压水堆核电站运行.docVIP

压水堆核电站运行介绍 核电站运行特点 反应堆临界； 反应堆内产生和积累有大量放射性物质； 相当可观的堆芯剩余释热； 核电厂系统、设备复杂； 使用饱和蒸汽，降低热循环效率。 停堆后的衰变热 核电站运行工况分类 正常运行和运行瞬态 —稳态和停堆运行 —带有允许偏差运行 —运行试验 中等频度事件(发生概率:1—10-2次/堆*年) 稀有事件(发生概率:10-2—10-4次/堆*年) 极限事故(发生概率:10-4—10-6次/堆*年) 正常运行和运行瞬态 (1) 稳态和停堆运行 功率运行（≤100%满功率）。 启动（或热备用）（临界，0~2%满功率）。 热停堆（次临界，余热排出系统投入运行）。 换料停堆（硼浓度至少2000×10-6，反应堆冷却剂温度在10℃到60℃之间，余热排出系统运行）。 (2) 带有允许偏差运行 核电厂在连续运行期间，可能发生超出核电厂技术规格书允许范围的各种偏差，如： 某些系统或部件不能工作； 燃料元件包壳有缺陷； 反应堆冷却剂中的放射性活度偏高，主要是裂变产物、腐蚀产物、氚引起的； 蒸汽发生器有泄漏，但没有达到技术规范允许的最大值； 技术规格书中允许在运行过程中做的试验。 (3) 运行试验 核电厂升温和降温[反应堆冷却剂系统最高升温速率可达37.5℃/h（或根据设计规定），稳压器为93.3℃/h（或根据设计规定）] 负荷阶跃变化（最大一次可达±10%满功率） 负荷线性变化（最大为±5%满功率/min） 甩负荷（最大可甩掉全部负荷） 中等频度事件 引起给水温度下降的给水系统失灵； ·引起给水流量增加的给水系统失灵； ·二回路蒸汽流量过度增加； ·主蒸汽系统事故卸压； ·外部负荷丧失； ·汽轮机跳闸； ·主蒸汽隔离阀意外关闭； ·凝汽器真空丧失及其它导致汽轮机跳闸的事件； ·核电厂辅助设备非应急交流电源丧失； ·正常给水流量丧失； ·反应堆冷却剂强迫流量部分丧失； ·一组棒束控制组件在次临界或低功率启动工况下失控抽出； ·一组棒束控制组件在功率运行工况下失控抽出； ·棒束控制组件下落； ·一条具有不正确温度的非在役反应堆冷却剂环路的启动； ·导致反应堆冷却剂内硼浓度降低的化学和容积控制系统失灵； ·功率运行期间安全注射系统误运行； ·稳压器安全阀误开。 稀有事件 ·蒸汽系统小管道破裂； ·反应堆冷却剂强迫流量全部丧失（频率快速降低的瞬变）； ·单个棒束控制组件在满功率下抽出； ·燃料组件意外装载和运行在错误位置； ·稳 压器安全阀误开启保持在卡开位置； ·反应堆冷却剂从小破裂管道或大管道裂纹的流失； ·废气处理系统破损； ·放射性废液系统泄漏或破损。 极限事故 ·蒸汽系统大管道破裂； ·给水系统管道破裂； ·反应堆冷却剂泵轴卡住（转子卡住）； ·反应堆冷却剂泵轴断裂； ·各种棒束控制组件弹出堆外； ·蒸汽发生器传热管破裂； ·反应堆冷却剂压力边界内假想的不同尺寸管道破裂引起的失水事故； ·燃料装卸事故； ·乏燃料容器坠落事故。 核电站技术规格书（1） 核电厂技术规格书是最终安全分析报告的第十六章，是核电厂制定运行规程的重要依据，所以说它是最重要的运行文件之一。 定义； 安全限值和安全系统整定值； 运行限制条件； 监测要求； 设计特点； 行政管理。 定义 在核电厂技术规格书中，首先给出核电厂运行中重要术语的定义是很重要的，也是很必要的。为了核电厂的安全运行，对特定核电厂运行中出现的一些专用术语，给出清楚的、毫不含混的定义。 运行模式(二代核电站) 安全限值（1） (1) 反应堆堆芯 热功率，稳压器压力和运行环路最高冷却剂温度的组合不得超过下图所给出的限值。 适用范围：模式1、2。 动作： 无论何时，只要由运行环路最高冷却剂温度和热功率组合所确定的点超过了相对稳压器压力限值，则核电厂应在1h内处于热备用模式，并遵从相应技术规范的要求。 堆芯安全限值 (2) 反应堆冷却剂系统压力 反应堆冷却剂系统压力不得超过18.9Mpa。 安全系统整定值 为了避免超过安全限值而设置的一些系统设备保护定值，超过这些定值时，促使反应堆停堆和专设安全设施动作。 运行限制条件 为了避免超过安全系统整定值而设置的一些系统、设备、参数的运行限制。 关于停堆深度的运行限制条件(LCO) 规范 停堆深度必须大于或等于1770×10-5。 适用范围：模式1、2、3、4。 动作：当停堆深度小于1770×10-5时，立即用大于或等于7000×10-6硼酸溶液以大于或等于11.2t/h的流量硼化，直至恢复到所要求的停堆深度为止。 监测要求 监测要求在核电厂技术规格书中是保证核电厂安全运行