压水堆核电厂运行
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，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人批准用加热的方法替代。
?14> 若停堆棒组不能提出反应堆时，反应堆冷却剂系统则必须按照所需要的条件进行硼化，且硼浓度必须用取样的方法加以确认。在加热升温之前，停堆棒组必须全
部提出反应堆之外，控制棒组A、B、C和D四组则应提离底部5步。
?15> 反应堆冷却剂的硼浓度在明显变化之前，需启动稳压器电加热器，允许稳压器喷淋阀调节稳压器至反应堆冷却系统之间的硼浓度。注意上述适用于稳压器水位已
经建立之后的情况。
?16> 用于控制平均温度Tavg，或温差△T的通道在退出工作之前，通过消除适当的开关或按钮，将该通道退出反应堆控制系统。稳压器水位、给水流量或蒸汽流量在
退出工作之前，在类似的控制台、盘上应选择替代的通道来控制动作。核电厂二次
侧暖管、缓慢的蒸汽排放和调节给水过程中，必须小心谨慎，防止反应堆冷却剂系
统突然冷却。注意反应堆接近临界或低功率时，这一要求特别重要。
?17> 余热排出系统运行时，反应堆冷却剂系统的压力不允许超过3.16MPa。
?18> 反应堆冷却剂系统的压力必须维持在与反应堆压力容器加热，冷却限制曲线和压力--温度曲线相一致。随着加热升温的进展，绝不允许系统的受压力在曲线之外。
运行P-T图（大刀图）
把反应堆标准运行的温度、压力限制标注在P—T图上，则构成了RCP标准工况P—T图。对于核电厂从换料到功率运行的反应堆标准运行方式，温度和压力都必须控制在限制的范围内，设备安全才得以保障。下面就RCP标准工况（P—T）图上的各限制线加以简要说明。
? 19> 如果为了维修停闭核电厂，且其间反应堆冷却剂系统又曾经被打开过，为了保
证系统严密所作的不少于泄漏试验，对温度的要求应满足脆性转变温度（NDT ）的要求 。
? 20> 反应堆冷却剂系统温度低于176℃，且无向安全壳内泄漏时，两只卸压阀都应该是可运行的。
? 21> 主蒸汽隔离阀处于关闭时，应开启所有主蒸汽管道上和主蒸汽隔离阀的连续疏
水阀门，以防止因通过安全阀或大气释放阀的开启引起水的冲击。由增加排放管线
的蒸汽排放量或增加排放管线上的温度进行核实。
加热升温运行操作的几个主要过程
? 1）除氧：N2H4+O2=2H2O+N2
? 2）加药：目的是调整PH 值，采用LiOH （99.99%7Li ） 原因是10B+n →7Li+4He
6Li+n →3H+4He （所以不能含6Li ）
? 3）稳压器建立汽腔
减少上充流，增大下泄流
? 4）提升停堆棒组和调整硼浓度 源量程＞0.5计数/s ，为何？
? 5）将各种专设安全设施置于备用状态 ? 6）热停堆模式确认
9-功率运行 8-热备用 7-热停堆
6-正常中停堆 5-两相中停堆 4-单相中停堆 3-正常冷停堆 2-维修冷停堆
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2.7
反应堆启动至最小功率
趋近临界过程的几个问题
?中子源的作用：
提供本底中子，利于探测器测量，提高启动的测量准确度和克服测量盲区来保证启动安全。
?次临界公式的推到：
假设外中子源和中子通量都是均匀分布的，S0是每代从中子源放出的中子数，有效增殖系数为Keff。
第一代末堆内中子数为N1，则N1=S0+S0Keff=S0(1+Keff)
第二代末堆内中子数为N2，则N2=S0+N1Keff=S0+[S0(1+Keff)]Keff=S0(1+Keff+ )
以此类推，第m代末堆内中子数为Nm，则Nm=S0(1+Keff+ +……+ ) 因为反应堆处在次临界状态，Keff＜1，热堆中的中子代时间约为1E-4s左右，这意味着每秒钟内中子循环成千上万次，所以m值相当大（m→∞），因此上式可以近似表示为一个无限等比级数：
N=S0/（1-Keff）即为次临界公式。
?次临界公式的适用范围：
只有次临界的情况下适用，当中子通量达到一定程度以后，中子源不再是中子源，而是吸收体。
?1/M外推法确定临界棒位
由于S0和Keff都是未知数，因此不能直接通过次临界公式得到临界棒位。必须用1/M外推法得到。
M=N/N0
?实际应用中应注意，采用1/2外推法，逐渐接近临界。
即下一次提升到的棒位（h2）是现时棒位（h1）和预推临界棒位的1/2处。
?问题：外推曲线可能出现凹形曲线和凸型曲线，那种曲线更安全？
理想的1/M外推曲线是直线，但
实际上1/M曲线可能是凹形，也可能是
凸形。虽然两种情况的最终外推结果是
相同的，均为hc，但凹形曲线比凸形曲
线要安全，因为凹形曲线得到的过程临
界棒位比实际的临近棒位要低。
?为了安全起见，启动过程中，至少要有两套完全独立的源量程核仪表系统工作正常，否则，反应堆不能启动。
?反应堆启动前，首先得进行临界条件估算（ECC），以便在启动前对临界硼浓度或临界棒位做到心中有数，其结果作为启动趋近临界的依据。所考虑的因素有控制棒位、功率亏损、毒性（氙毒和钐毒）及硼浓度变化等，忽略了温度微小变化对反应性的影响。
?通常有两种情况：
①已知堆的临界硼浓度，需要确定临界棒位；
②已知预期临界的棒位，确定临界硼浓度。
?实际上，临界条件估算是进行反应性的平衡计算。
?功率亏损是反应堆功率每变化百分之一时反应性的变化。功率亏损在整个堆芯寿期内都是负的。功率亏损系数是燃料温度系数（Doppler系数）、慢化剂温度系数和空泡系数的综合。
临界条件估算
?最高临界棒位和最低临界棒位的确定：
最高临界棒位：在估计临界棒位的反应性当量值上再加500pcm的反应性值作为最高临界棒位；
最低临界棒位：在估计临界棒位的反应性当量值上再减500pcm的反应性价值的棒位，与控制棒在零功率时的插入极限进行比较，棒位高者作为最低临界棒位。
?不能把估计临界条件作为固定不变的因素认定；每次开堆临界棒位是不一样的（即使估计的临界棒位一样）。
?在操作过程中，若高于最高临界棒位，反应堆仍不能临界，则立即插入所有控制棒（不包括停堆棒），重新进行临界条件估算；
?若临界棒位低于插入极限，应立即加硼，并同时将所有控制棒组插入反应堆内，重新进行临界条件估算；
?若实际临界棒位与预计的临界棒位相差的反应性当量值达500pcm以上时，必须查明原因，否则不允许提升功率。
?设置最低临近温度的原因：
①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
?临界点选取在中间量程1E-8A
①可以不考虑源中子的影响。当中间量程达到1E-8A时，堆内的中子通量水平已经
足够高，完全可以覆盖源中子的影响。
②中间量程达到1E-8A时，反应堆的发热量足够小，仍然在加热点（POAH）（1E-5A）之下，慢化剂的平均温度不会发生变化，可以不考虑温度系数的影响。
反应堆到达临界点时，应记录到达临界的时间、控制棒位、硼浓度、冷却剂平均温度、反应堆功率等参数。
反应堆启动的初始条件
?①核电厂反应堆启动通常都是在无负荷平均温度，并且在慢化剂温度系数为负值的温度下进行，一般规定在280℃以上。
?②如果必要，在启动前可将反应堆冷却剂中的硼浓度调至所需值。对核电厂反应堆启动来说，应先选择一个临界棒位，然后将硼浓度调节到该棒位下达临界的浓度。
临界前控制棒必须提到其“插入极限”之上，确保有足够的负反应性，以满足停堆深度的要求。
?③反应堆启动前，要进行控制保护系统的功能检查，确保源量程和中间量程核仪表通道运行正常。应记录源量程和中间量程通道的指示，闭锁停堆源量程高通量报警信号。
?④如果停堆棒组尚未提起，先提起停堆棒组，然后提升控制棒组使反应堆达临界。
?⑤当反应堆功率升到中间量程1×10-8A时，维持中子通量稳定，记录临界数据（棒位、平均温度及硼浓度）。
?⑥反应堆功率升至功率量程有指示或中间量程5×10-6A左右时，反应堆产生显热。
维持其功率水平，以便给汽动主给水泵暖管并将其投入运行。蒸汽发生器的给水由辅助给水系统切换到主给水泵。
?⑦将反应堆功率提升到2%~5%额定功率，准备汽轮机冲转。
启动过程中的注意事项
?①至少应有一台反应堆冷却剂泵在运行，反应堆才能进行趋近临界操作。
?②慢化剂温度系数大于技术规格书允许值时（即在最低临界温度以下），不允许使反应堆达临界（除低功率物理试验期间外）。
?③除反应堆处于冷停堆模式外，安全壳的完整性不应被破坏。
?④在进行控制棒提升或硼稀释操作时，临界点必须是可预计的。
?⑤反应堆启动率不允许每分钟超过1个量级（1DMP）。
?⑥若是为培训或没有把握确定氙毒时，必须采用计数率倒数曲线图的方法即外推法来指导反应堆趋近临界。
?⑦反应堆在次临界时，不允许同时用两种不同的方式向反应堆内添加正反应性（除在氙毒衰变期间，由于氙衰变引入低的控制棒插入速率，此时可由操纵员进行正的反应性添加外）。
?⑧反应堆冷却剂中的氢浓度在达到限值之前（15cc/kg，标准温度、压力下），不允许提升反应堆功率。
?⑨反应堆临界后，控制棒组必须维持在其规定的“插入极限”（低--低报警）之上，以保证在反应堆紧急停堆时，有足够的停堆深度，保证维持有最大的弹棒反应性限制，并保证有可接受的堆芯功率分布。在功率运行时，如果出现控制棒组“插入极限”（低--低报警）信号，则应根据异常应急加硼操作规程立即启动硼化。
?⑩.临界棒位不应低于棒的“插入极限”，但也不应偏离计算值太多，以致超出比现行管理指令或命令规定更多的反应性。
?11.任何时候，如果失去强迫循环，应参考“利用自然循环控制核电厂的温度和压力”
规程。
?中毒阶段启堆时，氙毒向堆内引入更多的负反应性。所以在反应堆临界后如果不投入自动运行的话，反应堆会回到次临界状态，即得不到一个固定的临近棒位。
?消毒阶段启堆时，氙毒向堆内引入的负反应性越来越少，这时容易发生短周期事故，比起中毒阶段的启动来说风险要大一些。
功率运行注意事项
?①在汽轮机启动和升负荷过程中，蒸汽发生器水位是非常不稳定的，并且有水位隆起之趋势。为便于控制起见，应维持蒸汽发生器水位在窄量程指示逼近一个报警或停机点，维持汽轮机负荷不变直至水位恢复到正常范围。要避免给水调节阀门的大开或大关，因为这样会引起蒸汽发生器水位突变。
?蒸汽发生器水位过高，可能淹没
干燥器，使出口蒸汽的湿度增加，
损害汽轮机叶片。
?蒸汽发生器水位过低，会导致一
回路冷却剂温度升高，堆芯冷却
不足，还可能导致蒸汽发生器传
热管损坏。
?②要避免汽轮机运行在5%额定功率以下。
因为低负荷运行状态下，蒸汽流量较低，低压缸排汽不畅，造成末级叶片处出现排汽再循环，使排汽温度和末级叶片温度升高，造成叶片损坏。
?③为了防止轴向氙振荡，维持功率峰因子在允许范围内，必须确保轴向通量偏差在运行靶带内。
在功率运行的各个阶段（除短期的瞬态外）控制棒都基本保持在全部提出的状态。升功率的过程中既然控制棒已完全提出，那么与功率增加有关的功率亏损，必然由稀释硼而非用提棒方法来克服。
由于稀释硼是一个缓慢的过程，要想维持轴向中子通量偏差在限制带内，就不可能维持大于2%/min的功率变化。
?④反应堆一旦临界，控制棒组的棒位必须维持在各自的“插入极限”之上。
?⑤停堆棒组和控制棒组A和B必须完全提出堆外，控制棒组C和D至少要提到规定的限值之上。保持提起的控制棒棒位，确保有足够的有效的负反应性，以满足万一发生紧急停堆时所要求的停堆深度。
?⑥反应堆换料后，从20%额定功率至100%额定功率范围的首次功率提升限值应遵守技术规范（一般是3%/h）。其后，该限值要视达到的最大功率水平和在此功率水平上的时间而定。若需要，功率提升速率可为5%/h。
?堆功率分布必须保持在限制之内，必须保证燃料元件包壳的完整性。要做到这点，监督堆芯功率分布必须遵循堆芯不熔化的两条准则：
?在所有运行条件下，在整个堆芯寿期内，燃料芯块的最高温度应该低于二氧化铀的熔化温度（2280℃），它对应的功率线密度约为755W/cm。实际上，
功率线密度应低于设计的功率线密度590W/cm（2260℃）。
?在所有运行条件下，堆芯任何位置上的燃料元件表面，都不允许发生偏离泡核沸腾现象，即实际的热流密度都不能达到临界热流密度（偏离泡核沸腾热
流密度和干涸热流密度的统称）。
美国堆：DNBR<1.3 法国堆：DNBR<1.22
?棒控制中包括两个线路，即功率失配与温度失配线路。
?功率失配线路对负荷的变化能提供较快且稳定的响应。输入到此线路有两个信号，即汽轮机负荷和核功率。功率失配线路监视此二信号，并只在这两个信号之间存在有变化率时，才提供一个输出信号。变化率越大，则从“率比较器”的输出就越大，通过求和单元线路，输入到反应堆控制单元，最终将引起控制棒的动作。
?核功率随着控制棒的下插而下降。平均温度Tavg总的趋势是随着核功率下降而下降。随着时间的增长，控制棒下插速度变慢，这是由于功率失配变化率改变了方向。
此时，核功率下降快于汽轮机降负荷，尽管仍然Tavg大于Tref。最后，控制棒又有所提升。这是由于稳态运行时，功率失配线路不产生稳态误差信号。
此时，温度失配线路起着精细控制的作用。输入到此线路也有两
个信号，即最高的平均温度Tavg和参考温度Tref。这种情况下,
求和单元里Tavg和Tref比较，如果比较信号超过规定范围
（+0.3℃，－1.4℃），棒将动作。当Tavg＞Tref时，棒下插；
相反，当Tavg＜Tref时，棒上提。
稳压器水位控制
?稳压器的水位是由上充流量和下泄流量的大小来控制的。正常运行时，下泄流量是不变化的。稳压器水位是通过改变上充流量来控制的。
?上充流的变化取决于稳压器内实际水位Lact与参考水位Lref的差值。当Lact＜Lref 时，增大上充流量；当Lact＞Lref时，减小上充流量。
蒸汽旁排有两种控制方式：
平均温度控制方式和蒸汽
压力控制方式。在功率运
行时，它处于平均温度控
制方式。
?在Tavg-Tref大于蒸汽旁排需求范围时，蒸汽旁排需求仪表就有读书，但只有在降负荷和汽轮机停机两种情况下，蒸汽旁排阀才会打开。
?蒸汽旁排系统不能降低反应堆冷却剂温度，它只能限制反应堆冷却剂温度上升的太高。
运行中的负荷瞬变
?各参数之间的相互关系：
1）稳压器压力与冷却剂的平均温度T avg有关，其变化趋势基本一致；
2）控制棒位：自动有效时，与T avg-T ref有关，同时与负荷变化率、功率变化率有关；3）核功率：与控制棒位有关，与T avg有关；
4）参考温度T ref：总是与负荷变化相一致；
5）冷却剂平均温度T avg：与核功率和负荷之间的匹配情况有关；
6）稳压器水位：与T avg变化有关；
7）上充流量的变化：与稳压器水位变化情况有关；
8）蒸汽旁排：与T avg-T ref有关；
9）蒸汽流量：与负荷变化有关，受旁排系统的影响；
10）蒸汽发生器水位：与蒸汽压力有关，受给水调节影响；
11）给水流量：与蒸汽发生器水位、蒸汽流量有关。
核电厂停闭——从100%额定功率至冷停堆模式
最小负荷时的注意事项
核电厂停闭——从100%额定功率至冷停堆模式
?①功率下降时，必须预计氙变化的影响。如有必要应调整硼浓度，使调节棒组处于调节带内；
?②在反应堆冷却剂硼浓度变化时，如控制棒动作与T avg变化向相反方向动作时，应停止硼化；
?③如果控制棒“手动”控制时，应避免过大的移动或对原因不明的过大补偿；
?④降负荷时，应遵守汽轮发电机组运行规程中规定的5%/min负荷变化率；
?⑤反应堆功率变化时，应监督核电厂允许状态屏来验证允许电路的正确运行；
?⑥应遵守轴向功率分布限值的规定。
?①当汽轮机负荷减至控制信号C-5（15%）额定功率设定值时，将自动闭锁自动棒提升；
?②应避免出现反应堆冷却剂温度±5.5℃或硼浓度10ppm的阶跃变化；
?③为避免停止汽轮机后反应堆停闭，应先确认P-7信号（即反应堆和汽轮机功率均小于10%额定功率）；
?④汽轮机应尽量避免在5%额定功率以下的较长时间运行；
?⑤汽轮机降速时应避开机组在共振点停留；
?⑥当所有控制棒包括停堆棒插入时，停堆深度至少应维持在4%△k/k以上。
核电厂停闭——从100%额定功率至冷停堆模式
?热停堆模式时的注意事项：
?①确认调节棒组插入堆芯，停堆棒组插入堆芯或在提出位置。
?②反应堆冷却剂温度由汽轮机旁排压力控制或大气释放阀控制，维持在热停堆模式。
?③蒸汽发生器水位由辅助给水系统维持。
?④至少应有一个源量程中子通道工作正常，以监测中子计数率变化。
?⑤T avg在180℃以上时，至少要有一台蒸汽发生器在运行。
?⑥反应堆冷却剂在180℃或余热排出系统未投入运行时，稳压器的安全阀应是可运行的。
?⑦反应堆冷却剂温度在70℃以上，应有一台反应堆冷却剂泵运行。
?⑧在反应堆停闭后，停堆深度一定不能减少。在反应堆停闭后，由于氙的衰变将会引入正反应性。
?⑨当发生硼排出，氙衰变或反应堆温度变化而引入正反应性时，停堆棒组必须全部提出堆外。例外：
反应堆冷却剂系统已硼化到热停堆无氙硼浓度；
反应堆冷却剂系统已硼化到冷停堆模式硼浓度，且电厂正在冷却或开始启动升温。
注意：如果停堆棒组不能维持在全提出位置，反应堆冷却剂系统必须按技术规范要求进行硼化。
降温降压的注意事项：
?在反应堆冷却剂系统降温降压前，必须把反应堆冷却剂系统硼化到冷停堆模式的硼浓度（2.0%△k/k），冷却过程中的补给水硼浓度应与反应堆冷却剂系统硼化后的硼浓度相同；
?反应堆冷却剂系统的冷却速率不应超过30℃/h，稳压器的冷却速率不应超过55℃/h；
?当稳压器液相温度与喷淋液温度相差144℃以上时，禁止喷淋；
?当停止回路与运行回路温差超过11℃时，应启动停止回路的反应堆冷却剂泵；
?反应堆冷却剂系统温度在180℃，压力在2.96MPa以上，严禁投入余热排出系统，但余热排出系统应在稳压器汽腔存在时投入；
?余热排出系统投入前必须暖管，但在暖管前必须对余热排出系统取样分析硼浓度，必要时应先进行硼化；
?冷却过程中必须多次分析反应堆冷却剂系统的硼浓度；
?降温降压过程中，必须遵守技术规范所规定的压力--温度限制曲线；
?当反应堆压力降至13.1MPa以下时，在P-11灯亮后，应闭锁稳压器低压安注，安注给水隔离和主蒸汽管道隔离等；
?当反应堆冷却剂系统压力低于6.86MPa时，应手动关闭安注箱出口隔离阀门，并切断其电源；
?当稳压器汽腔消失，且反应堆冷却剂系统温度低于180℃时，应投入稳压器卸压阀低压保护；
?在反应堆冷却剂温度降到低--低T avg前，压力降至P-11设定值时，应手动闭锁低--低T avg安注信号；
?当反应堆冷却剂系统压力降至2.75MPa时，不允许反应堆冷却剂泵再运行。压力低于0.686MPa时，必须停止向反应堆冷却剂泵轴封供水；
?反应堆冷却剂温度低于70℃后，对停止的反应堆冷却剂泵应继续提供轴封水和设备冷却水，只有在泵停止30min后，才允许停止；
?反应堆冷却剂泵停止后，余热排出泵必须继续运行；
?如果强制循环丧失，应参照“利用自然循环控制电厂的温度和压力”规程。
棒控系统故障
?可能产生的现象：
1）控制棒提升到顶后停棒
2）T avg与T ref的偏差增大
3）棒位指示与实际棒位不符
4）T avg、T ref增加或T avg高报警
5）汽轮机负荷不变而反应堆功率在增加
6）稳压器液位增加和/或稳压器高液位报警
7）稳压器压力增加和/或稳压器高压力报警
?自动动作
可能由下列原因导致停堆：
1）功率量程高中子通量（高定值）
2）超温温差OTΔT
3）超功率温差OPΔT
?如果没出现停堆，则可能出现下列现象：
1）稳压器喷淋阀投入和/或动力释放阀开启
2）OTΔT提棒停止，同时汽轮机快速降负荷
3）OPΔT提棒停止，同时汽轮机快速降负荷
4）功率量程高中子通量提棒停止
?由于控制器失效引起的控制棒连续提升的瞬变要点：
1）由于控制器失效，控制棒组以最大速率提升到顶
2）冷却剂平均温度和稳压器水位上升
3）蒸汽流量因动力释放阀打开而有所增加，给水流量因蒸汽流量增加而增加，蒸汽发生器水位因动力释放阀打开压力降低而有所上升
4）由于平均温度的增加导致OPΔT定值降低，引起汽轮机快速降负荷，同时引起旁排系统动作
5）蒸汽发生器水位低、蒸汽/给水流量失配触发紧急停堆，OPΔT引起停堆也是可能的
应急加硼
?发生下列原因之一时，需要采取应急加硼：
1）控制棒低于插入极限
2）反应堆紧急停堆以后，冷却剂降温失控
3）不可解释或不可控制的反应性增加
4）紧急停堆以后，有两组或两组以上的控制棒未下插到底
发电机甩负荷
?瞬变要点：
1）汽轮机会出现超速现象
2）由于汽轮机超速，主泵出现转速增加现象，导致反应堆在很短的时间内，功率高于额定值
3）由于反应堆功率下降速率低于负荷下降速率，开始时冷却剂平均温度和稳压器水位、压力均有所上升
4）满足旁排系统投入的条件，旁排系统投入工作
丧失一台主给水泵
瞬变要点：
1）给水流量变化（如何变化）
2）汽轮机自动降负荷至75%
3）反应堆功率下降速率小于汽轮机负荷下降速率，因此冷却剂平均温度与参考温度的差值增大
4）满足蒸汽旁排系统的投入条件，蒸汽旁排系统投入
稳压器卸压阀泄漏
主要现象：
1）稳压器压力降低，电加热器投入工作
2）卸压管线的温度升高，卸压箱的温度、水位、压力都会增加
3）由于稳压器压力降低，导致OTΔT定值降低，引起汽轮机快速降负荷，进而OTΔT保护停堆或压力低停堆
4）压力的进一步降低，会导致安注投入
一回路小破口失水
主要现象：
1）稳压器压力降低，电加热器投入工作
2）安全壳内的压力和温度上升，放射性水平有所增加
3）由于稳压器压力降低，导致OTΔT定值降低，引起汽轮机快速降负荷，进而OTΔT保护停堆或压力低停堆
4）压力的进一步降低，会导致安注投入
稳压器压力通道高指示故障
主要现象：
1）稳压器实际压力是正常的，稳压器压力通道高指示故障导致稳压器持续喷淋，从而降低了稳压器压力
2）故障指示与其他正常指示不一致
3）由于稳压器压力降低，导致OTΔT定值降低，引起汽轮机快速降负荷，进而OTΔT保护停堆或压力低停堆
4）压力的进一步降低，会导致安注投入
仪控通道失效
未紧急停堆的预期瞬变ATWS
?ATWS的事故类型：可分为三种类型。
?第一类是由丧失一次侧热量排出能力引起的事件组成，属于这一类的事故有：
①部分丧失流量;②丧失外电源;③反应堆冷却剂系统的偶然降压。
?第二类未紧急停堆的预期瞬变事件是由反应性骤增而引起的，包括着：
①不可控的硼稀释；②次临界状态下控制棒抽出；③功率运行状态下控制棒抽出；④落棒；⑤失效环路的启动。
?第三类未紧急停堆的预期瞬变事件是由丧失二次热阱而引起的，包括着：
①丧失给水；②丧失负荷。
以丧失给水为例的瞬变要点：
1）蒸汽发生器温度、压力上升，导致蒸汽发生器的安全阀打开
2）蒸汽流失，导致传热管裸露，直到辅助给水进入后，建立平衡
3）冷却剂平均温度上升，引入负反应性，导致反应堆功率下降，同时SG安全阀打开起到冷却作用，导致功率稳定一段时间
4）由于蒸汽流失，传热管裸露，传热能力下降，导致冷却剂平均温度的进一步上升，功率进一步下降，直到辅助给水进入以后，建立新的平衡
?一般情况下，未紧急停堆的预期瞬变事件可以通过采取以下正确的动作得以缓解：?①提供运行人员运行导则，以指导其在未紧急停堆的预期瞬变事件时操作；
?②通过培训提供运行人员以背景材料和依据，以利于他们去分析未紧急停堆的预期瞬变事件；
?③提供多样的动力线路以确保汽轮机停机和辅助给水泵起动；
?④提供安全壳隔离以限制在未紧急停堆的预期瞬变事件发生时放射性向外释放。
蒸汽发生器传热管破裂SGTR
SGTR事故的瞬变要点：
1）稳压器水位降低，故障的SG水位上升
2）稳压器压力降低，导致OTΔT定值降低，汽轮机快速降负荷，控制棒下插，堆功率下降
3）OTΔT保护停堆或冷却剂压力低保护停堆
4）压力的进一步降低，导致安注动作，直到一二回路压力达到平衡
SGTR事故的处理要点：
1）识别并隔离故障的SG。为防止SG满溢，应及早关闭辅助给水泵对故障SG的供水。2）用完好的SG对反应堆冷却剂进行降温
两种方式：边降温边降压、先降温后降压
建议采用先降温后降压，
核电厂运行
1、核电厂与普通化石燃料电厂相比有哪些主要区别？ a.核电厂有临界的特点，反应堆必须达到临界才能工作；核电厂必须保证足够的核燃料装 量，既有临界质量的限制，也要保证适当长的换料周期；反应堆中的核燃料不可能全部耗尽。 b.放射性特点：放射性物质的来源：裂变产物、衰变产物、活化产物和放射性废物（气、 液、固）；防止放射性物质的释放是核电厂安全的首要目标。 c.剩余释热问题：剩余释热主要由剩余裂变发热和衰变热两部分组成；因此核反应堆必须 要有余热排出系统；冷却剂泵有一个很大的惰性飞轮。 d.系统的复杂性：核电厂系统设备比普通化石燃料电厂更为复杂；运行人员驾驭核电厂过 渡瞬变更为困难；核电厂的成本结构与普通化石燃料电厂不同（核电厂建造成本高而运行成本低，化石燃料电厂建造成本低而运行成本高）；因此要求核电厂尽量带基本负荷运行，并且尽量减少停堆。 e.饱和蒸气问题：核电厂绝大多数使用饱和蒸汽，而化石燃料电厂使用过热蒸汽；饱和蒸 汽的焓值比过热蒸汽的焓值低；因此在相同规模的情况下，核电厂使用的蒸汽管道、汽轮机、调节阀门等的尺寸较大，给运行带来了一些问题。 2、压水堆核电厂载硼运行有哪些优点和缺点？ 优点：1）可以控制较大的反应性，延长了反应堆的换料周期，提高了经济性； 2）有利于改善反应堆中子通量密度的分布，提高安全性，提高核燃料利用率。 3）减少了控制棒的数目，简化了控制棒系统的设计，减少了压力壳的开孔数目，提高了压力壳的安全性。 4）通过注硼可以实现可靠停堆，保证足够的停堆深度。 缺点：1）增加了一个化学容积控制系统，增加运行复杂性。 2）硼浓度过高可能导致正的慢化剂温度系数，增加了运行风险。 3）运行中需要经常调整硼浓度，增加了废物量。 3、为什么在压水堆运行中引入汽轮机快速降负荷功能？哪些条件引起汽轮 机快速降负荷？ 原因：在保证反应堆安全的前提下，尽量避免紧急停堆 引起汽轮机快速降负荷的情况有：超温ΔT或超功率ΔT值比事故保护停堆值低3%； 功率高于80%满功率时一台主给水泵跳闸；一路加热器疏水箱疏水被旁通到冷凝器。 4、核电厂的运行工况有哪些 a)Ⅰ类工况：正常运行和运行瞬态 b)Ⅱ类工况：中等频度事件 c)Ⅲ类工况：稀有事件 d)Ⅳ类工况：极限事故 5、运行模式的分类（温度一栏舍去） 模式K eff额定热功率/% 冷却剂平均温度 /℃ 1. 功率运行≥0.99 ＞5 ≥176.6 2. 启动≥0.99 ≤5 ≥176.6 3. 热备用＜0.99 0 ≥176.6
核电站严重事故下安全壳内氢爆风险研究现状
核电站严重事故下安全壳内氢爆风险研究现状 【摘要】对核电站严重事故下安全壳内氢气燃烧风险相关的火焰加速（FA）与爆燃-爆炸转变（DDT）的关键物理过程、经典分析模型、实验研究进展等进行了介绍。同时，对适用于大尺度空间的燃烧分析软件中存在的问题进行了讨论，对氢气风险研究具有一定参考意义。 【关键词】核电站；严重事故；火焰加速；爆燃-爆轰转变 【Abstract】This paper presents the state of art on Flame Acceleration（FA）and Deflagration Detonation Transit（DDT）researches relate to containment hydrogen combustion risk under nuclear power plant severe accident. Meanwhile，the remained problem in validation of combustion analyzing software is discussed. 【Key words】Nuclear power plant；Severe accident；FA；DDT 0 前言 核电站严重事故条件下，堆芯丧失有效冷却，堆芯余热使得核燃料元件锆包壳不断升温并与水蒸气反应，产生的大量氢气进入安全壳内与空气混合，当氢气浓度等因素满足一
定条件时，即使外界点火源能量较弱，被点燃的可燃混合气也能逐渐由缓慢的层流扩散燃烧逐渐发展为爆燃甚至爆轰，压力载荷可达初始压力的几倍甚至十几倍，这将直接威胁到安全壳的完整性。 三里岛事故（1979）之后，核工业界开始对氢气-空气-水蒸气混合物的燃烧行为开展研究[1]。对于大型干式安全壳，早期的安全分析表明安全壳设计可以承受爆燃（Deflagration）产生的压力冲击。同时，由于导致氢气混合气爆轰（Detonation）所需的能量较高[2]，而安全壳内不存在此类高能火源，因此不可能发生氢气直接爆炸。但在一定条件下氢气燃烧模式可由爆燃转变为爆轰（DDT）。与外点火源引起的爆炸相比，DDT 现象出现不需要点火源提供较高能量，因此更可能在安全壳内发生，但其发生受到混合物组成、几何条件等因素的影响，机理较为复杂，是90年代至今氢气燃烧研究的重点[3]。 本文由火焰加速（FA）及爆燃-爆炸转变（DDT）的基本现象及发展过程出发，介绍了其中涉及的重要的火焰不稳定机制以及经典爆震波理论，同时，对业界开展的大型氢气燃烧实验进行了梳理，并对目前湍流燃烧数值模拟及其在工程中的应用存在的困难进行了分析。 2 火焰加速和爆燃-爆轰转变现象 火焰加速（FA）和爆燃-爆炸转变（DDT）现象本质是
在线钠表在压水堆核电厂的常见故障及解决措施
在线钠表在压水堆核电厂的常见故障及解决措施 摘要：及时、准确的测量钠离子浓度对核电厂机组 的安全运行至关重要。结合压水堆核电厂在线钠表在调试、运行期间出现的常见故障进行案例分析，提出以后钠表维护期间应注意的重点，为提高电厂在线钠表测量准确性和化学监督水平提供了有效的技术手段。 关键词：压水堆；在线钠表；常见故障 DOI：10.16640/https://www.360docs.net/doc/fc18206661.html,ki.37-1222/t.2018.09.091 1 在线钠表的重要性 NaOH作为一种强电离的碱，能够提高pH值，同时还会发生局部浓缩，在高温和热通量的功率运行时，钠离子的不正常浓缩会产生严重的后果，如燃料包壳的均匀腐蚀、堆芯中不锈钢螺钉产生裂纹、蒸汽发生器传热管一次侧产生裂纹、蒸汽发生器二回路侧发生晶间腐蚀[1]。 钠表是核电厂化学在线仪表中最关键的仪表之一，提高化学监督水平，严格控制水汽品质，可防止和减缓热力设备腐蚀、结垢，提高设备的安全性，延长使用寿命，提高机组运行的经济性。 2 在线钠表的常见故障及解决措施 2.1 在线钠表读数与人工分析偏差大
某核电厂在运行期间，蒸汽发生器下排污钠表一度出现读数与实验室一直存在偏差的异常情况。 由上表所得，实验室分析结果钠含量基本保持一致，而钠表数据前后波动较大。可以判定为在线钠表测量异常。 引起钠表读数异常的因素主要有： 1）钠表测量回路中存在脏污，校验过程中标液被污染，导致测量结果偏低； 2）电极使用时间过长，导致测量数据精度偏低； 3）标准液被污染或失效，导致钠表校验后测量不准。 2015.6.14-2015.6.16钠表数据测量持续偏高，6月17日对钠表电极进行更换，添加碱化剂，清洗测量管路，并重新对钠表进行校验，校验完成后钠表测量数据又持续偏低。 2015.6.23化学人员继续查找原因，发现6月17日校验使用标准液已过期，换用全新标准液对钠表再次进行校准后，数据保持在0.7ppb左右，和?v史正常数据相近。 结合蒸汽发生器下排污钠表测量异常的解决方案，重新评估钠表碱化剂最低刻度线，定期清洗测量管路，校验前检查标准液有效日期。 2.2 流通池漏水 钠表调试期间，发现标定时，到达虹吸的液位后，关闭转向阀，液位还在不断的下降，结果发现流通池底部密封不严，水一点点往外漏。最后将水排净，更换流通池密封圈，
核电工作几之后经验之谈
核电工作几年之后经验之谈 本文系转载，希望对向往核电的同学有点帮助 谨以此文献给那些即将进入核电工作的师弟师妹们 在核电大发展的今天，越来越多的人梦想进入核电工作，想乘着国家发展核电的大好契机实现个人人生价值，这种想法无可厚非，既顺应了国家的发展趋势，又能实现个人目标，何乐而不为呢？再者，在金融危机的大背景下，高校就业压力也越来越大，找个一般的工作有时候都很难，更不要说进入核电工作了。在外在的国家的号召和内心渴望的驱动下，很多师弟师妹们进入了核电工作。学生毕竟是学生，对:) 核电的运作机制也不太了解，等 到进入核电工作又感觉核电站的生活不是自己追求的生活的时候，想反悔都难了，大部分情形是骑虎难下。下来就通过简单的介绍，试图让师弟师妹们能对核电有个大致完整的了解。（有点大言不惭吧，^_^） 一．核电待遇。大家找工作最关心的就是待遇薪水，而核电站丰厚的待遇可能是吸引 大家来核电最大的动力了。客观的说核电待遇在社会阶层中算是中等偏上水平。每个公司不一样，有点工资高些，有的福利高些，但是总数基本上相差不大，这样主要是怕因为待遇问题造成人才流失，尤其是一个集团内部的电站之间，待遇是相差不大的。基本工资高的公司，福利就稍微逊色点，反之，工资低的话，其他福利补贴会略高一些。至于工资具体数额不便透露，原因有二：首先，工资数额是每个公司的商业秘密，其次，要是有些师弟师妹冲着工资来的，结果工资又没兑现，岂不是误人子弟？想了解详情的，可以找一些在你“目标电站”工作的校友私下里打听下。 二．核电工作内容。在核电工作，具体是干什么的，通常说来核电站前期有：生产准 备部、人力资源部、总经理部、采购处、设计管理处、工程建设处等等。前期主要是生产准备部的工作，比如说是操纵员的培养、技术人才的储备都是这个部门管理，而师弟师妹们去新开工的核电站工作，也基本上是去这些部门工作，随着工程的进展，这些大部门都会细化分成运行、维修、仪器控制、设计等处室。下面具体介绍这些处室： 运行：负责核电站的日常运行，相当于开车的司机，主要负责开车，他们关注的是如 何安全高效经济的让车满负荷运行以实现核电站的效益。运行人对电站工艺系统了解的很透彻，理论知识也很全面但对设备的具体结构和设计原理了解的不是很多 维修：就是负责电站设备的维护，还是以开车做比方，车子有问题了，你要能及时处 理问题缺陷，车子停下来了，维修的就更忙了，几乎所有设备都要修理，当然维修几百号人是不能完成这么庞大的任务的，通常每个电站都有很多承包商，这些承包商有来自核动力院的、也有来自常规电站检修工程公司的。 仪控：核电站的是个复杂的系统，如何让这些系统相互配合顺利工作，就是仪器控制 的主要工作。仪表的维护、控制系统的优化、工艺保护的实现都是仪器控制的主要工作。对于二回路的控制，中国的技术已经很成熟了，常见的DCS系统都能搞定，上海的新华、南 瑞都是我们国家比较厉害的企业。 三核电工作模式。核电的生活比较严谨，其主要工作是保证核安全，其次才是发电， 因为一旦出现核事故，不仅仅影响的是一个核电站，而是对整个中国核电的发展的进程造成影响。在这种大背景下，核电的工作效率没有外企那么高的，推诿扯皮的事情也有，又
PCTran压水堆核电站事故仿真实验报告
PCTran压水堆核电站事故仿真实验报告 一、预习报告 实验名称：压水堆核电站事故PCTRAN仿真模拟 实验目的：1、熟悉PCTRAN软件的使用； 2、利用PCTRAN软件模拟核电站的工作、事故工况和事故现象； 3、结合仿真软件深入了解核电站事故的发生原因、现象、后果。 实验仪器设备： 电脑、仿真软件 实验内容： 1、启动电脑，打开PCTRAN仿真软件，熟悉操作界面和 方法。 2、加载运行工况，然后加载事故工况。 3、在事故工况稳定之后，导出事故流程记录，并对事故 中产生响应的参数进行图表记录。 实验原理和背景材料: PCTRAN是基于PC的核能仿真软件包尤其针对核电站运行和事故反应的培训。如堆芯熔化，安全壳失效和放射性物质释放等严重事故也包含在它的范围内。从1985引入以来，PCTRAN 已经成为全世界安装在核电站和研究机构中最成功的培训仿真软件。从1996年起，PCTRAN被国际原子能机构（IAEA）选为年度先进反应堆仿真专题研讨会培训软件。相当多的大学用PCTRAN教授核能技术并用作硕士和博士的论文开发平台。 在核电站模拟方面，提供了正常运行时的仪表和控制显示。另外还提供了反应对冷却剂边界泄露或者安全壳失效的图标。组
合的放射物释放形成了应急计划区的放射性剂量分布。PCTRAN 可以为核电站的工作人员提供真实的培训和练习。模拟程序延展到可以根据现实的气象条件提供区域的剂量预测。它的运行可以是真实的速度也可以是数倍于真实的速度。它的图形用户界面使操作起来十分方便。所有的图标，文本信息和数据都是通过Microsoft Office Suite传递。 PCTRAN现有的模型: · GE BWR 2 (Oyster Creek), 4 (Peach Bottom), 5 (La Salle), 6 (River Bend) and ABWR (Lungmen) with Mark I, II, III or advanced containment · GE ABWR and ESBWR · Westinghouse 2-loop Chasma (300 Mwe) 与秦山一期同型, 600 MW Point Beach与秦山二期同型, and 4-loop (Salem) PWR dry containment or ice condenser containment (Sequoyah) · Westinghouse AP1000 三门或海阳 · Korean Standard Nuclear Plant OPR1000 and APR1400 · B&W (now Areva) PWR’s of once through steam generators (TMI)· Framatome PWR’s 3-loop大亚湾或岭澳, Areva EPR 1600, ATMEA PWR 3-loop, Mitsubishi APWR · ABB BWR’s (TVO) · Russian VVER 1000 田湾, 第三代 AES92
先进压水堆核电厂运行及典型事故仿真实验
（申报2018国家级虚拟仿真实验项目） 先进压水堆核电厂运行及典型事故仿真实验 Virtual Reality for Operation and Typical Accidents of Advanced Pressurized Water Reactor 实验指导书 （在线实验版） Experiment Manual（online） 简介 先进压水堆是当前我国核电技术发展应用的主流。本实验基于工业级的全范围多功能核电厂压水堆模拟机开发。实验内容为正常运行工况下触发的典型事故（冷段破口失水事故、蒸汽发生器传热管断裂事故、控制棒弹棒事故等）的演化瞬态过程及干预操作，也包含反应堆原理演示等。实验形式生动，支持远程运行。
实验分步指导 请在项目主页面点击“我要做试验”，或直接输入虚拟仿真实验项目网址：https://www.360docs.net/doc/fc18206661.html,/virexp/hdc，该页面包含了相关的实验资料，并可下载本实验指导书。点击“操作实验”进入在线实验页面。 注意，本实验支持IE内核的浏览器（如果是Windows 10内置Microsoft Edge 浏览器，打开后请中请点击菜单栏右上角的省略号“…”，在下拉菜单中选择“使用Internet Explorer打开”），推荐使用360极速浏览器。进入实验页面后，请按提示下载安装插件（UnityWebPlayer）。 插件下载完毕后，显示如下界面，进行在线实验的装载。 装载完毕后，显示实验开始界面。 点击开始后，进入在线实验界面。分为实验预备和正式实验两个环节。
实验预备：基础知识与实验原理回顾 在实验预备环节，可以选择如下动态观察和交互式操作，进行基础知识与实验原理的温习回顾，为正式实验做准备。 (1)基于核反应堆基本原理展示系统，观看压水堆部件结构动画演示； 图 核电站原理展示系统 (2)在核电站运行原理模拟机上，通过按钮进行交互式模拟核电站的各种操 作，包括启动、升功率、降功率、喷淋、停堆等关键操作。 图核电站运行原理模拟机界面
三代核电厂提升严重事故应对能力安全技术研发及应用-华南理工大学
附件4： 2018年度广东省科学技术奖公示表 项目名称三代核电厂提升严重事故应对能力安全技术研发及应用 主要完成单位中山大学 中广核研究院有限公司中广核工程有限公司华南理工大学 主要完成人（职称、完成单位、工作单位）1. 陈鹏（高级工程师、中广核研究院有限公司、中广核研究院有限公司） 2. 张小英（教授、中山大学、中山大学） 3. 展德奎（高级工程师、中广核研究院有限公司、中广核研究院有限公司） 4. 刘东杰（高级工程师、中广核工程有限公司、中广核工程有限公司） 5. 杨方青（工程师、中广核研究院有限公司、中广核研究院有限公司） 6. 张雷（工程师、中广核研究院有限公司、中广核研究院有限公司） 7. 梁峻铭（工程师、中广核研究院有限公司、中广核研究院有限公司） 8. 李华（实验师、华南理工大学、华南理工大学） 9. 王春发（工程师、中广核工程有限公司、中广核工程有限公司） 10. 王彪（教授、中山大学、中山大学） 11．林继铭（高级工程师，中广核研究院有限公司、中广核研究院有限公司） 12.张会勇（高级工程师，中广核研究院有限公司、中广核研究院有限公司） 13.冉小兵（研究员级高级工程师，中广核工程有限公司、中广核工程有限公司） 14.杨志飞（高级工程师，中广核研究院有限公司、中广核研究院有限公司）15．段承杰（高级工程师，中广核研究院有限公司、中广核研究院有限公司） 项目简介 项目面向自主三代核电厂严重事故应对能力安全技术提升，成功提出了一回路系统分析内耦合高精度和高稳定性的安全分析程序，三维堆芯熔化进程模拟程序；形成自主化的三代压水堆堆芯熔融物冷却滞留系统，形成完整的核电厂金属保温层工程设计、制造、施工工艺体系以及严重事故诊断响应支持系统，对于自主三代核电堆型“华龙一号”安全水平提升具有重大意义。主要技术创新包括： 1.提出了自主第三代大型压水堆堆芯与蒸汽发生器的直接耦合分析理论和高精度快速求解算法，实现全范围瞬态工况下反应堆一回路的热工水力分析。开发了三维堆芯熔化精细化模拟程序。 2.建设了三维IVR整体试验装置，攻克加热、密封等试验难题，获取国际首套1:5
核电厂安全题库与答案
1、按照反应堆堆芯体不同，核反应堆分为哪几种类型？（老师提 示7种） 压水堆、沸水堆、重水堆、石墨水冷堆、石墨气冷堆、高温气冷堆、快中子增殖堆、 2、压水堆核电站有什么优点？ ①压水堆以轻水作慢化剂及冷却剂，反应堆体积小，技术十分成熟 ②压水堆采用低富集度铀作燃料，铀浓缩技术已经过关 ③压水堆核电厂有放射性的一回路系统和二回路系统分开，放射性冷却剂不会进入二回路而污染汽轮机，运行、维护方便；需要处理的放射性废气、废水及其他废物量较少 3、按照相关规定，核电厂应该设置哪几道安全屏障？ 由燃料棒包壳构成的第一道屏障、由一回路压力边界构成的第二道屏障、安全壳及其辅助边界构成的第三道屏障 4、核反应堆第一道安全屏障由哪些部件构成？ 燃料芯块、带压金属合金包壳及相关元件 5、核反应堆第二道安全屏障由哪些部件构成？ 压力壳及其顶盖，蒸汽发生器一次侧，主泵（包括它们的第一道轴封），稳压器及其与一回路的连管、安全阀和卸压阀，一回路管道、蒸汽发生器和主泵、冷却环路的总成，压力壳内操作控制棒的机械装置，辅助系统（由与其相连的环路开始，到第二道隔离装置） 6、核反应堆第三道安全屏障由哪些部件构成？ 反应堆厂房或安全壳、构成安全壳延伸的某些管道、安全壳隔离系统
管道、其他 7、如何保证安全壳的完整性？ 可以通过改进安全系统以减轻施加在安全壳上的载荷，以及加强安全壳结构，使放射性物质的释放量减小到最低程度；加强其在设计、建造、运行和监督等环节的安全质量把关工作 8、核电厂一般设置哪几级防御？（5级） ①核电厂的设计、建造应考虑防止事故的发生，采取各种有效措施，在运行中提供必须的监督，把事故发生的概率降到最低程度，以达到预期安全运行 ②在满足第一级防御的各项要求之外，谨慎估计发生事故、影响安全的可能性及其对策问题 ③主要考虑如发生设计基准事故，而一些保护系统又同时失效时，必须有另外的专设安全设施投入工作，以防止燃料熔化和限制裂变产物释放 ④为防止和缓解核电厂的严重事故而采取的对策 ⑤以核电厂发生严重事故的应急对策为主要内容，以适时采取应急防护措施保护公众 9、核反应堆电厂核岛系统有哪些设备？ 核蒸汽供应系统 ①压水堆及一回路主系统和设备 ②三个辅助系统：化学和容积控制系统、余热排出系统和安全注射系统
核电厂水化学处理系统调试导则 征求意见稿编制说明
核电厂水化学处理系统调试导则 编制说明 （征求意见稿） 2012年4月8日
一.任务来源及计划要求； 1、任务来源。 本标准是根据《国家能源局关于核电标准制修订计划的通知》（国能科技[2011]48号）的安排编制。能源局常规岛标准体系表总编号135，计划号“能源2011H084”。 由中广核工程有限公司、中广核设计有限公司、国核工程有限公司、西安热工研究院、苏州热工研究院5家单位负责承担《核电厂水化学处理系统调试导则》标准的编写任务，主编单位为中广核工程有限公司。 2、计划要求。 根据课题任务书相关要求，本标准各阶段草案的完成时间安排如下： 2011年11月30日，完成初稿； 2011年12月30日，完成征求意见稿及编制说明； 2012年5月30日，完成送审稿及编制说明； 2012年11月30日，完成报批稿及编制说明。 二.编制过程 1、主要起草人及工作分工： 文功谦，负责本标准编写过程组织、审查，标准结构定位，定期召开研讨会议等； 邵玉林，负责本标准的资料收集与分析、提炼、电厂实际情况调研、编写通用部分、设备单体调试、循环水加药、制氯部分，以及文字校对等工作； 李新民，负责标准中离子除盐部分的编写； 刘加合，负责标准中二回路加药、取样部分的编写； 滕维忠，负责标准中预处理部分和精处理部分编写。 2、编制原则： 本标准的编制按照GB/T1.1-2009 “标准化工作导则第1部分：标准的结构和编写”进行编制；本标准描述了核电厂水化学处理调试内容、试验方法，并针对核电厂水化学处理系统的特点，对系统的单体调试、分系统调试过程做出了基本的技术指南。 本标准编写坚持适用性、准确性和可操作性原则，力求能够指导核电厂水化
核电厂运行期末考试答案
(1)一回路及核岛辅助系统 专设安全设施 厂房 (2)换料水箱 地坑 (3)多道屏障 纵深防御 (4)控制棒组件 可燃毒物组件 阻力塞组件 初级中子源棒组件 次级中子源棒组件 (5)蒸汽发生器 (6)Inconel-690 (7)2.8Mpa 10°C-180°C (8)磷酸盐处理法 全挥发处理 (9)6.5Mpa 99.75% 34% 1.影响堆芯反应性的因素有哪些？ 第一：燃料的燃耗和裂变产物的积累。包括裂变产物氙和钐引起的反应性变化 第二：堆芯温度的不断变化引起燃料温度的变化进而由于多普勒效应，核燃料的共振吸收峰展宽，核燃料对中子共振吸收增加，改变反应性；慢化剂密度的改变，单位体积内慢化剂核子密度改变，引起慢化剂慢化能力和吸收性能。中子截面改变，因为中子截面是温度的函数，降低了，可溶硼的溶解度改变引起反应性的变化。以上都会导致堆芯有效增值因素的变化，进而引起反应性的变化。是温度效应。 第三：化学毒物硼酸也会影响堆芯反应性。插入和拔出控制棒也会改变堆芯反应性。 2.简述主冷却剂放射性的来源。 ①水及其中杂质的活化 ②裂变产物的释放 ③腐蚀产物的活化 ④化学添加物的活化 3.举例说明核电厂选址考虑的因素有哪些。 （1）接近电力负荷中心 （2）有充足的冷却水源 （3）交通运输方便 （4）有良好的自然条件（如地形，地质，地震等） （5）减少废热废物排放对生物的影响和防止环境污染的可能性等 4.压水堆氚的来源。 （1)三元裂变（氚可有重核元素三元裂变产生） （2)中子反应 ①锂的中子反应T n Li ),(6 ②B 10的中子反应 (3)氘的活化 5.简述主管道发生破口事故时，安注系统的安注过程。 发生破口事故时，一回路压力缓慢下降，低压安注泵出口压力小于一回路压力时，作为高压安注的前置增压泵运行，一回路压力继续下降到小于蓄压箱注入压力时，蓄压箱内含硼水注
第三章 核电厂事故分析基本知识
第3章核电厂事故分析的基本知识 3．1 核电厂事故分析的作用 事故分析是研究核电厂可能发生事故的种类及发生频率，确定事故发生后系统的响应及预计事故的进程，评价各种安全设施及安全屏障的有效性，研究各项因素及操纵员干预对事故进程的影响，估计事故情况下核电厂的放射性释放量及计算工作人员与居民所受的辐射剂量。 在核电厂设计过程中，事故分析用于选取停堆保护信号，确定停堆参数整定值和停堆延迟时间，确定缓解事故的专设安全设施的参数。 对于设计基准事件的分析是核电厂安全分析报告中必要的一章。分析的目的在于表明该核电厂设计足以控制这些事件的后果，使工作人员、公众和环境不至于受到不适当的放射性风险。 通过严重事故分析，可以找到核电厂的薄弱环节，有助于提高核电厂的安全性。严重事故分析，还可作为制定应急计划的依据。 3．2核电厂事故分析的方法 事故分析采用确定论及概率论方法，这两种方法相辅相成。设计基准事件的分析，以确定论方法为主；严重事故的分析，两种方法并用，侧重于概率论方法。 3．2．1确定论安全分析 从系统及部件失效和损坏，或人员失误的角度，假定事故确定地发生，按照分析问题的要求，选用保守或现实模型以及一系列规则和假设，分析计算整个核电厂系统的响应，直至得到该事故的放射性后果。 保守模型 又称评价模型。在分析中采用的初始条件及各项参数，均须从不利方面加上不确定性。要选用保守的各种关系式及标准，此外还必须考虑四项基本假设。保守模型一般用于核电厂安全审批过程，在该模型中考虑了最不利的情况，得出的是事故后果的极限值，给核电厂留有相当大的安全裕度。其缺点是分析所得的事故过程，有时与真实情况相差较远，使工作人员不能了解过程的实际变化。 现实模型 又称最佳估算模型。在分析中采用核电厂的运行参数或参数的平均值，尽量选用接近真实情况的关系式及标准，不考虑不合实际的保守假设。因而所得结果能接近真实情况。现实模型经常用于核电厂操作规程的制定和严重事故分析。作为一种尝试，目前正在研究使用现实模型分析，在其结果上加上适当裕度，作为代替保守模型或平行于保守模型的一种方法。 在用确定论方法进行事故分析中，所涉及的事故分析程序大致可分成以下六种。 (1)系统分析程序 可以模拟核电厂的一、二回路系统以及稳压器、蒸汽发生器、泵、阀门、燃料元件等设备。具有能计及各种反应性反馈的点堆或一维中子动力学模型，一般在流体力学上是一维的，有些程序堆芯是三维的，程序的规模大，一般有数万至20余万行。总体上分析核电厂在失水事故及各种瞬变过程中系统的响应，是事故分析中最主要的程序，如RETRAN，RELAP5，TRAC等。 (2)堆芯分析程序 或可称之为子通道分析程序，它以系统程序计算的结果作为边界条件，考虑堆芯内各处
压水堆核电站工作原理简介
压水堆核电站工作原理简介 核反应堆是核电动力装置的核心设备，是产生核能的源泉。在压水反应堆中，能量主要来源于热中子与铀-235核发生的链式裂变反应。 裂变反应是指一个重核分裂成两个较小质量核的反应。在这种反应中，核俘获一个中子并形成一个复合核。复合核经过很短时间（10-14s）的极不稳定激化核阶段，然后开裂成两个主要碎片，同时平均放出约2.5个中子和一定的能量。一些核素，如铀-233、铀-235、钚-239和钚-241等具有这种性质，它们是核反应堆的主要燃料成分。铀-235的裂变反应如图1.3-1所示。 对于铀-235与热中子的裂变反应来说，目前已发现的裂变碎片有80多种，这说明是以40种以上的不同途径分裂。 在裂变反应中，俘获1个中子会产生2～3个中子，只要其中有1个能碰上裂变核，并引起裂变就可以使裂变继续进行下去，称之为链式反应。 由于反应前后存在质量亏损，根据爱因斯坦相对论所确定的质量和能量之间的关系，质量的亏损相当于系统的能量变化，即ΔE＝Δmc2。对铀-235来说，每次裂变释放出的能量大约为200Mev（1兆电子伏=1.6×10-13焦耳）。这些能量除了极少数（约2％）随裂变产物泄露出反应堆外，其余（约98％）全部在燃料元件内转化成热能，由此完成核能向热能的转化。 水作为冷却剂，用于在反应堆中吸收核裂变产生的热能。高温高压的一回路水由反应堆冷却剂泵送到反应堆，由下至上流动，吸收堆内裂变反应放出的热量后流出反应堆，流进蒸汽发生器，通过蒸汽发生器的传热管将热量传递给管外的二回路主给水，使二回路水变成蒸汽，而一回路水流出蒸汽发生器后再由反应堆冷却剂泵重新送到反应堆。如此循环往复，形成一个封闭的吸热和放热的循环过程，构成一个密闭的循环回路，称为一回路冷却剂系统。 蒸汽发生器产生的饱和蒸汽由主蒸汽管道首先送到汽轮机的高压阀组以调节进入高压缸的蒸汽量，从高压阀组出来的蒸汽通过四根环形蒸汽管道进入高压缸膨胀做功，将蒸汽的热能转变为汽轮机转子旋转的机械能。在膨胀过程中，从高压缸前后流道不同的级后抽取部分蒸汽分别送入高压加热系统和辅助蒸汽系统。高压缸的排气一部分送往4号低压加热器用于加热凝结水，大部分通过四根管道排往位于低压缸两侧的四台汽水分离再热器，在这里进行汽水分离，并由新蒸汽对其进行再热。从汽水分离再热器出来的过热蒸汽经四根管道送入四台低压缸内膨胀做功，从四台低压缸前后流道抽取部分蒸汽分别送往3号、2号和1号低
秦山二期核电厂严重事故下安全壳内氢气浓度分布及风险初步分析
核 动 力 工 程 Nuclear Power Engineering 第29卷 第2期 2 0 0 8 年4月 V ol. 29. No.2 Apr. 2 0 0 8 文章编号：0258-0926(2008)02-0078-07 秦山二期核电厂严重事故下安全壳内 氢气浓度分布及风险初步分析 邓 坚，曹学武 （上海交通大学核科学与工程学院，上海，200240） 摘要：采用模块化严重事故计算工具，对秦山二期核电厂大破口失水事故(LB-LOCA)、小破口失水事故(LB-LOCA)和全厂断电(SBO)诱发的严重事故序列以及安全壳内的氢气浓度分布进行了计算分析。在此基础之上，参考美国联邦法规10CFR 关于氢气控制和风险分析的标准，对安全壳的氢气燃烧风险进行了初步研究。分析结果表明：大破口严重事故导致的安全壳内的平均氢气浓度接近10%，具有一定的整体性氢气燃烧风险，小破口失水和全厂断电严重事故可能不会导致此类风险，但仍然存在局部氢气燃烧的可能。 关键词：严重事故；安全壳；氢气浓度分布；氢气风险 中图分类号：TL364＋. 4 文献标识码：A 1 引 言 在轻水堆核电厂严重事故进程中，锆合金包 壳与水或水蒸汽产生大量的氢气，并通过反应堆冷却剂系统(RCS)压力边界或压力容器破口释放 到安全壳中[1， 2]。如果压力容器下封头被熔穿，堆芯熔融物又会与安全壳堆腔内水或混凝土接 触反应，释放出大量氢气和少量其他易燃易爆气体[3]。释放的氢气在安全壳内扩散流动，与水蒸气、空气混合，形成可燃混合气体。当氢气的浓度超过可燃浓度限值4%时[4]，则可能发生燃烧，甚至爆炸。这将会引起安全壳超压和温度升高，从而对安全壳的完整性构成威胁，放射性裂变产物因此可能释放到环境中，造成严重后果。 针对严重事故下安全壳内的可燃气体控制，我国最新颁布的《核动力厂设计安全规定》(HAF102)明确要求：“必须充分考虑在严重事故下控制可能产生或释放的裂变产物、氢和其他物质的措施”。另外，参考美国联邦法规10CFR 规定：①必须提供氢气控制系统以安全地容纳相当于100%燃料包壳金属-水反应产生的氢气；②在事故期间及以后，相当于100%燃料包壳金属-水反应产生的氢气均匀分布时的浓度小于10%。因此，对核电厂进行严重事故下安全壳内氢气浓度 分布的计算分析，根据计算结果确定有效的氢气控制措施，对于满足我国核安全法规要求，具有现实的工程意义。 氢气导致的安全壳失效风险与具体的严重事故序列、安全壳类型、体积和隔间结构等许多因素相关。本文以秦山二期核电厂为分析对象，使用模块化严重事故计算工具——MAAP 程序，对比分析了典型严重事故工况下的氢气产生以及氢气在安全壳内的流动分布情况。并参考法规要求，初步分析了该核电厂的氢气燃烧风险。这些分析工作，可为秦山二期核电厂的氢气控制和严重事故管理工作提供一些参考。 2 计算程序 本文使用模块化严重事故计算工具(MAAP4程序)对秦山二期核电厂不同严重事故条件下的安全壳内的氢气浓度分布进行了计算分析。MAAP 程序耦合了热工水力学计算以及裂变产物释放和迁移计算，可以模拟严重事故的进程现象，从初始事件开始，既可以向安全、稳定、可冷却的反应堆状态发展，也可以向安全壳结构失效最终导致裂变产物向环境释放的事故状态发展。MAAP 程序长期作为压水堆核电站严重事故 收稿日期：2007-03-30；修回日期：2007-09-10
10级-核电站调试与运行思考题
《压水堆核电厂调试与运行》 第1章绪论 1.核电厂运行与常规火力发电厂运行相比存在哪些特殊问题？ 2.压水堆核电厂运行的一般原则是什么？ 3.按照我国《核电厂设计安全规定》中的定义，核电厂状态分为哪几类？正常运行、预计运行事件、事故工况、严重事故 第2章核电厂技术规格书 4.核电厂技术规格书一般包括哪六个方面的内容？ 5.什么是运行模式？核电厂可以将机组正常运行的状态按照热力学和堆 物理的特性划分为哪六个运行模式？ 反应堆压力容器内装有燃料时堆芯反应性状态，功率水平，反应堆冷却平均温度和压力容器封头顶盖螺栓张紧程度的任意一种组合。 反应堆功率运行模式（RP）蒸汽发生器冷却正常停堆模式（NS/SG）余热排出系统冷却正常停堆模式（NS、RRA）维修停堆模式（MCS）换料停堆模式（RCS）反应堆完全卸料模式（RCD） 6.在运行模式p-t图中标出各种运行模式，并解释各限制曲线的物理意义。 7.核电厂运行限值和条件起到哪些作用？ 8.运行限值和条件根据其性质可分为哪些？各限值大小间有何关系？ 安全限值，安全系统整定值，正常运行的限值和条件及监督要求 第3章压水堆核电厂的调试启动 9.大型压水堆核电厂建设工程可以分为哪几个阶段？ 10.核电厂调试的目的是什么？ 11.缩写EC、SUT、EESR、TOB、TOTO、NCC、NSSS、HFT、LOCA、SRC的中文 含义是什么？ 12.核电站所有硬件设备的现场安装施工是由什么部门负责？对安装完毕 的设备和系统的调试，使其在功能和性能上满足设计要求，是由什么部 门承担的？ 13.从安装到调试的责任转移的标志是什么？ 14.当系统发生责任转移时，会产生系统和设备在某一区域的安装和调试有 接口的情况，这时就必须实行什么？ 15.当核电站的系统处于安装结束和调试即将开始的阶段，安装和调试活动 所涉及的两个文件是什么？ 安装状态结束（EESR）报告隔离移交（TOB）报告 16.什么是安装结束报告？
典型压水堆核电厂一回路热力系统小破口失水事故计算分析
典型压水堆核电厂一回路热力系统小破口失水事故计算分析 核工程与核技术专业 学生指导老师 [摘要]压水堆是使用轻水作冷却剂和慢化剂，在高温、高压条件下运行的核反应堆，它所使用的燃料为低浓度的浓缩铀。在20世纪80年代，压水堆被认为是技术最成熟，最经济，最安全的堆型。目前，我国内地大部分正在运行和在建机组为压水堆机组。而压水堆核电站与普通火电站的最大区别就在于：它的一回路带有放射性。当压水堆发生小破口失水事故后，可能导致反应堆冷却剂中的放射性物质进入安全壳，经安全壳泄露之后，会污染环境。而通过研究典型压水堆核电厂一回路热力系统在小破口失水事故工况下的系统响应，能够让我们对压水堆核电厂的安全有更直观的认识，确保核电能够安全有效的为人类服务。 本论文是以典型压水堆核电厂为研究对象，用RELAP5软件为工具，对核电厂的一回路热力系统进行建模和仿真。建模和仿真的范围是：反应堆冷却剂系统(RCP)、与安全分析有关的一回路辅助系统。一回路辅助系统主要包括：辅助给水系统(ASG)、反应堆余热排出系统(RRA)、安全注入系统(RIS)和化学容积控制系统(RCV)。在建模的过程中运用了模块化结构的方法，即：先将一回路的热力系统模型分解为若干个功能独立，能够分别调试、设计以及验证的模块，然后再逐层耦合组成分系统模型，最后整合成完整的一回路热力系统模型。 根据所建一回路热力系统模型进行稳态计算，并将计算结果与典型压水堆核电厂的数据进行对比分析。在此基础上，对冷管段的小破口失水事故的极限工况瞬态过程进行了模拟和分析，通过仿真实验，了解事故发生过程中反应堆堆芯的热工水力状况。 [关键词] 压水堆，RELAP5，一回路热力系统，建模，小破口失水事故
压水堆核电站组成
压水堆核电站组成 上一条新闻核安全名词解释下一条新闻核电站的控制调节与安全保护 enterlsb转载|栏目：电力规范| 2007-08-06 23:12:09.42 | 阅读433 次 压水堆核电站由压水堆、一回路系统和二回路系统三个主要部分组成。 2-1 压水堆主要部件 2-1-1 堆芯 堆芯结构是反应堆的核心构件，在这里实现核裂变反应，核能转化为热能；同时它又是强放射源。因此堆芯结构的设计是反应堆本体结构设计的重要环节之一。 压水堆堆芯由若干个正方形燃料组件组成，这些组件按正方形稠密栅格大致排列成一个圆柱体。用富集度为2%—4.4%的低富集铀为燃料。所有燃料组件在机械结构和几何形状上完全一致，以简化装卸料操作和降低燃料组件制造成本。燃料组件采用17×17根棒束，其中除少数插花布置的控制棒导向管外都是燃料棒。棒束外面无组件盒，以减少中子俘获损失和便于相邻组件水流的横向交混。图2—1（a）表示压水堆堆芯横剖面图，图2—1(b)表示压水堆燃料组件。 图2-1(a) 压水堆堆芯横剖面图
图2-1(b) 压水堆燃料组件 燃料棒的芯体由烧结的二氧化铀陶瓷芯块叠置而成。烧结二氧化铀的耐腐蚀性、热稳定性和辐照稳定性都好，能保证为经济性所要求的>50000MW.d/tu的单棒最大燃耗深度。燃料棒包壳采用吸收中子少的锆合金以降低燃料富集度。燃料棒全长2.5—3.8M，用6—11个镍基合金或锆合金制的定位格架固定其位置。定位格架燃料组件全长按等距离布置以保持燃料棒间距并防止由水力振动引起的横向位移。 堆芯一般分为三区，在初始堆芯中装入三种不同富集度的燃料，将最高富集度的燃料置于最外区，较低富集度的两种燃料按一定布置方式装入中区和内区，以尽量展平中子通量。第一个运行周期由于全部都是新燃料而比后备反应性在运行周期间将随着可燃物的消耗逐渐释放出来。第一个运行周期的长度一般为1.3—1.9年。以后每年换一次料，将1/3或1/4堆芯用新燃料替换，同时将未燃尽的燃料组件作适应的位置倒换以求达到最佳的径向中子通量分布，倒换方案由燃料管理设计程序制定。通常将新燃料装入最外区，将辐照过的燃料移向中心，称由外向内换料方案。由于辐照过燃料组件的放射性水平极高，所有装卸料操作均在水屏蔽层以下进行。为换料一般需要停堆3—4周，可利用这个时间进行汽轮发电机组及其它设备的检修，压力容器和蒸汽发生器在役检查工作。 为了确保燃料元件的安全，在运行中要严格限制核电站的负荷变化速率〈每分钟5%额定功率〉，用化学与容器控制系统和取样系统对冷却剂水质进行净化，PH值、氧、氢、氯、氟、硼、酸、锂-7等含量的控制及监测，并加强对燃料包壳完整性的监督。 2-1-2 控制棒组件
核电站调试与运行思考题
第一部分： 教材《900MW压水堆核电站系统与设备（上册）》（核岛） 1.稳态运行时，RCP系统处于什么状态？冷却剂平均温度如何选取？ 2.蒸汽发生器水位如何测量？ 3.蒸汽发生器水位整定值随负荷如何变化？※ 4.蒸汽发生器水位水位调节的原理是什么？ 5.蒸汽发生器给水流量、蒸汽流量、蒸汽压力、给水-蒸汽母管压差如何测量？ 6.试述稳压器压力控制原理。 7.稳压器水位过高或过低有哪些危害？ 8.稳压器水位整定值如何确定？※ 9.试述稳压器水位控制原理。 10.论述正常运行工况、冷停堆和热停堆工况、机组启动、机组停堆、事故工况 时化容系统的运行。※ 11.试述反应堆硼和水补给系统正常补给的操作方式。 12.余热排出系统的运行范围是什么？ 13.余热排出系统投入前一回路应具备哪些主要条件？ 14.一回路冷却和加热过程中余热排出系统如何运行？ 15.余热排出系统停运时外部先决条件有哪些？ 第二部分： 教材《900MW压水堆核电站系统与设备（下册）》（常规岛） 16.正常运行时主蒸汽压力、流量与负荷之间有何关系？※ 17.正常运行时，旁路排放系统处于什么状态？ 18.甩负荷时，旁路排放系统如何动作？ 19.在反应堆启动和停运（余热排出系统未投入）、热备用、热停堆状态下，旁路 排放系统处于什么状态？※ 20.再热器隔离的原则是什么？※ 21.试述汽轮机轴封系统启停及正常运行的主要操作。 22.凝结水的控制包括哪三个控制系统？ 23.低压加热器如何解列？※ 24.试述低压给水加热系统启停的主要操作。 25.试述给水除氧器系统冷态、热态启动及正常停运的主要操作。 26.负荷变化时，除氧器水位如何控制？ 27.简述汽动给水泵向蒸汽发生器供水的主要过程。 28.当一列高加隔离时，如何向蒸汽发生器供水？ 29.当机组小于18%额定负荷运行时，主给水流量控制系统如何向蒸汽发生器供 水？
核电厂汽轮发电机组调试技术导则 征求意见稿编制说明
核电厂汽轮发电机组调试技术导则 编制说明 （征求意见稿） 2012年4月8日
一.任务来源及计划要求 任务来源： 本标准是根据国家能源局印发的《国家能源局关于核电标准制修定计划的通知》（国能科技【2011】48号）的任务安排对《核电厂汽轮发电机组调试导则》进行编制的。能源局常规岛标准体系表总编号117，计划号“能源2011H077”。 计划要求： 本标准各阶段草案的完成时间安排为：2011年 12 月，完成编制组讨论稿， 2012 年 03 月完成征求意见稿， 2012 年 05 月完成送审稿， 2012 年 08 月完成报批稿。 二.编制过程 主要起草人及工作分工： 由中广核工程公司调试中心组成标准编制小组，小组成员有秦世刚、李响、霍雷、牛月套、刘勇等，其中秦世刚为编制组组长。 编制原则： 本标准的编制按照GB/T1.1-2009 “标准化工作导则第1部分：标准的结构和编写”进行编制；本标准作为压水堆核电厂常规岛及BOP标准体系中调试类的标准，主要规定常规岛汽轮发电机组调试过程中应进行的试验项目以及各试验的主要内容，本标准适用于指导我国新建压水堆核电厂常规岛汽轮发电机组调试。 编制组内部讨论情况： 本标准于2011 年11月25日进行了标准组内部讨论，讨论了5个问题，最后达成一致意见，并形成《编制组讨论稿》。 2012年2月在溧阳召开了行业标准初稿评审会，通过了专家的评审。会后编制组依据专家提出的评审意见对该初稿进行了修改，并于2012年3月《编制组讨论稿》上报公司总师办标准信息处审查，根据审查意见形成《征求意见稿》。 三.调研和分析工作的情况 标准编制过程中，编写组调研了岭澳一期核电站、岭澳二期核电站、宁德核电站、红沿河核电站、阳江核电站，另外还参考了秦山二期、三期核电站的相关调试过程。编制组认真研究了上述核电厂常规岛汽轮发电机组的设计、调试文件等，总结得出了调试过程需要进行的试验项目。 四.主要技术内容的说明 本标准主要规定本标准规定了新建核电厂汽轮发电机组及常规岛相关系统单体调试、分系统调试及整套启动调试过程中的主要试验内容和试验要求。 本标准适用于新建核电厂汽轮发电机组相关的常规岛系统调试试验。。五.验证试验的情况和结果 编制组成功组织实施了岭澳二期核电站2台机组常规岛汽轮发电机组调试工作，获得了大量的第一手资料。 六.采用国和国外先进标准情况