核電廠運(yùn)行概論 第一章

核電廠運(yùn)行(yùnxíng)概論第1章緒論(xùlùn)精品資料1.1核電廠運(yùn)行(yùnxíng)特點(diǎn)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(chǔ)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(yùn)行(yùnxíng)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)(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(shí)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(yùn)行(yùnxíng)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(yīhuí)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)的放射性精品資料1.1核電廠運(yùn)行(yùnxíng)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(guò)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(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(bǔ)充措施。精品資料1.1核電廠運(yùn)行(yùnxíng)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(bìxū)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。精品資料1.1核電廠運(yùn)行(yùnxíng)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(yīhuí)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。精品資料1.1核電廠運(yùn)行(yùnxíng)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，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(xiàn)部分通常隨時(shí)間衰減得非?？?，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。精品資料1.1核電廠運(yùn)行(yùnxíng)特點(diǎn)

精品資料1.1核電廠運(yùn)行(yùnxíng)特點(diǎn)

精品資料1.1核電廠運(yùn)行(yùnxíng)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(shuāibiàn)熱裂變產(chǎn)物的衰變(shuāibiàn)熱可由右圖來(lái)表示。精品資料1.1核電廠運(yùn)行(yùnxíng)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)冷卻一定(yīdìng)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(guò)熱而被燒毀。精品資料1.1核電廠運(yùn)行(yùnxíng)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(kuàisù)降負(fù)荷功能精品資料1.1核電廠運(yùn)行(yùnxíng)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(zhǎng)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(yùn)行(yùnxíng)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(dòng)、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(yùn)行(yùnxíng)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)(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(yùn)行在堆芯壽期初（BOL)時(shí)，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(yùn)行(yùnxíng)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(shū)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(dòng)之前必須用反應(yīng)堆冷卻劑泵和穩(wěn)壓器的加熱(jiārè)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(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(yùn)行(yùnxíng)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(nóngdù)也有一定運(yùn)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(yùn)行(yùnxíng)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(gōngnéng)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)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(yùn)行(yùnxíng)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1.5s（降負(fù)荷5%滿功率）；等待28.5s;如果該信號(hào)仍存在(cúnzài)，則再次快速降負(fù)荷5%滿功率，直至信號(hào)消失。精品資料1.1核電廠運(yùn)行(yùnxíng)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(fùhè)功能一回路引起汽輪機(jī)Runback環(huán)路溫差ΔT達(dá)到超溫ΔT停堆定值的97%時(shí)環(huán)路溫差ΔT達(dá)到超功率ΔT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精品資料1.1核電廠運(yùn)行(yùnxíng)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ΔT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(gōnglǜ)ΔT保護(hù)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(yùn)行(yùnxíng)工況分類2.1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(wéixiū)過(guò)程中，頻繁發(fā)生的事件。穩(wěn)、態(tài)和停堆運(yùn)行帶有允許偏差運(yùn)行運(yùn)行試驗(yàn)精品資料1.2核電廣運(yùn)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(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(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(kāi)（2）穩(wěn)壓器安全閥誤開(kāi)啟保持在卡開(kāi)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)行工況下失控抽出精品資料1.2核電廣運(yùn)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(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(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(yùn)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(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(zhuìluò)事故。精品資料1.2核電廣運(yùn)行(yùnxíng)工況分類1.2.4極限事故極限事故一般是不會(huì)發(fā)生(fāshēng)的設(shè)計(jì)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(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？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(guó)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(gè)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(wèn)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(wèn)題，又是體制問(wèn)題；既和單位有關(guān)，又和個(gè)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(wèn)題，又是體制問(wèn)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(wèn)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)。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(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(duìyú)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/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(yùn)行(yùnxíng)文件1.4.1技術(shù)規(guī)格書(shū)（TechnicalSpecifications)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(jiùshì)技術(shù)規(guī)格書(shū)。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）。精品資料1.4核電廠的運(yùn)行(yùnxíng)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(ɡèzhǒnɡ)工況下運(yùn)行人員進(jìn)行操作控制的依據(jù)。精品資料1.4核電廠