压水堆核电厂运行.doc

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1、压水堆核电厂运行•1.正常运行和运行瞬态•正常运行是指核电厂功率运行、燃料更换、维修过程中，频繁发生的事件。•要求：不触发停堆，放射性后果无影响。•主要包括：1）稳态和停堆运行2）带有允许偏差的运行3）运行试验•2.中等频度事件：•发生频率：＞10-2/堆年•要求：最坏的结果，导致紧急停堆，可以很快恢复运行，放射性后果无影响。•3.稀有事件：•发生频率：10-4-10-2/堆年•要求：允许少量元件破损，堆芯几何形状不受影响，放射性后果对公众无影响。•4.极限事故：•发生频率：10-6-10-4/堆年•要求：事故缓解系统正常。•后果：后果严重，但要求放射性不致使公众健康和安全受到

2、危害。•针对三道安全屏障的安全限值•1）保证燃料包壳完整性•如燃料芯块温度≤2800℃、DNBR≥1.22•线功率密度≤590W/cm等。•2）保证冷却剂边界完整性•冷却剂压力≤16.55MPa、冷却剂温度≤343℃等•3）保证安全壳的完整性：•安全壳压力≤0.13MPa、壳内平均温度≤145℃、峰值压力下泄漏率≤0.3%等。•有些安全限值是无法直接测量的，如DNBR、线功率密度、燃料芯块温度等，可以通过其他可测量的参数加以限制，如堆芯热功率、冷却剂温度、压力、流量等。加热升温•为什么要加热升温：①保证慢化剂温度系数为负值②保护系统的仪表工作在正常范围③稳压器能在有汽腔情况下处

3、于可运行状态④反应堆压力容器远离最小脆性转变温度⑤其他原因：如水化学的原因、水泵的原因等。•由什么来进行加热升温：主要靠一次水泵来加热升温。为了保证稳压器容积里的水和一次主回路的水同时升温并建立汽腔，稳压器的断续式加热器也投入运行。加热升温的初始条件•①反应堆冷却剂系统•·反应堆冷却剂系统含稳压器已完成充水排气，处于水实体状态；•·反应堆冷却剂内的硼浓度为冷停堆模式的硼浓度；•·反应堆冷却剂系统的温度维持在60℃以下；•·反应堆冷却剂系统的压力维持在0.345至0.689MPa（表压）；•·反应堆冷却剂泵处于可运行状态。•②化学与容积控制系统•·化容上充、下泄系统处于正常运行，

4、以维持反应堆冷却剂系统压力和反应堆冷却剂泵轴封供水；•·化学系统内所有净化床处于硼饱和状态；•·容控箱内用氮气覆盖，压力维持在0.10至0.16MPa之间；•③余热排出系统余热排出系统与反应堆冷却剂系统构成环路，余热排出泵在运行，反应堆的衰变热由余热排出系统排出，并维持反应堆冷却剂系统温度在60℃左右；•④安注系统和喷淋系统·安注信号已闭锁；·安注系统处于安注备用；·安注箱出口隔离阀门已关闭；·安全壳再循环地坑出口阀门已关闭；·安全壳喷淋系统处于备用；·换料水箱水位、硼浓度满足技术规范要求。•⑤反应堆补给水系统反应堆补给水箱的水位，浓硼箱的水位、硼浓度均满足技术规范要求。⑥主蒸

5、汽系统的主蒸汽隔离阀门及其旁通阀门关闭蒸汽发生器的宽量程水位计指示正常。•⑦蒸汽发生器可由辅助给水系统供水。•⑧供电系统由两个以上独立外电源供电厂用电正常应急柴油发电机组处于备用状态。•⑨设备冷却水和重要冷却水核岛冷却水运行正常。加热升温过程中的注意事项•1>至少必须有一台反应堆冷却剂泵或余热排出系统处于运行状态，才能开始稀释反应堆冷却剂的硼浓度。•2>反应堆冷却剂系统的升温速率一定不能超过技术规格书中规定的最大允许值的二分之一。•3>稳压器的升温速率不应超过技术规格书中规定的限值。•4>如果稳压器和喷淋液之间的温度差超过160℃，则不允许使用喷淋。•5>在稳压器建立正常水位之

6、前，反应堆应维持在次临界状态。•6>反应堆冷却剂平均温度大于260℃时，其总的比反应性不应超过技术规格书中的限值。•7>除非反应堆处于冷停堆模式，否则，安全壳的完整性绝不允许破坏。•8>安全壳的完整性有缺陷时，除非停堆深度保持在4%△k/k以上，否则，不允许用稀释硼的方法向反应堆内引入正的反应性。•9>除非反应堆处于冷停堆模式，否则，安全壳的完整性绝不允许破坏。•10>安全壳的完整性有缺陷时，除非停堆深度保持在4%△k/k以上，否则，不允许用稀释硼的方法向反应堆内引入正的反应性。•11>任何时候（包括反应堆停闭或控制棒插入堆芯），进行稀释硼操作时临界度必须是可预计的。•12>在

7、涉及硼浓度变化的任一步骤时，如果任一个源量程通道的中子计数率增长一倍或更多时，必须立即停止操作，直至对该情况作出满意的评估为止。•13>停堆棒组在反应堆停闭后必须全部提出堆外，以克服无论是由于硼或氙的变化，还是由于反应堆冷却剂温度变化所引入的反应性变化，但这一原则对下面情况可以例外：a.反应堆冷却剂系统至少已经硼化到热氙的任意硼浓度，并且维持在热停堆模式。核电厂厂长或他指定的人批准可用插入控制棒的方法替代。b.反应堆冷却剂系统已经硼化到冷停堆模式的硼浓度，且正在进行加热。核电厂厂长或他指定的