核電廠運行概論 第一章

核電廠運行(yùnxíng)概論第1章緒論(xùlùn)精品資料1.1核電廠運行(yùnxíng)特點1.1.1壓水堆核電廠與化石(huàshí)燃料電廠反應(yīng)堆臨界核電廠反應(yīng)堆內(nèi)儲有大量放射性物質(zhì)相當(dāng)可觀的堆芯剩余釋熱精品資料1.1核電廠運行(yùnxíng)特點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)較長的時間，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)堆能在較長的期限（堆芯壽期〉內(nèi)實現(xiàn)(shíxiàn)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，才能實現(xiàn)(shíxiàn)穩(wěn)定的自持鏈?zhǔn)搅炎兎磻?yīng)。這是核電廠與化石燃料電廠明顯不同之處。精品資料1.1核電廠運行(yùnxíng)特點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(yīhuí)路及其輔助系統(tǒng)在核電廣運行或停閉期間都有較強的放射性精品資料1.1核電廠運行(yùnxíng)特點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，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(biānjiè)的完整性。在防止放射性物質(zhì)釋放方面，完整的壓力邊界(biānjiè)和安全殼又是燃料元件包殼的補充措施。精品資料1.1核電廠運行(yùnxíng)特點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)儲有大量放射性物質(zhì)核電廠正常運行中，還會產(chǎn)生氣、液、固態(tài)放射性廢物。必須(bìxū)采取了必要措施，在符合國家標(biāo)準(zhǔn)的情況下才允許排放。精品資料1.1核電廠運行(yùnxíng)特點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)儲有大量放射性物質(zhì)中子、y射線對反應(yīng)堆內(nèi)部構(gòu)件及其他材料的活化，使核電廠一回(yīhuí)路及其輔助系統(tǒng)，不論在核電廣運行或停閉期間，都會有較強的放射性。精品資料1.1核電廠運行(yùnxíng)特點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，剩余中子繼續(xù)引起裂變，從而(cóngér)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)中子貢獻部分通常隨時間衰減得非?？?，緩發(fā)中子部分起主要作用。t是停堆后的時間(s)，P(0)是停堆之前的功率，P(t)是停堆之后t時刻的剩余功率。精品資料1.1核電廠運行(yùnxíng)特點

精品資料1.1核電廠運行(yùnxíng)特點

精品資料1.1核電廠運行(yùnxíng)特點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(shuāibiàn)熱裂變產(chǎn)物的衰變(shuāibiàn)熱可由右圖來表示。精品資料1.1核電廠運行(yùnxíng)特點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)冷卻一定(yīdìng)的時間。在核電廠停堆換料期間，也不能停止冷卻，否則會因衰變熱引起冷卻劑沸騰甚至燃料元件過熱而被燒毀。精品資料1.1核電廠運行(yùnxíng)特點1.1.1壓水堆核電廠與研究堆壓水堆核電廠載硼運行壓水堆核電廠運行有汽輪機快速(kuàisù)降負(fù)荷功能精品資料1.1核電廠運行(yùnxíng)特點1.1.1壓水堆核電廠與研究堆（1）壓水堆核電廠載硼運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（首次裝料時還應(yīng)裝載一定量的可燃毒物棒）改變硼濃度可以控制長期緩慢的反應(yīng)性變化，如①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(yǐnqǐ)的反應(yīng)性變化；②易裂變同位素燃耗和長壽命裂變產(chǎn)物積累所引起(yǐnqǐ)的反應(yīng)性變化；精品資料1.1核電廠運行(yùnxíng)特點1.1.1壓水堆核電廠與研究堆（1）壓水堆核電廠載硼運行改變硼濃度可以控制長期緩慢的反應(yīng)性變化，如③平衡毒性（135Xe，149Sm）所引起(yǐnqǐ)的反應(yīng)性變化?？刂瓢魟t用于反應(yīng)堆啟動、跟蹤負(fù)荷變化以及微小反應(yīng)性瞬變的控制。精品資料1.1核電廠運行(yùnxíng)特點1.1.1壓水堆核電廠與研究堆（1）壓水堆核電廠載硼運行壓水堆核電廠都具有固有安全性，因為物理設(shè)計(shèjì)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，核電廠運行在堆芯壽期初（BOL)時，確的農(nóng)度一般限制在1300~1400ppm以下。1——Oppm;2——500ppm;3——1000ppm;4

——1500ppm;5——2000ppm精品資料1.1核電廠運行(yùnxíng)特點1.1.1壓水堆核電廠與研究堆（1）壓水堆核電廠載硼運行在核電廠運行技術(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，αT容易出現(xiàn)正值。所以，在反應(yīng)堆啟動之前必須用反應(yīng)堆冷卻劑泵和穩(wěn)壓器的加熱(jiārè)器對反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)進行較長時間的加熱(jiārè)，即使在硼濃度比較低的情況下，也必須如此。1——Oppm;2——500ppm;3——1000ppm;4

——1500ppm;5——2000ppm精品資料1.1核電廠運行(yùnxíng)特點1.1.1壓水堆核電廠與研究堆（1）壓水堆核電廠載硼運行當(dāng)反應(yīng)堆停堆后，為了不使反應(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，出于對安全的要求，對硼濃度(nóngdù)也有一定運行限制條件——濃度(nóngdù)應(yīng)不小于2000ppm1——Oppm;2——500ppm;3——1000ppm;4

——1500ppm;5——2000ppm精品資料1.1核電廠運行(yùnxíng)特點1.1.1壓水堆核電廠與研究堆（1）壓水堆核電廠運行有汽輪機快速降負(fù)荷功能(gōngnéng)核電廠運行中，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)堆保護系統(tǒng)還設(shè)計成一旦運行到接近危及安全運行工況的指示信號，該系統(tǒng)除了觸發(fā)警告信號以外，還能防止提升控制棒（停棒），同時觸發(fā)汽輪機快速降負(fù)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。精品資料1.1核電廠運行(yùnxíng)特點1.1.1壓水堆核電廠與研究堆（1）壓水堆核電廠運行有汽輪機快速降負(fù)荷功能當(dāng)汽輪機接到Runback信號時，汽輪機將以200%滿功率／min的負(fù)荷變化率降負(fù)荷，持續(xù)降負(fù)荷1.5s（降負(fù)荷5%滿功率）；等待28.5s;如果該信號仍存在(cúnzài)，則再次快速降負(fù)荷5%滿功率，直至信號消失。精品資料1.1核電廠運行(yùnxíng)特點1.1.1壓水堆核電廠與研究堆（1）壓水堆核電廠運行有汽輪機快速降負(fù)荷(fùhè)功能一回路引起汽輪機Runback環(huán)路溫差ΔT達(dá)到超溫ΔT停堆定值的97%時環(huán)路溫差ΔT達(dá)到超功率ΔT停堆定值的97%時二回路引起汽輪機Runback（如美國Sequoyah核電廠）功率高于80%滿功率時一臺主給水泵跳閘3號加熱器疏水箱的疏水被旁通到冷凝器精品資料1.1核電廠運行(yùnxíng)特點1.1.1壓水堆核電廠與研究堆（1）壓水堆核電廠運行有汽輪機快速降負(fù)荷功能超溫ΔT保護停堆是為了防止發(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(gōnglǜ)ΔT保護停堆則是為了防止燃料棒高的線功率(gōnglǜ)密度和由它引起的包，殼破壞和燃料芯塊熔化。精品資料1.2核電廣運行(yùnxíng)工況分類2.1正常運行和運行瞬態(tài)正常運行是指在核電廣功率運行、燃料更換、維修(wéixiū)過程中，頻繁發(fā)生的事件。穩(wěn)、態(tài)和停堆運行帶有允許偏差運行運行試驗精品資料1.2核電廣運行(yùnxíng)工況分類l.2.2中等頻度事件這類事件在最壞的情況下，會使反應(yīng)堆緊急停堆，但核電廠能很快恢復(fù)運行，不會擴展并引起(yǐnqǐ)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行工況下失控抽出精品資料1.2核電廣運行(yùnxíng)工況分類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料損壞，使得核電廠在相當(dāng)長的期限內(nèi)不能恢復(fù)運行。但是，事件所產(chǎn)生的放射性的釋放不會導(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)堆冷卻劑強迫(qiǎngpò)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)堆冷卻劑泵軸斷裂精品資料1.2核電廣運行(yùnxíng)工況分類2.3稀有事件以下哪些事件屬于稀有事件？（1）單個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(zhuìluò)事故。精品資料1.2核電廣運行(yùnxíng)工況分類1.2.4極限事故極限事故一般是不會發(fā)生(fāshēng)的設(shè)計假想事故。一旦發(fā)生(fāshēng)此類事故，其后果是嚴(yán)重的，但不會使裂變產(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相繼引起對付事故所需要系統(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？精品資料1.3核電廠工作人員的基本(jīběn)要求1.3.1“安全文化”的概念國際核安全咨詢組INSAG（InternationalNuclearSafetyAdvisoryGroup）給出的安全文化的定義：安全文化是存在于單位和個人的種種特性和態(tài)度的總和，它建立(jiànlì)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人的工作態(tài)度和思維習(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)，又和個人有關(guān)；精品資料1.3核電廠工作人員的基本(jīběn)要求1.3.1“安全文化(wénhuà)”的概念調(diào)安全文化(wénhuà)既是態(tài)度問題，又是體制問題；既和單位有關(guān)，又和個人有關(guān)；還牽涉在處理所有核安全問題時所應(yīng)該具有的正確理解能力和應(yīng)該采取的正確行動。精品資料1.3核電廠工作人員的基本(jīběn)要求1.3.1“安全文化”的概念我國對核電廠的運行人員都制定的法規(guī)條例中華人民共和國民用核設(shè)施安全監(jiān)督管理條例（HAF100）中的第十三條、第十四條。對于(duìyú)核電廠運行人員的考核取照，在國防科學(xué)技術(shù)工業(yè)委員會制定的《核電廠操縱人員的執(zhí)照考核》（EJ/T1043-2004）里也已做出詳細(xì)而明確的規(guī)定與要求。精品資料1.4核電廠的運行(yùnxíng)文件1.4.1技術(shù)規(guī)格書（TechnicalSpecifications)這是最重要的文件，它是制定核電廠運行規(guī)程的重要依據(jù)，現(xiàn)在核電廠的最終安全分析報告（FSAR）中的第16章就是(jiùshì)技術(shù)規(guī)格書。在美國核電廠中，運行人員都將它稱為運行“圣經(jīng)”（Bible）。精品資料1.4核電廠的運行(yùnxíng)文件1.4.2運行規(guī)程運行規(guī)程體系考慮了核電廠在役期間安全運行所需規(guī)程。它包括運行規(guī)程和定期試驗規(guī)程兩大類。（1）第一類規(guī)程——運行規(guī)程運行規(guī)程是核電廠運行的各種(ɡèzhǒnɡ)工況下運行人員進行操作控制的依據(jù)。精品資料1.4核電廠