《先進型反應堆》課件

先進沸水堆利用先進技術和成熟的閱歷，代表當今核電站開展程度。它與GE研制的前六代沸水堆(BWR1-BWR6)及歐洲沸水堆相比，就單相系統(tǒng)或設備的設計而言，在技術上沒有明顯的突破，但它集以往沸水堆技術及閱歷之大成,更符合先進輕水堆URD設計規(guī)范，在整體上表達出了它綜合的優(yōu)勢。精細控制棒驅動系統(tǒng)維修率低，高性能的防輻射資料，長壽命的中子監(jiān)視器，改良的水化學系統(tǒng)等等。先進沸水堆經(jīng)過改良堆芯及燃料的設計使功率振蕩衰減比非常小，堆的穩(wěn)定性大大提高。先進堆堆內設置自動運轉，維護器制止堆運轉在高功率密度/低流量區(qū)，來防止兩相流不穩(wěn)定性的發(fā)生。BWR追求簡易化的歷史帶蒸氣包／汽水分別器雙重循環(huán)式〔1950年代～60年代〕內置汽水分別器直接循環(huán)式〔1960年代〕內置射流泵減少周圍管道式〔1970年代～至今〕內置循環(huán)泵取消堆芯周圍管道〔1990年代～至今〕初期的BWR傳統(tǒng)式BWRABWR刻意追求簡易-直接循環(huán)采用驗證技術沸水堆的開展歷程四個開展階段50—60年代采用帶蒸氣汽包和蒸氣分別器的雙重式循環(huán)；70年代取消蒸汽發(fā)生器采用直接循環(huán)；80年代采用堆內型放射泵；90年代采用堆內型再循環(huán)泵。三次規(guī)范改良第一次在76—77年，第二次在78—80年，第三次在81—85年。三次改良后沸水堆的設計，平安性發(fā)生了較大的變化，成為了我們目前所研討的先進沸水堆。ABWR的技術特征由于堆芯外圍沒有再循環(huán)管道，所以其他管道破損，堆水不喪失/保證堆芯不裸露〔平安性提高〕減少了職業(yè)性輻照劑量a)內置循環(huán)泵(RIP:ReactorInternalPump)平安性提高(有液壓式應急驅動、電驅動后援雙重驅動源)可同時操作復數(shù)控制棒，縮短了起動時間具有微調功能，增大了可運轉性b)先進型控制棒驅動機構(FMCRD:FineMotionControlRodDrive)電動機(日常控制)液壓管道(應急停堆動力)c)鋼筋混凝土構造平安殼：RCCVMARK-I

(1100MWeBWR)MARK-II

(1100MWeBWR)與核島房融為一體輸出功率單位的建筑體積減少降低造價縮短建立工期RPV重心位置降低比MARK-II降低10m提高抗震性能RCCV

(0MWeABWR)小型主控臺大型顯示盤提高了可靠性信息集中化的人機接口增大自動化程度，運轉易于掌握提高了檢修性d)新型測控設備〔主控室〕采用了最新技術－包括平安系統(tǒng)在內，全部運用數(shù)碼技術和多重傳送技術BWR與ABWR主要差別效率：BWR33，ABWR35％工期：BWR58月，ABWR48月劑量程度：BWR1人.Sv/年，ABWR0.36人.Sv/年啟動時間：ABWR縮短1/3放射性廢物量：ABWR每堆年減少一半世界首臺ABWR機組:東京電力公司柏崎刈羽核電廠6/7號機三、第三代先進PWR1、EPR2、AP600/10001、EPR－歐洲壓水堆

〔1〕EPR簡介〔2〕技術特點〔3〕平安特性(1)EPR簡介法德雙方協(xié)作共同開發(fā)核電廠供應商的協(xié)作：法馬通和西門子KWU〔現(xiàn)為AREVA公司〕；兩國電力公司的協(xié)作：〔現(xiàn)已合并為E.ON、EnBW、RWEPower〕兩國核平安當局協(xié)作：以求制定出共同的核平安法規(guī)。在世界上現(xiàn)役輕水堆幾千個堆年運轉閱歷反響的根底上并吸收包括法國N4機組和德國KONVOI機組在內的最新反響堆技術而開發(fā)出來的。綜合了幾十年研發(fā)〔R&D〕方案獲得的成果，特別是由法國原子能委員會和Karlsruhe研討中心所獲得的研討成果。(1)EPR簡介160萬千瓦級壓水堆，其單機容量為世界之最機組熱效率為當今輕水堆之最：36/37%；從第一罐混凝土計建造周期不超越48個月；設計壽命添加到60年；燃料U235富集度5％；燃料組件卸料燃耗深70000MWd/t燃料利用率提高；每兆瓦時鈾耗費量節(jié)約17%機組整個壽期的平均可用因子達92%，這樣換料周期延伸，停堆換料和在役檢查時間縮短。(1)EPR簡介換料停堆時間縮短到接近10天。由于設備規(guī)范化和部分維修義務可在機組運轉形狀下進展〔歸功于平安系統(tǒng)4重冗余〕使維修簡化。廢物和流出物減少。對運轉和維修人員的輻射防護加強：集體劑量的目的小于0.4人希弗/堆年，而目前OECD國家的平均程度為1人希弗/堆年。對支配員友好的人機接口使可靠性大大提高并使人員干涉減少。(1)EPR簡介每兆瓦時長壽錒系元素產(chǎn)生量減少15%相對于釋熱比，發(fā)電量添加14%EPR堆芯設計運轉裕量大，靈敏性好順運用戶的各種需求，如采用不同類型的燃料〔UO2，UO2-Gd2O3，MOX〕、不同的燃料管理戰(zhàn)略和燃料循環(huán)長度〔到24個月〕，降功率運轉和延壽運轉。(1)EPR簡介經(jīng)濟性好：發(fā)電本錢比在役最先進的核電機組低10%，比結合循環(huán)的大型燃氣機電站低20%。(2)EPR技術特點現(xiàn)有的設計、設備制造以及核電廠建造等方面的工業(yè)才干可很容易得到推行和利用。支配員在現(xiàn)役電站運轉中已掌握的專門技藝同樣可運用到EPR的運轉中去?？蛻艨梢苑乐乖O計、建造或運轉方面的風險EPR設計滿足世界未來核電廠更高平安程度的要求。(2)EPR技術特點EPR主要設計特點是它的簡化設計，機械設備、供電系統(tǒng)和相關的儀控均以4環(huán)路/4平安系列概念設計。運轉和平安功能分開，以簡化系統(tǒng)的構造。運轉和平安系統(tǒng)的設置為任何類型的異常事件提供了逐漸緩解的措施。(2)EPR技術特點堆芯周圍有一圈中子反射層，提高了燃料利用率并防止與輻照有關的壓力容器老化景象的發(fā)生。壓力容器采用抗考化最正確的鋼材制造并減少焊縫數(shù)量。蒸汽發(fā)生器裝有軸向節(jié)能器，使蒸汽壓力提高到78個飽和蒸汽壓力，從而獲得較高的電廠效率〔36/37%〕。主冷卻泵采用革新的水力設計進展制造，表現(xiàn)為采用靜壓軸承，已在N4勝利實施。(2)EPR技術特點反響堆維護系統(tǒng)以N4機組的閱歷反響為根底，采用經(jīng)過驗證的數(shù)字化技術。全計算機化主控室采用最先進的數(shù)字化技術，使支配員可以全面調理對電廠運轉有重要影響的一切參數(shù)。EPR充分采用現(xiàn)役電站的閱歷反響并結合最新的技術開展，提供了極為友好的人機接口。主要平安系統(tǒng)包含4個子系統(tǒng)或列，每列都能獨立執(zhí)行全部平安功能。在反響堆廠房周圍的4個平安防護廠房中，每一個里都布置有一列平安系統(tǒng)，以防止系統(tǒng)發(fā)生共模缺點?！?〕平安特性EPR符合法國和德國核平安當局1993年結合提出的共同建議和1995年發(fā)布的對主要問題的立場2000年10月，擔任反響堆平安的法國常設專家組與德國的有關專家一同對指點EPR設計的技術導那么進展了評審并給予確認。EPR滿足歐洲用戶要求〔EUR〕和美國電力研討院〔EPRI〕發(fā)布的用戶要求文件〔URD〕〔3〕平安特性-強化防備堆熔事件的措施EPR采取措施防備堆芯熔化，包括采用平安安裝進一步降低這種嚴重事故的概率小于10-6/堆年〔比N4還要低一個量級〕：添加一回路和蒸汽發(fā)生器的水裝量；采用4×100%冗余〔4系列概念〕來添加平安系統(tǒng)的可靠性；這些系統(tǒng)的每列在設計方面都遵照多樣化原那么?！?〕平安特性-強化防備堆熔事件的措施?采用緩解嚴重事故后果的設備：平安殼將防止放射性向外分散；在平安殼內布置有混凝土小室和氫催化復合器〔屬非能動設備〕以防因氫累積引起氫氣爆燃堆芯熔融物在反響堆平安殼廠房內部的專門區(qū)域進展搜集和滯留然后得以冷卻，從換料水池來的水非能動地淹沒熔融物?！?〕平安特性-防備外部災禍為防備外部災禍設置實體維護：抗飛機撞擊：反響堆廠房、控制室、乏燃料廠房和4座平安廠房中的2座經(jīng)過足夠厚的鋼筋混凝土外墻進展維護以抵御軍用飛機的高速撞擊。其它兩座平安廠房分開布置在反響堆廠房相對應的兩側，由于它們相距較遠，這樣僅有一座平安廠能夠被飛機撞毀，而不會對平安呵斥影響。同樣，用于應急供電的柴油發(fā)電機組分置在兩個不同的廠房，并經(jīng)過實體隔離進展維護。〔3〕平安特性-防備外部災禍抵御嚴重的地震：整個核島座落在一塊6米厚的鋼筋混凝土底板上。廠房高度降至最低。最重的部件尤其是水箱安裝在標高較低的位置。雙層平安殼：內層預應力混凝土廠房和外層鋼筋混凝土殼，兩者厚度均為1.3米。小結:(1)EPR主要優(yōu)點經(jīng)濟性：160萬千瓦級反響堆，效率高，建造周期縮短，設計壽命延伸，燃料運用率添加而且機組可用因子提高。平安性：加強防備堆芯熔化并緩解放射性后果；加強抵御外部災禍特別是抗飛機撞擊和地震的才干。技術先進:靈敏的燃料管理戰(zhàn)略，大容量部件例如壓力容器和堆內構件、蒸汽發(fā)生器和主冷卻劑泵，以及儀表和控制，人機接口和電廠控制室。小結:(2)EPR前景芬蘭用戶TVO在2003年12月18日與AREVA和西門子結合體簽署合同，在芬蘭的Olkiluoto廠址建造一臺EPR。第一灌混凝土于2005年中澆灌，方案09年商業(yè)運轉。2006年5月4日，法國電力公司董事會決議在Flamanville廠址啟動首臺〔法國〕EPR機組建立；2007年1月24日核蒸汽供應系統(tǒng)定貨，世界第二臺EPR機組在建。在中國核電市場與AP1000竟標失敗。但中廣核仍在努力,已簽協(xié)議。該機組的建造進一步證明并加強了以EPR堆型為根底的未來核電工程的強大生命力。2、AP1000－平安革新傳統(tǒng)核電站－自動平安理念子系統(tǒng)、設備可靠多系統(tǒng)冗余電力〔或高氣壓〕驅動，電源、備用電源可靠、冗余AP1000－被動平安理念自然力驅動重力、自然循環(huán)、自然對流、蒸發(fā)及冷凝簡化平安系統(tǒng)、減少動力源〔可靠〕減少操作員干涉AP1000的平安戰(zhàn)略被動平安相關系統(tǒng)只采用被動過程，不需求自動的泵、柴油發(fā)電機等….一組時序控制的閥門過程開場后不需求其它支持系統(tǒng)大大減少對操作員的依賴緩解基準設計事故，無非核級系統(tǒng)(1)被動衰變熱排出自然循環(huán)(2)被動平安注入自然循環(huán)平安注入系統(tǒng)由兩臺堆芯補給水箱〔CMT〕、兩臺平安注射箱和換料水箱IRWST組成，銜接于反響堆冷卻劑環(huán)路并充溢硼水，注射依托重力和氣體儲能的釋放。當正常上充水系統(tǒng)失效時，可應付小走漏及由失水事故引起的大走漏，CMT、平安注射水箱和IRWST為堆芯提供冷卻。依托IRWST提供冷卻水注入堅持LOCA后期冷卻和余熱去除，和平安殼冷卻系一致同建立再循環(huán)，使堆芯堅持淹沒。AP1000被動平安特性(3)被動平安殼冷卻空氣自然循環(huán)/蒸發(fā)平安殼外外表水AP1000非能動平安殼冷卻系統(tǒng)與傳統(tǒng)壓水堆的平安殼噴淋系統(tǒng)的主要功能一樣，其作用是發(fā)生LOCA事故或主蒸汽管破裂事故發(fā)生在平安殼內時，排出平安殼內的熱量。非能動平安殼冷卻系統(tǒng)以鋼平安殼作為傳熱界面，將空氣從外層屏蔽殼入口引入，經(jīng)過外部環(huán)廊到達底部，在空氣折流板底部轉向180度，進入內部環(huán)廊，再沿平安殼內壁向上流動。由于內部環(huán)廊空氣被加熱和水蒸氣存在，呵斥內外環(huán)廊空氣密度差，構成空氣的自然循環(huán)，空氣最終從屏蔽殼頂部煙囪排出。在平安殼頂部設有可供72小時的冷卻水儲存箱，水依托重力向下流，在鋼平安殼弧頂和殼壁外側構成一層水膜。當平安殼內壓力或溫度過高時，系統(tǒng)自動開啟。由構成的水膜和空氣自然循環(huán)導出平安殼內的熱量，降低平安殼的壓力，保證平安殼不受損壞。(4)平安殼空間被動放射性排出AP1000在設計上沒有平安相關的平安殼噴淋系統(tǒng)用于去除平安殼中的裂變產(chǎn)物。平安殼大氣中活性物質的去除完全靠自然的過程〔如沉淀、分散、熱遷移等〕。事故后如平安殼內放射性活度升高，由防火系統(tǒng)提供的非能動平安殼噴淋系統(tǒng)在平安殼外充氮罐的壓力作用下進展噴淋，以限制裂變產(chǎn)物的釋放。絕大多數(shù)非氣態(tài)活性物質最終堆積在平安殼地坑冷卻水中。非能動主控室可居留系統(tǒng)失去交流電源時，主控室非能動應急可居留系統(tǒng)向主控室通風和充氣，維持任務人員可以繼續(xù)居留的環(huán)境至少72小時，并兼作主控室、儀表間和直流設備室的非能動熱阱。AP1000被動堆芯冷卻系統(tǒng)AP1000被動安注設備三個水源提供堆芯冷卻補水：堆芯補水箱(CoreMake-upTanks)提供堆芯高壓補水throughDVI(directvesselinjection)line.蓄水箱〔accumulators〕含硼水球形罐〔氮氣〕，在小于4.7MPa時提供堆芯冷卻水.幾分鐘內可緩解大LOCAs.殼內燃料冷卻水箱〔IRWST〕常壓不銹鋼硼水箱〔2600m3〕,提供堆芯低壓補水。AP1000被動堆芯冷卻系統(tǒng)(1)被動余熱排出〔PRHR〕熱交換器支配員不干涉/自然循環(huán)帶出100%余熱.減少部件和資料量250個構造和系統(tǒng)模塊可以預制或現(xiàn)場/工廠并行制造3年建立周期〔第1罐混凝土到初次裝料〕減少〔50％平安相關閥門、36％泵、83％平安相關管道、56％抗震建筑、87％電纜〕AP1000－構造簡單AP1000－運轉特性好

18個月?lián)Q料周期〔鈾燃料或MOX燃料〕60年壽期經(jīng)濟〔與其它類型能源相比具有優(yōu)勢〔1200US$/kW〕AP1000－平安性高CDFUSNRC要求1×10－4，現(xiàn)行電站5×10－5〔1.5-2.3×10－5CPR1000，嶺奧，大亞灣〕URD要求1×10－5〔N4)EPR<1×10－5,AP10004×10－7AP1000的未來AP1000-1117MWe被動平安系統(tǒng)AP1000reviewinprogress2002提交懇求2005同意在中國核電市場有前景在世界第三代競爭中有優(yōu)勢〔總額80億美圓/西屋53億美圓〕VVERVVER與PWR根本原理與工藝流程一樣70年代第一代VVER-440未設置應急堆芯冷卻系統(tǒng)和平安殼。但堆芯設計平安裕度較大〔83kW/L〕，并采用臥式蒸發(fā)器，一回路水量大，事故情況下保證堆芯淹沒。80年代前期第二代VVER-440增設應急堆芯冷卻系統(tǒng)，但沒設平安殼。80年代后期第三代VVER-1000增設平安殼。建22座。3、田灣核電站中俄協(xié)作工程廠址位于江蘇省連云港市田灣一期工程建立兩臺俄羅斯AES-91/V-428〔VVER-1000/428NPP-91〕型壓水堆核電機組，裝機容量為2×106萬千瓦1999年10月20日進展1號機組的第一罐混凝土澆注，2000年9月20日進展2號機組的第一罐混凝土澆注。1號機組和2號機組方案分別于2004年和2005年建成投產(chǎn)，現(xiàn)已延遲至2007年。建造中的江蘇田灣核電站建造中的江蘇田灣核電站VVER?90年代第四代VVER-1000〔AES-91/V-392)。平安殼采用雙層構造，乏燃料水池布置在平安殼內。同PWR平安規(guī)范根本一樣，有些平安系統(tǒng)裕度更大。我國田灣采用VVER-1000〔AES-91/V-428)，在燃料格架、導向管及控制棒資料，換料及功率展平方案，壓力殼構造，專設平安系統(tǒng)等方面都做了改良。同APWR平安規(guī)范根本相當。俄羅斯方案到2021年每年興建兩個百萬千萬核反響堆,到2020年將其數(shù)量添加到每年四個。俄羅斯目前在10個核電廠有31個核反響堆，約占其電力發(fā)電的16%到17%。到2030年將核電發(fā)電的份額提高到至少25%。VVER-1000〔AES-91)總結了20套VVER運轉閱歷具有更高的平安性，它符合當今國際核電平安法規(guī)的要求和開展趨向平安系統(tǒng)的多重性、多樣性和冗余性〔平安余量大〕，針對各種能夠發(fā)生的異常情況和事故，設置相應的預防措施和平安系統(tǒng)，確保核電站平安可行地運轉VVER?平安殼預應力鋼纜系統(tǒng)共有程度環(huán)向360?預應力鋼絲束70束，豎向倒U形預應力鋼絲束50束，每束由55根七股鋼絞線組成，該設計系國內初次采用的國際先進技術，設計內抗壓才干到達0.5MPa，最高可達0.7MPa。該系統(tǒng)可以大大提高平安殼的承壓才干，加強核電站平安程度。AES-91－技術特點雙層平安殼反響堆廠房穹頂?shù)跹b雙層平安殼構造它既能抵御外部破壞，例如：龍卷風、地震、小型飛機的撞擊，還能抵御在最嚴重事故情況下內部放射性物質的外泄。兩層平安殼之間為帶有碘和氣溶膠過濾器通風系統(tǒng)的負壓環(huán)型空間，有效減少了放射性物質向周圍環(huán)境的釋放，從而到達有效的防護目的，同時也成為目前國內獨一無二的雙層平安殼核電站。雙層平安殼內層是鋼纜預應力張拉系統(tǒng)的混凝土墻體，厚為1.2米，內壁有6毫米厚的鋼覆；外殼是普通混凝土墻休，厚為0.6米，內外層之間間距1.8米。外層平安殼反響堆廠房外徑為51.2米，總高度為74.2米。AES-91－技術特點?先進的數(shù)字化分布控制系統(tǒng)〔DCS〕由運轉儀控〔TXP〕和平安儀控〔TXS〕兩部分組成，是目前我國核電站初次引進的全數(shù)字儀控系統(tǒng)。由于DCS系統(tǒng)具有可靠性高，監(jiān)視控制功能強及安裝維護方便等特點，將會為核電站平安、經(jīng)濟、高效運轉發(fā)揚重要作用。AES-91－技術特點?全數(shù)字化主控室4通道平安系統(tǒng)包括：堆芯應急冷卻系統(tǒng)、事故濃硼注入系統(tǒng)、平安殼噴淋系統(tǒng)和事故給水系統(tǒng)每個平安系統(tǒng)由4個完全獨立和實體隔離的通道組成。這樣在運轉中構成了一個系統(tǒng)運轉、三個系統(tǒng)備用的“N+3〞的多重維護組合，從而大大提高了電廠的平安性。AES-91－技術特點?安注泵系統(tǒng)安全殼安全系統(tǒng)一回路系統(tǒng)蒸汽發(fā)生器儀控系統(tǒng)國內其他核電站單殼三通道二環(huán)路或三環(huán)路立式模擬田灣核電站雙殼四通道四環(huán)路臥式數(shù)字全數(shù)字化正常運轉情況下，四個環(huán)路的設備同時任務。假設其中兩個環(huán)路發(fā)生缺點，仍可降低功率繼續(xù)運轉、可不停堆。AES-91－技術特點?汽輪機組反響堆裝堆實驗裝堆安裝吊籃奠定根底壓水堆核電廠的調試與運轉1壓水堆核電廠的調試一座大型壓水堆核電廠建立工程可以分為設計、制造、建造、調試與運轉幾個階段。調試啟動過程是核電廠投產(chǎn)前的工程階段，在此過程中，需求進展各種必要的實驗，以保證安裝好的各個部件、設備和系統(tǒng)，及整個電廠都能按設計要求及有關準那么正確的運作。核電廠的調試啟動的三個主要階段是：A階段：預備運轉實驗B階段：裝料，初始臨界和低功率運轉實驗C階段：功率實驗A階段：預備運轉實驗1設備初步實驗每一臺設備安裝終了，都必需進展單獨實驗，以檢查設備安裝能否正確及能否到達設計所要求的性能。2根本系統(tǒng)實驗對相互并聯(lián)的假設干根本系統(tǒng)進展結合功能檢查，又可分為冷態(tài)性能實驗與熱態(tài)性能實驗兩個分階段：1〕冷態(tài)實驗對一回路主系統(tǒng)進展壓水實驗和冷態(tài)實驗。冷態(tài)實驗終了后安裝設備與管道的熱絕緣。2〕熱態(tài)實驗利用冷卻劑泵和穩(wěn)壓器電加熱器對一回路升溫升壓至額定參數(shù)，實驗核蒸汽供應系統(tǒng)的熱態(tài)功能。如無外汽源，在一回路熱態(tài)實驗時，對二回路進展熱態(tài)實驗。在熱態(tài)實驗終了后，要進展一次全面檢查，包括第一次在役檢查〔又稱役前檢查〕，作為運轉中在役檢查的根底，并做好裝料前的預備任務。B階段：裝料、初始臨界和低功率運轉實驗

目的：證明核反響堆已處于可以啟動的形狀，證明冷卻劑、堆芯、反響性控制、核反響堆物理參數(shù)和屏蔽等特性都能滿足核電廠運行的有關平安要求。1裝料和次臨界實驗按規(guī)定程序進展裝料，以保證平安和正確的裝載；裝料后在核反響堆處于次臨界形狀時，為確定冷卻劑流動特性以及核反響堆控制設備的可運轉性，進展一些性能實驗。2啟動到初始臨界按預定步驟，有次序地提升控制棒，改動堆內反響性，逼近臨界。必需延續(xù)的監(jiān)測和分析反響性的變化，確保初次啟動平安。3低功率實驗按核反響堆設計要求，在把核反響堆功率維持在足夠低的程度情況下，進展繼續(xù)時間較長的系統(tǒng)流動性能實驗和冷態(tài)、熱態(tài)性能實驗。證明核反響堆已具備較高功率程度下運轉的條件。調試啟動的意義：從大量實驗數(shù)據(jù)中，驗證核電廠的建立和設備安裝質量能否符合設計規(guī)范；經(jīng)過核電廠運轉瞬態(tài)和在假想事故條件下運轉特性的檢驗，驗證能否符合設計要求，以確保核電廠平安、可靠地投入運轉，并可為設計、制造與施工的改良提供參考；驗證運轉限值和運轉條件，檢驗運轉規(guī)程和事故處置規(guī)程能否恰當；經(jīng)過調試啟動，使運轉人員熟習核電廠的性能和各種設備與系統(tǒng)的操作。調試啟動的管理調試啟動是一項復雜的技術組織任務，必需縝密地方案和實施調試。制定一份詳細的調試大綱，并且明確規(guī)定調試大綱各個部分的實施和報告的責任；調試大綱必需經(jīng)國家核平安局同意；在制定和實施整個調試大綱期間，營運單位必需和國家核平安局堅持親密的聯(lián)絡。2壓水堆核電廠的運轉壓水堆核電廠的規(guī)范運轉形狀有換料、冷停堆、次臨界中間停堆、熱停堆、熱備用、反用堆帶功率運轉。1換料停堆允許作換料操作的停堆。此時，壓力容器已翻開，頂蓋已吊起并移走，燃料組件在壓力容器的堆芯內，核反響堆換料水池充溢含硼水。2冷停堆核反響堆有很深的次臨界度，一回路水的平均溫度低于90℃，壓力容器封鎖，一回路能夠處于受壓形狀，冷停堆又有兩種形狀：維修冷停堆，這時一回路平均溫度在10℃至70℃之間，是敞開的，一回路水部分排空，可以對一回路設備進展維修；正常冷停堆，該形狀時壓力容器是密封的，一回路至少用穩(wěn)壓器的一個平安閥組進展維護。3次臨界中間停堆核反響堆有足夠的負反響性，處于次臨界形狀，一回路平均溫度處于90℃至291.4℃之間。有兩種不同的運轉工況：在穩(wěn)壓器內沒有構成氣泡，一回路溫度在90℃至177℃之間，這是單相次臨界中間停堆形狀；在穩(wěn)壓器內構成氣泡，一回路溫度處于120℃至291.4℃之間，這是正常的兩相次臨界中間停堆形狀。4熱停堆核反響堆處于次臨界，一回路平均溫度為291.4℃，相當于空載條件。5熱備用核反響堆為臨界形狀，然而產(chǎn)生的功率很小〔≤2%額定功率Pn〕,蒸汽的絕大部分排向大氣或凝汽器。6核反響堆帶功率核反響堆在臨界形狀，所產(chǎn)生的功率＞2%Pn，可分為兩種運轉形狀：核反響堆控制：手動方式，運轉在大于2%Pn而小于15%Pn的低功率工況；核反響堆控制：自動或手動方式，運轉在大于15%Pn而小于〔或等于〕100%Pn范圍內，帶功率運轉。3壓水堆核電廠的維護1核電廠運營單位在運轉開場之前必需制定出為平安運轉所必需的建筑物、系統(tǒng)和部件的定期維修、實驗、檢驗和檢查的大綱。大綱必需存檔，并便于國家核平安部門查驗。2核電廠運營單位必需作出安排，由合格的人員運用適宜的設備和技術完成符合要求的定期實驗、檢驗和檢查。3維修、實驗和檢查大綱必需計及運轉限值和條件，以及其它適用的核平安管理要求。4必需確定平安重要的核電廠構筑物，系統(tǒng)和部件維修、實驗、檢驗和檢查的規(guī)范和周期，使其可靠性和有效性與設計要求堅持一致，并保證運轉開場后，核電廠的平安形狀不致遭到有害的影響。5構筑物、系統(tǒng)和部件的維修、實驗、檢驗和檢查的頻度必需根據(jù)它們的相對重要性而定。同時，要適當?shù)厮妓鞯狡涔δ苁У母怕屎途S修時人員所受輻照，堅持合理可行盡量低的要求。6核電廠投入運轉后，進展的定期檢查叫做在伇檢查。檢查時對核反響堆冷卻劑壓力邊境的耐壓設備〔如容器、管道〕進展無損探傷，并與伇前檢查〔又稱基準檢查〕進展比較，判別原有缺陷有否擴展、有否新的缺陷等，以確保壓力邊境的平安性。有些情況下在伇檢查任務也擴展至輔助系統(tǒng)和平安維護系統(tǒng)的設備。7在伇檢查的時間間隔，普通為電廠運轉開場后每10年檢查一次，每次作100％檢查。壓水堆核電廠的平安分析與輻射平安1壓水堆核電廠的平安分析核平安的最高目的是輻射平安，即任務人員、居民和環(huán)境免遭放射性危害，輻射照射堅持合理可行的盡量低程度，在正常和事故下，放射性劑量程度低于規(guī)定限值。為了實現(xiàn)核平安的最高目的，又設定了如下核平安技術目的：充分的平安余量防止事故發(fā)生；確保嚴重事故發(fā)生概率極低；在事故下放射性危害極小。核電廠在技術上從三個方面控制核平安，即核平安的三要素：反響性控制，即在任何情況下都要保證核反響堆能及時停堆，使核反響中止。重要的措施有：確保反響性負反響設計；核反響堆有兩套獨立的停堆系統(tǒng)；失水事故時，安注系統(tǒng)注入含硼水等。堆芯冷卻，即在任何情況下都要保證堆芯的冷卻。重要的措施有：正常運轉時，保證蒸汽發(fā)生器的熱阱功能；機組停運時保證余熱排除系統(tǒng)的功能；泵停運時，依托泵的惰轉及自然循環(huán)使一回路有足夠的流量排出堆芯剩余功率；失水事故時，保證安注系統(tǒng)投入。放射性物質屏蔽和包容，即在任何情況下都要保證放射性射線屏蔽，無放射性物質走漏進環(huán)境。重要的措施有：在正常運轉時，對一回路冷卻劑中的放射性物質采取凈化；平安殼堅持負壓；保證放射性物質的四道屏障的構造完好，所謂四道屏障分別指：燃料芯塊、燃料包殼、一回路壓力邊境和平安殼。為了使核平安的三要素得到保證，核電廠的設計提出了四種概念的平安性，即：固有平安性，即核反響堆固有平安特性。例如負溫度系數(shù)、負空泡系數(shù)屬于此，其含義是：堆芯溫度的異常升高或冷卻劑的汽化導致核反響堆自動引入負反響性，使反響堆功率下降，阻止堆芯溫度進一步升高。具有負溫度系數(shù)的核反響堆，其反響性的控制易于實現(xiàn)。核反響堆設計中，要求有充分的固有平安特性。非能動平安性，即依托自然力如重力、慣性力等自動實現(xiàn)平安功能，獲得極大的可靠性。如自然循環(huán)排出余熱，重力使平安棒下落，依托泵的惰轉維持一回路泵停運后的足夠流量來排出余熱等。現(xiàn)代先進型核電廠大量采用非能動平安技術。能動平安，即依托能動部件實現(xiàn)平安功能。能動部件存在失效的能夠性，為了確保能動部件的可靠，核電廠往往采用冗余原那么、多樣性原那么、獨立性原那么，防止共因失效、失效傳播，確保核電廠平安。

后備平安性，即提高平安余度、多層次縱深防衛(wèi)的原那么。例如為了防止核電廠失去外電源，核電廠有兩套獨立供電電網(wǎng)，三套獨立柴油發(fā)電機組，此外還有多套蓄電池組。核電廠在整體平安上那么采用縱深防御原那么，設有五道防線。第一道防線：精心設計，精心施工，確保核電廠的設備精良；有嚴厲的質量保證體系，建立縝密的程序，嚴厲的制度和必要的監(jiān)視，加強對核電廠任務人員的教育和培訓，防止缺點發(fā)生。第二道防線：加強運轉管理和監(jiān)視，及時正確處置不正常情況，排除缺點。第三道防線：設計多層次的平安系統(tǒng)和維護系統(tǒng)，防止設備缺點和人為過失釀成事故。第四道防線：啟用核電廠平安系統(tǒng)，加強事故中的電站管理，緩解事故。第五道防線：廠內外應急方案，努力減輕事故對居民的影響。此外，核電廠還具有抵御自然災禍的才干。地震、海嘯、熱帶風暴、洪水等自然災禍時，廠區(qū)附近發(fā)生堤壩坍塌、飛機墜毀、交通事故和化工廠事故時，反響堆能平安停閉，堅持構造完好，無放射性物質走漏。

經(jīng)過上述分析，可以闡明核電是一種平安能源。核電的平安性可以經(jīng)過概率平安分析來定量描畫。核反響堆最嚴重的事故是堆芯熔化事故。