫（2）診斷參數(shù)對燃料包殼與一回路壓力邊界完整性無直接影響，但對燃料性能或放射場有影響，并可幫助化學(xué)工作者解釋水化學(xué)工況偏離正常值原因的的水化學(xué)參數(shù)可確定為診斷參數(shù)。這些參數(shù)包括：B、電導(dǎo)率、pH25℃、懸浮物、硅等診斷參數(shù)也應(yīng)給出限值，但無行動基準(zhǔn)我國核行業(yè)標(biāo)準(zhǔn)反應(yīng)堆功率運(yùn)行期間水化學(xué)限值參數(shù)限值化驗(yàn)校核頻度硼酸（含硼ppm）0-2500連續(xù)、自動進(jìn)行氫氧化鋰（含鋰ppm）0.7-2.2每周三次氫，mL/kgH2O（STP）正常運(yùn)行（T>100℃）25-50（推薦值25-35）連續(xù)，至少每周三次反應(yīng)堆容器要打開頂蓋，計(jì)劃停堆前24h≤15T<l00℃，當(dāng)反應(yīng)堆容器要打開頂蓋時(shí)<5pH由硼酸和LiOH濃度決定每天、自動進(jìn)行氯化物/ppm<0.15每周一次氟化物/ppm<0.15每周一次氧/ppm<0.l0每周一次懸浮物/ppm<1.0每周一次二氧化硅/ppm<0.20每周一次鈣/ppm<0.l0每周一次鎂/ppm<0.l0每周一次鋁/ppm<0.l0每周一次我國核行業(yè)標(biāo)準(zhǔn)反應(yīng)堆冷卻劑補(bǔ)水的水化學(xué)參數(shù)水化學(xué)參數(shù)控制范圍建議取樣頻率陽離子電導(dǎo)率（25℃），μS/cm<1.01次/周pH（25℃）6.0-8.01次/周溶解氧/（mg/kg）<0.101次/周氯離子/（mg/kg）<0.101次/周氟離子/（mg/kg）<0.101次/周懸浮固體/（mg/kg）<0.101次/周總固體/（mg/kg）<1.01次/周二氧化硅/（mg/kg）<0.801次/周鋁/（mg/kg）<0.021次/周鈣/（mg/kg）<0.021次/周鎂/（mg/kg）<0.021次/周在反應(yīng)堆運(yùn)行中,不同的運(yùn)行模式下,有不同的化學(xué)技術(shù)規(guī)范(限值)

大亞灣核電站一回路水化學(xué)技術(shù)規(guī)范無加藥調(diào)節(jié)的除鹽水是由純水制備系統(tǒng)生產(chǎn)的高純或超純水,供給一回路首次注水,運(yùn)行補(bǔ)水和二回路蒸發(fā)器、凝結(jié)器等需要高純水的設(shè)備之用.

無加藥調(diào)節(jié)的除鹽水(補(bǔ)給水)技術(shù)規(guī)范AP1000功率運(yùn)行的一回路水質(zhì)要求電導(dǎo)率由硼酸和堿化劑濃度決定，期望值：<1-40μS/cm(25℃)pH有硼酸和堿化劑濃度決定，期望值范圍（25℃)：4.2（高硼酸濃度時(shí)）-10.5（低硼酸濃度時(shí)）。在正常運(yùn)行溫度下，應(yīng)大于或等于5。.O2(1)最大0.1ppmCl-(2)最大0.15ppmF-(2)最大0.15ppmH2(3)25-50cm3(STP)/kgH2O懸浮物(4)最大0.2ppmpH控制(Li7OH)(5)按照燃料廠家合同條款，Li與硼酸協(xié)調(diào)控制。硼酸以B計(jì)，0-4000ppm二氧化硅(6)最大1.0ppm鋁(6)最大0.05ppm鈣+鎂(6)最大0.05ppm鎂(6)最大0.025ppmZn(7)最大0.04ppm秦山核電站堆冷卻劑系統(tǒng)水化學(xué)技術(shù)規(guī)定參數(shù)單位規(guī)定電導(dǎo)μS/cm(25℃)1-40pH，25℃5.4-l0.5溶解氧ppm≤0.l氯化物ppm≤0.l懸浮物ppm≤1.0顆粒大小μm≤25LiOHppm

Li-70.22-2.2硼酸ppmB0-2400氫mL/kgH2O(STP)25-35比活度Bq/L≤2.6×108水質(zhì)化學(xué)技術(shù)規(guī)范確定的依據(jù)硼

硼濃度要根據(jù)反應(yīng)性控制需要調(diào)整。在反應(yīng)堆停堆、起動時(shí)保持較高的硼濃度,但隨著燃料燃耗的加深,硼濃度降低.由于硼濃度太高時(shí)，會導(dǎo)致正的冷卻劑溫度系數(shù)，硼濃度不能太高。因此，硼濃度在一定的范圍內(nèi)變化。不同的反應(yīng)堆的硼濃度上限不同。大多數(shù)壓水反應(yīng)堆的硼濃度上限為2000-2500ppm，如秦山核電站。一些反應(yīng)堆，如AP1000和大亞灣核電站，硼濃度上限為4000mg/kg.鋰Li的添加是pH控制的需要，作為堿化劑LiOH的添加的。0.7-3.5ppm范圍內(nèi)，Li濃度升高有利于抑制不銹鋼或Inconel合金等的PWSCC。Li濃度超過70ppm時(shí)，鋯合金的腐蝕嚴(yán)重?？紤]到的LiOH局部濃縮，鋰濃度設(shè)定為0.2-2.2mg/kg.

不同國家設(shè)定的Li濃度下限不同，但上限值一致。Li濃度需要和pH、B協(xié)調(diào)控制溶解氧

水中游離氧的存在是造成金屬材料腐蝕的重要原因.降低冷卻劑中氧濃度至最小量,即可減少反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)結(jié)構(gòu)材料的均勻和局部腐蝕.溫度低于222.2℃、存在較高氧濃度下溫度高于222.2℃、存在較低氧濃度下溶解氧能使堆水pH值降低冷卻劑中氧濃度的控制方法:當(dāng)反應(yīng)堆升溫階段可用向冷卻劑中加聯(lián)氨或排氣予以控制.當(dāng)反應(yīng)堆功率運(yùn)行時(shí),用向冷卻劑中加氫和減少補(bǔ)給水的氧含量,以控制冷卻劑中氧濃度在技術(shù)指標(biāo)范圍內(nèi).氯離子不銹鋼應(yīng)力腐蝕破裂的幾率正比于氯離子濃度和游離氧含量的乘積。當(dāng)氧含量較高時(shí)，即使氯離子濃度低于1ppm，應(yīng)力腐蝕破裂也會發(fā)生。氯離子期望值是0.05mg/kg，限值是0.15mg/kg.氟離子微量氟離子即能顯著加速鋯合金的腐蝕和吸氫,又能在氧與其共同作用下引起不銹鋼的應(yīng)力腐蝕。標(biāo)準(zhǔn)值為0.005mg/kg,限值與氯化物及氟化物離子的濃度有關(guān),設(shè)定為奧氏體不銹鋼不發(fā)生SCC的0.1mg/kg.溶解氫為抑制水輻射分解的氧的發(fā)生量,必需的溶解氫濃度為14cm3/kg(H2O),而鋯合金吸氫會導(dǎo)致氫脆腐蝕問題也必須重視,從這兩方面出發(fā),溶解氫的標(biāo)準(zhǔn)值設(shè)定為20～50mL/kg.硫

某壓水堆核電廠,蒸汽發(fā)生器因科鎳爾600合金傳熱管在一回路側(cè)發(fā)生開裂,將這次事件歸之于高濃度的硫化物所引起的,并相信這種腐蝕是在冷停堆條件下發(fā)生的,為此,建議定期分析冷卻劑中的硫化物.為簡化分析手續(xù),將硫化物氧化后作為硫酸鹽來分析.期望值<0.05mg/kg,限值<0.15mg/kg.金屬雜質(zhì)從給水系統(tǒng)帶入反應(yīng)堆的金屬雜質(zhì)和不銹鋼的腐蝕產(chǎn)物大部為α-Fe2O3,Fe3O4等鐵的氧化物,雖然這些雜質(zhì)的一部分可在反應(yīng)堆凈化系統(tǒng)被除去,但剩下的部分會附著到燃料表面.在金屬雜質(zhì)的含量高時(shí),除了會阻礙燃料的熱傳導(dǎo)、加速癤狀腐蝕外,還使冷卻劑系統(tǒng)的劑量率上升.其限值<15μg/kg.懸浮物堆芯沉積物的積累率與冷卻劑中懸浮物的濃度有關(guān).通常在反應(yīng)堆功率運(yùn)行初期,冷卻劑中懸浮物濃度過高,這是由于反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)表面上的保護(hù)氧化膜沒有完全形成的結(jié)果.可以延長反應(yīng)堆熱態(tài)試驗(yàn)時(shí)間并用含高濃度鋰的冷卻劑來運(yùn)行以減少懸浮物的量.但是如鋰濃度過高,以及其他可提高冷卻劑pH值的物質(zhì)均能加大Zr-4合金的腐蝕速率.如在運(yùn)行時(shí)冷卻劑中氫的濃度偏低也能導(dǎo)致冷卻劑中懸浮物濃度的升高.pH值冷卻劑pH值對結(jié)構(gòu)材料的均勻腐蝕和開裂有重大影響.然而,如維持冷卻劑pH值在正常的技術(shù)指標(biāo)范圍內(nèi),不會對壓水堆系統(tǒng)的完整性構(gòu)成危害.對于現(xiàn)行壓水堆選定的材料,水質(zhì)偏堿性時(shí)比較穩(wěn)定,以pH為8.5－10.5

之間為最佳(法馬通8.2－9.2).電導(dǎo)率χ即電阻率的倒數(shù),表示棱長為1cm的1cm3液體的電導(dǎo)值,單位為微西門子/厘米.給水系統(tǒng)帶入反應(yīng)堆的可溶性雜質(zhì)主要是Cl-,Na+,SO42-.由于給水全部由凝結(jié)水凈化系統(tǒng)脫鹽處理,被凈化到接近超純水的范疇,因此,在日常管理中,給水中所含的這些極微量成分是不可能被測出的,一般采取的管理方法是通過電導(dǎo)率監(jiān)測水質(zhì).標(biāo)準(zhǔn)值0.1μs/cm,限值

0.2μs/cm.化學(xué)控制參數(shù)超出控制范圍時(shí)應(yīng)采取的糾正措施超標(biāo)參數(shù)糾正措施Cl-/F-檢查凈化系統(tǒng)離子交換床的流量和去除效率。檢查RCS氨濃度或電導(dǎo)率是否太高，其可引起Cl-或F-從交換樹脂上釋放檢查補(bǔ)給水純度。必要時(shí)隔離補(bǔ)給水源或切換到另一補(bǔ)給水源。確認(rèn)有無其它的潛在F-來源。懸浮物監(jiān)測RCP密封過濾器和反應(yīng)堆冷卻劑過濾器的⊿P是否增大了。確保RCS中溶解氫的濃度。硫酸鹽檢查凈化系統(tǒng)樹脂釋放。檢查離子交換床的去除效率，必要時(shí)隔離。檢查補(bǔ)給水純度。Li檢查反應(yīng)堆冷卻劑是否正在的稀釋或硼化。確保鋰型樹脂交換床在工作。確認(rèn)陽離子或其它離子交換床的流量。檢查RCS氨濃度或電導(dǎo)率是否太高，其可以引起Li從交換樹脂上釋放。按要求把Li調(diào)整到規(guī)定的范圍內(nèi)。H2確保VCT中適當(dāng)?shù)臍鋲?。確認(rèn)下泄流量足夠大。檢查閥門泄漏指標(biāo)或檢查是否有空氣進(jìn)入上沖系統(tǒng)。評估穩(wěn)壓器蒸汽泄漏情況。溶解氧確認(rèn)氫氣濃度。檢查是否有空氣泄漏進(jìn)入CVCS。停堆時(shí)的水化學(xué)管理壓水堆核電站的停堆核電站的停堆：把運(yùn)行著的反應(yīng)堆功率從運(yùn)行水平降低到中子源水平。兩種停堆方式：正常停堆事故停堆正常停堆按停堆的工況及停堆的時(shí)間長短分為：熱停堆（短期的停堆）冷停堆（長期的停堆）熱停堆核電站的熱停堆是短期的暫時(shí)性的停堆，這時(shí)，冷卻劑系統(tǒng)保持熱態(tài)零負(fù)荷時(shí)的運(yùn)行溫度和壓力，二回路系統(tǒng)處于熱備用工況隨時(shí)準(zhǔn)備帶負(fù)荷繼續(xù)運(yùn)行。調(diào)節(jié)棒組完全插入，安全棒組可以插入，可以抽出，處于次臨界狀態(tài)。一回路和二回路的溫度由控制蒸汽壓力來維持，其能量來自堆芯的余熱和冷卻劑泵的轉(zhuǎn)動，蒸汽排放到大氣或冷凝器。如果停堆超過11小時(shí)，堆內(nèi)裂變產(chǎn)物氙毒的變化越過碘坑，氙毒反應(yīng)性減少，如果不加補(bǔ)償，可能會使反應(yīng)堆重達(dá)臨界，因此，必須進(jìn)行冷卻劑加硼操作，以保證在熱停堆期間K有效始終小于0.99。冷停堆反應(yīng)堆處于熱停堆狀態(tài)以后，才能進(jìn)行冷停堆操作。冷停堆時(shí)，調(diào)節(jié)棒組和安全棒組全插入，尚需向冷卻劑加硼，以抵消從熱態(tài)降到冷態(tài)過程中，因負(fù)溫度效應(yīng)引起的正反應(yīng)性，維持堆的足夠的次臨界度。此外，還需對系統(tǒng)進(jìn)行冷卻。堆芯的剩余發(fā)熱和冷卻劑的顯熱通過蒸汽發(fā)生器，由二回路控制系統(tǒng)把產(chǎn)生的蒸汽旁路到冷凝器。冷凝器真空度破壞時(shí)，可由釋放閥向大氣排放。使冷卻劑冷卻至180oC

、30bar。啟動停堆冷卻系統(tǒng)，用停堆冷卻系統(tǒng)繼續(xù)完成冷卻，直至達(dá)到溫度小于70oC

的冷停堆狀態(tài)。事故停堆當(dāng)核電站發(fā)生直接危及反應(yīng)堆安全的事故時(shí)，安全保護(hù)系統(tǒng)動作，緊急停堆，快速插入全部控制棒組件。如果事故嚴(yán)重（如主蒸汽管道破裂，失水事故），則需向堆芯緊急注入含硼水，使裂變反應(yīng)瞬時(shí)停止。事故停堆后，必須保證對反應(yīng)堆的繼續(xù)冷卻。壓水堆核電站停堆后的衰變熱

壓水堆在停堆后相當(dāng)長時(shí)間內(nèi)，由于核分裂所產(chǎn)生的裂變產(chǎn)物的、放射線衰變而發(fā)出的熱量是相當(dāng)可觀的。以一個(gè)滿功率運(yùn)行100天的壓水堆為例：停堆后時(shí)間衰變熱（％額定功率）1分鐘4.530分鐘2.01小時(shí)1.628小時(shí)0.9648小時(shí)0.62衰變熱

壓水堆停堆后，為了除去衰變熱，防止燃料元件包殼熔化，冷卻劑泵必須運(yùn)轉(zhuǎn)，衰變熱通過蒸汽發(fā)生器由二回路帶出。當(dāng)一回路壓力、溫度降低一定程度時(shí)，停堆冷卻系統(tǒng)必須投入。

若在反應(yīng)堆停堆的同時(shí)發(fā)生了斷電事故，主泵不能工作時(shí)，則依靠冷卻劑自然循環(huán)使堆芯冷卻，停堆冷卻系統(tǒng)也靠應(yīng)急電源的投入而繼續(xù)工作。此外，在發(fā)生一回路管道破裂的失水事故時(shí)，由安全注入系統(tǒng)將硼水注入堆芯，為堆芯提供應(yīng)急的和持續(xù)的冷卻。停堆和冷卻時(shí)的水化學(xué)變化與沉積物釋放在停堆和冷卻時(shí)，隨著冷卻劑溫度的降低，水化學(xué)發(fā)生很大的變化。由于隨著溫度降低,電離常數(shù)增大，硼酸的酸性增強(qiáng)。反應(yīng)堆反應(yīng)性隨溫度降低而增大。為補(bǔ)償這一反應(yīng)性增大，需要增大硼酸濃度。以上兩點(diǎn)，使得冷卻劑pH降到4-5，冷卻劑由弱堿性變?yōu)樗嵝?。為換料需打開反應(yīng)堆。在打開反應(yīng)堆前，需要除去溶解氫。溶解氫除去后，水輻照分解不再受到抑制，產(chǎn)生氧化性物質(zhì)。這使得冷卻劑從還原性狀態(tài)變?yōu)檠趸誀顟B(tài)。停堆和冷卻時(shí)的水化學(xué)變化與沉積物釋放因此，停堆和冷卻過程中，不僅冷卻劑溫度降低，水化學(xué)也從堿性-還原狀態(tài)轉(zhuǎn)化為酸性-氧化狀態(tài)。由于腐蝕產(chǎn)物具有負(fù)的溶解度溫度系數(shù)，隨溫度降低，溶解度增大。停堆過程中水化學(xué)變化與冷卻劑的溫度變化一起對沉積的腐蝕產(chǎn)物產(chǎn)生了很大的影響，造成一回路中的沉積物發(fā)生溶解和突然釋放。放射性核素，如Co-60，Co-58等也發(fā)生溶解和尖峰釋放.典型的換料停堆運(yùn)行方式。在功率運(yùn)行溫度附近即開始注入硼酸，使B濃度達(dá)到1000或2000ppm。由于燃料末期Li濃度很低，注入B后，冷卻劑pH降至酸性范圍，堆內(nèi)環(huán)境變由“堿性-還原”為“酸性-還原”。除氫或加H2O2后再變?yōu)椤八嵝?氧化”換料停堆運(yùn)行方式1先降溫至300oF（RHR投運(yùn)）后再注入硼酸至2000ppmB。堆內(nèi)環(huán)境在較長的時(shí)間內(nèi)維持“堿性-還原”，直到pH隨溫度降低至酸性范圍，堆內(nèi)環(huán)境變?yōu)椤八嵝?還原”除氫或加H2O2后再變?yōu)椤八嵝?氧化”換料停堆運(yùn)行方式2維持停堆前的B、Li濃度直到300oF（RHR投運(yùn)）再注入硼酸至900ppmB。堆內(nèi)長時(shí)間處于“堿性-還原”環(huán)境，只有最