核电厂运行
核电厂运营方案
核电厂运营方案第一部分：简介随着能源需求的不断增长和环境污染问题的加剧，人们对清洁和可持续能源的需求日益增加。
核能作为一种清洁、高效、可持续的能源形式，受到了更多的关注和重视。
核电厂作为核能发电的主要设施，其运营管理至关重要，不仅涉及到能源供应的安全和稳定，还关乎着环境和人员的安全。
本文旨在探讨核电厂运营管理的方案和措施，从设备维护、人员培训、环境保护等方面进行分析和论述，力求为核电厂的运营管理提供科学、合理的建议。
第二部分：核电厂运营管理的重要性核电厂的运营管理对保障能源供应、防止环境污染、保障人员安全等方面具有重要意义。
首先，核电厂作为能源供应的重要来源，需要保障其稳定性和安全性，以满足日益增长的能源需求。
其次，核电厂作为清洁能源，需要保障其环境友好性，防止核辐射和其他污染物的释放，对周围环境和生态系统造成损害。
再次，核电厂是一个高风险的设施，需要严格管理和监测，以确保人员的安全和健康。
因此，核电厂运营管理的重要性不言而喻。
只有通过科学合理的管理措施，才能保障核电厂的安全、稳定和环保运营。
第三部分：核电厂运营管理的主要内容核电厂的运营管理内容涉及设备管理、人员培训、环境保护等多个方面。
下面我们就分别对这些内容进行具体的分析和讨论。
设备管理：核电厂的设备管理对其运营安全和稳定性至关重要。
设备的监测、维护和更新是保障核电厂安全运营的关键环节。
首先，核电厂需要建立完善的设备监测系统，对核反应堆、发电机、核燃料等设备进行定期检测和监测，以发现和预防设备故障。
其次，核电厂需要建立健全的设备维护体系，定期对设备进行检修和保养，及时发现并解决设备故障，确保设备的稳定性和可靠性。
最后，核电厂需要根据设备的更新和升级情况，及时进行设备更新，以提高设备的效率和性能。
人员培训：核电厂的运营需要具备高技能和高素质的人员。
因此，核电厂需要建立完善的人员培训机制，对核电厂运营管理人员和操作人员进行定期培训和考核，提高其技术和管理水平。
核电厂运行安全规定-国家核安全局令第1号
核电厂运行安全规定正文：---------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------- 核电厂运行安全规定（国家核安全局1991年7月27日发布国家核安全局令第1号）本规定自1991年7月27日起实施本规定由国家核安全局负责解释1 引言1.1核电厂的安全运行是以核电厂的选址、设计、建造、调试、运行和管理均符合核安全要求为前提的，本规定的内容只涉及核电厂的管理、调试、运行和退役等方面的安全问题。
1.2本规定对陆上固定式热中子反应堆核电厂的运行提出了必须满足的基本要求。
本规定的目的是要保证在核电厂运行过程中不使公众和厂区人员受到过量的辐射危害。
1.3附录I所列安全导则是对本规定的说明和补充。
2 核电厂营运单位、主管部门和国家核安全部门2.1核电厂营运单位对核电厂的安全运行负有全面的责任。
2.2核电厂主管部门对核电厂的安全运行负有领导责任。
2.3核电厂的运行安全必须接受国家核安全部门的监督。
2.4为保证核电厂的安全运行，国家核安全部门、主管部门和核电厂营运单位必须严格履行各自的职责并相互理解和相互尊重。
2.5核电厂营运单位必须按照有关规定向国家核安全部门递交（或供其随时调用）下列文件和资料：（1）质量保证大纲（见第14章）；（2）运行限值和条件（见第3章）；（3）有关偏离运行限值和条件的报告（见3.12条）；（4）调试大纲和调试阶段审查报告（见4.2条）；（5）核电厂营运单位的组织机构说明（见第5章）；（6）调试试验结果（见4.3条）；（7）人员的培训、资格审查和再培训大纲（见第6章）；（8）运行规程（见第7章）；（9）定期维修、试验、检验和检查大纲（见8.1条）；（10）维修、试验、检验和检查记录（见8.8条）；（11）装料、换料计划和燃料性能记录（见第9章）；（12）修改程序（见10.4条）；（13）对修改方案的审查意见和决定及其记录（见10.4条）；（14）安全重要项目的修改方案及其实施情况（见10.2条）；（15）辐射防护大纲和人员受照射量记录（见第ll章）；（16）废物管理大纲和有关文件（见12.3条）；（17）排出流排放限值，以及监测和控制排放的方法和规程（见12.2条）；（18）核电厂营运单位的应急计划（见第13章）；（19）保卫措施说明（见第15章）；（20）与审查预计运行事件和事故工况有关的定期运行总结报告和记录（见第16和17章）；（21）退役大纲（见第18章）；（22）核安全部门所要求的其他资料。
第4章 核电厂正常运行
(4)二回路系统。所有设备均在停闭状态，蒸汽发生器二次 侧处于湿保养状态，即充入除盐除氧水至一定高度，其余空 间充氮使压力稍高于常压。蒸汽隔离阀关闭。 (5)供电系统。检查所有的母线和配电盘上的交直流电源， 调整厂用电方式使符合启动要求，检查备用电源的完整性， 检查重要负载的电压是否正常。启动时，电源电压应在 (0.85--1.05)额定电压之间，对电网频率的限制为(50i 0.5)Hz。保证反应堆、冷却剂泵、一回路及二回路的辅助 系统，反应堆控制与安全保护系统，检测仪表系统，信号系 统等处于能够运行状态。
第4章 核电厂正常运行
4.1 正常启动 4.2 过渡到功率运行
4.3 停闭 4.4 核电厂的换料
介绍核电厂正常运行，包括从冷停堆开始，电厂加热升 温，趋近临界，汽轮机暖机、升速、并网带负荷，负荷瞬变， 升功率至满功率运行；最后介绍功率运行到冷停堆的全过程。 了解从冷停到满功率的主要过程；
开堆前的临界棒位(或临界硼浓度估算)，稀释和硼化 计算，热平衡计算，停堆余度计算；
(3)根据堆芯的布置，推算出与最低无负荷临界相对应的 各个控制棒组件的位置，并按照所指定的顺序，依次提升 控制棒组件中的四组调节棒组。 如按A模式运行控制棒组件的调节棒组有A、B、C和 D四组，四组调节棒的前后两组之间有一定的重叠度。棒 组重叠的目的是为了使反应性与调节棒组位置的关系曲线 线性化，使棒组在堆芯内移动时的反应性引人率近似为常 数。
理解负荷瞬变过程主要参数的变化趋势，掌握负荷瞬 变的规律。
正常运行使用正常运行规程(General Procedure)。
4.1 正常启动
冷态启动：压水堆停闭了相当长时间，温度已降到60℃
以下时的启动；
热态启动：指压水堆短时间停闭后的启动，启动时压水
核电站运行标准
核电站运行标准核电站是一种关键的能源设施，其安全、可靠、高效地运行对于保障能源供应和社会发展具有重要作用。
为了确保核电站运行的安全和高效，各国制定了一系列的运行标准，来规范核电站的设计、建设和日常运营。
本文将主要从以下几个方面阐述核电站运行的标准。
一、设计标准核电站的设计标准是指在核电站的设计过程中所应满足的技术要求。
设计标准包括放射防护设计标准、安全核素运输设计标准、核电厂建筑设计标准、辅助系统设计标准等。
放射防护设计标准是保证核电厂及其周边环境的安全与健康的重要标准。
它涉及到核电站的建筑、设备、工程等工作，并覆盖了辐射设备的安全设计、防护措施、放射性废物管理等方面。
安全核素运输设计标准是保证核燃料元件、放射性废物等物质的安全运输的重要标准。
它包括核燃料元件和放射性废物的包装、密封、标记、运输安全规定等内容。
辅助系统设计标准是核电站辅助系统设计时遵循的技术要求。
辅助系统包括安全和非安全系统，如冷却系统、减压系统、安全仪表和控制系统等。
二、建设标准核电站的建设标准是指核电站在建设过程中所应满足的要求。
建设标准包括核电站建设安全标准、建设工程质量标准、工程结构安全标准等。
核电站建设安全标准是保证核电站建设过程中安全与健康的重要标准。
它涉及到施工现场的防火、防爆、防毒等安全要求，确保核电站建设过程中没有安全事故发生。
建设工程质量标准是保证核电站建设工程质量的重要标准。
它包括核电站建设中材料的选择、施工工艺、焊接和钎焊质量、工程验收等内容。
工程结构安全标准是保证核电站建筑结构安全的重要标准。
它确保核电站的主要设施在正常和异常工况下都能满足强度、刚度、稳定性等要求。
三、运行标准核电站的运行标准是指核电站在运行过程中所应满足的要求。
运行标准包括核电站应急准备标准、核电站运行安全标准、核电站运行管理标准等。
核电站应急准备标准是核电站为应对突发事故或异常情况而制定的应急预案和紧急措施。
它旨在提供应急指导，确保核电站安全和人员的生命健康。
核电厂的运营维护与监测
核电厂的运营维护与监测核电厂作为一种清洁、高效的能源生产方式，广泛应用于世界各国。
然而，核电厂的运营维护与监测是确保安全稳定运行的关键环节。
在长期的运营实践中，各国针对核电厂的运营维护与监测制定了一系列规范和标准，以确保核电厂的安全和高效运行。
一、核电厂的运营维护核电厂的运营维护包括日常巡检、设备保养、故障处理等内容。
首先要建立完善的运营维护管理体系，明确各项运营维护任务和责任。
日常巡检是运营维护的基础工作，通过对各系统、设备的巡检，及时发现问题并进行处理。
设备保养是确保核电厂长期稳定运行的关键，包括定期保养、预防性维护和设备检修。
对于设备的故障处理，核电厂需要建立健全的故障排除和应急处理机制，以保证故障及时处理，避免事故发生。
二、核电厂的监测与评估核电厂的监测与评估是对核电厂运行状态的全面检查和评估，旨在发现问题并及时采取措施。
监测包括对核电厂各系统、设备的运行状态进行实时监测和记录，以及对辐射环境进行监测。
评估是通过对核电厂的运行数据进行分析，评估核电厂的安全性和经济性，并提出改进建议。
监测与评估需要建立完善的监测系统和评估标准，确保对核电厂的全面监测和评估。
三、核电厂的运行优化核电厂的运行优化是提高核电厂运行效率和经济性的重要手段。
通过对核电厂的运行数据进行分析，找出运行中存在的问题，优化运行模式和参数设定，降低运行成本，提高发电效率。
同时，核电厂还要关注环保要求，减少对环境的影响。
通过运行优化，核电厂能够实现更加安全、稳定和高效的运行，为地区经济和环境可持续发展提供可靠的能源保障。
四、核电厂的技术创新核电厂的技术创新是提高核电厂运行效率和安全性的根本途径。
通过引进先进的技术和设备，提升核电厂设备的性能，提高运行效率。
同时，开展研究与开发新技术，推动核电厂建设和运行管理水平的提升。
技术创新还包括发展先进的监测技术和设备，提高核电厂对运行状态的监测能力，及时发现问题并进行处理。
只有通过不断的技术创新，核电厂才能保持在技术领先地位，确保安全、高效运行。
核电厂总体介绍及发电运行原理共32页
轮
汽轮机疏水系统，
汽轮机调节油系统，
机
汽轮机调节系统，
汽轮机保护系统，
系
汽轮机润滑、盘车系统，
统
汽轮机排汽口喷淋系统， 蒸汽发生器排污系统
化学试剂注射系统等
20
核电厂初级运行
功能 将汽轮机转移的机械能转变成电能，并输送
给电网或提供厂用电；机 系 统
21
组成
发电机
冷却系统：定子冷却水系统、密封油系 统、氢气供应系统、氢气冷却系统
输变电系统：发电机励磁和电压调节系 统、输电系统、同步并网系统、主 开关站-超高压配电装置以及发电机 和输电保护系统等
核电厂初级运行
功能 向凝汽器和电站其他系统提供冷却水，确保 汽轮机凝汽器的有效冷却，将从汽轮机低压
循
汽缸排出的乏汽凝结成水，带出未能转变成
机械能的乏热。
环
水
组成 两条独立冷却回路，各50%的容量；
反应堆安全壳系统
核燃料装换料和贮存系统
核辅助厂房通风系统
柴油发电机组
核电厂初级运行
常规岛将蒸汽发生器中产生的饱和蒸汽送入 汽轮机推动汽轮机转动从而带动与汽轮机相联接 的发电机转动产生电能。
汽轮机系统
常规岛
发电机系统
循环水系统
16
核电厂初级运行
蒸汽和给水加热系统
汽
组成：由汽轮机、凝汽器、凝结水泵、低压
核电厂初级运行
一、核能知识介绍
核反应 核物理学中，原子核在其他粒子的轰击下产生新原子核的过程。
裂变核
在中子轰击下能引起裂变反应的原子核，一般为质量数大的重核(235u)。
裂变能
裂变反应前后所释放出来的能量。在核反应堆内，主要以热能的形式出现。
国家能源局综合司关于印发《核电厂运行性能指标（试行）》的通知
国家能源局综合司关于印发《核电厂运行性能指标
（试行）》的通知
文章属性
•【制定机关】国家能源局
•【公布日期】2019.07.11
•【文号】国能综通核电〔2019〕60号
•【施行日期】2019.07.11
•【效力等级】部门规范性文件
•【时效性】现行有效
•【主题分类】核能及核工业
正文
国家能源局综合司关于印发《核电厂运行性能指标（试
行）》的通知
国能综通核电〔2019〕60号中国核工业集团有限公司、中国广核集团有限公司、国家电力投资集团有限公司、中国华能集团有限公司：
为落实《关于进一步加强核电运行安全管理的指导意见》，完善我国核电厂运行性能指标体系，我局组织制定了《核电厂运行性能指标（试行）》，现印发你们，请遵照执行。
请各核电厂于每月8日前将上月的核电机组运行性能指标数据报送至中国核电发展中心。
2019年1-6月数据于7月31日前统一报送。
特此通知。
附件：核电厂运行性能指标（试行）
国家能源局综合司
2019年7月11日。
核电厂运行概述1
核电厂的正常启动运行分析 压水堆核电厂的正常启动可以分为冷态启动和热 态启动两种。 反应堆冷却剂温度在25-60℃的启动称为冷态启动; 压水堆电厂短时间停闭再启动称为热态启动, 在核电厂建成,堆芯装载燃料后的启动称为初步启动。 启动过程可以分为:换料冷停堆起始状态; 反应堆冷却剂系统充水和排气; 稳压器投入运行; 系统升温升压至工作状态 反应堆达临界; 二回路启动和发电机并网提升功率等六个阶段。
运行规程在运行管理中的地位
运行规程是核安全法规的一个重要组成部分， 是指导安全运行的指导性文件。
核电厂运行文件 管理性文件 P16共24个 技术性文件 ：技术规格书
运行规程图1-故障运行规程 事故规程 行政性控制规程
运行、管理人员的素质与安全文化 核电运行，安全第一。
研究堆的运行特点 运行时堆功率的恒值调节由于研究堆的热能不被 利用，因此从功率调节的意义来说它没有负荷。 堆内的辐照靶件与试验装置对反应堆来说是稳定 的、没有反馈。 反应堆功率稳定时，堆芯及至反射层的中子通量 分布也是基本稳定的。研究堆操作简单运行方便。
重水研究堆的运行 重水研究堆的主要特点是：重水的中子吸收截面 小，可以利用天然铀作燃料。 重水研究堆的运行功率分为4个等级，即加强功 率、大功率、中功率、小功率。不同的运行功率 满足不同的辐照试验要求，也要求不同的运行条 件.
这是指在核动力装置运行寿期内予以 计算一次或数次偏离正常运行的所有运行 过程。由于设计时已采取适当的措施，它 只可能迫使反应堆停闭，不会造成燃料元 件损坏或一回路系统超压，不会导致事故 工况。
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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 ≥176.62. 启动≥0.99 ≤5 ≥176.63. 热备用＜0.99 0 ≥176.64. 热停堆＜0.99 0 176.6＞T avg＞935. 冷停堆＜0.99 0 ≤936. 换料≤0.95 0 ≤606、堆芯寿期内对慢化剂温度系数进行的限制及其原因a.当所有控制棒提出堆外，在燃料循环寿期初，热态零功率下不得为正；b.当所有控制棒提出堆外，在燃料循环寿期末，额定热功率下不得比-57pcm/℃更负。
对慢化剂温度系数的限制是因为：a.寿期初出于安全考虑，保证反应堆慢化剂温度系数为负值。
b.寿期末慢化剂温度系数有限值，主要考虑到此时硼稀释的实际困难.7、控制棒插入限制LCO的原因①保证足够的停堆深度；②展平中子通量密度（功率）分布；③减小弹棒事故的后果。
8、加热升温过程中的注意事项（看几遍即可，选择题，考照时有用）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> 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。
10> 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。
11> 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。
12> 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。
13> 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。
14> 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。
15> 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。
16> 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。
9、反应堆启动时怎么判断反应堆已经达到了临界？接近临界时控制棒的提升速度很慢。
当停止控制棒的提升，源量程通道的中子计数率有稳定的增长率，或反应堆周期仪表有固定的周期显示时，认为反应堆达到了临界。
10、对应于每个事故类型的ORG的组成：①E导则，是每一基本事故类型的总应急导则和入口导则②ES导则，是对导则的补充，为每一基本事故类型提供补充的恢复对策③ECA导则，是应急偶然事件的行动对策。
11、什么是ATWS？ATWS缓解的重要措施有哪些？在发生预期运行瞬变（II类工况，即中频事件）而要求停堆时，由于非特定的电气或机械方面的共模失效，而使控制棒不能插人堆芯。
或：指反应堆发生了预期运行瞬态（II类工况），电厂参数偏离了正常运行工况而要求自动紧急停堆时，控制棒不能落下所造成的未能紧急停堆的事故。
缓解措施：继续给出停堆信号；启动辅助给水，防止蒸汽发生器烧干，保持二次热阱；蒸汽安全阀打开以带出一回路热量；稳压器卸压阀泄压和安全阀降压；操纵员及时下插控制棒或应急加硼。
12、棒控系统的控制线路有那两个？稳压器水位是怎么调节的？棒控制中包括两个线路，即功率失配与温度失配线路。
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。
当L act＜L ref时，增大上充流量，稳压器水位上升；当L act＞L ref时，减小上充流量，稳压器水位下降。
13、蒸汽旁排的控制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T avg-T ref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。
14、核电厂技术规格书一般包括哪几个部分？答：1）定义2）安全限值和安全系统限值的设定3）运行限制条件4）监测要求5）设计特点6）行政管理15、为什么压水堆核电厂选取中间量程(I.R.)指示为1×10-8A作为标准临界点？答：1）此时中子通量水平已经超过中子源强度的两个量级以上，可以不考虑中子源的影响；2）仍然在RCS的加热点之下，可以不考虑慢化剂温度变化的影响。
因此压水堆核电厂通常都选取中间量程（I.R.）指示为1×10-8A作为标准临界点。
16、慢化剂中硼浓度增加了，慢化剂的温度系数如何变化？随着硼浓度的增加，慢化剂温度系数负得越来越少，有可能变为正值。
17、设置超温ΔT（OTΔT）与超功率ΔT（OPΔT）的目的是什么？和哪些参数有关？设置超温温差紧急停堆保护（OTΔT）的目的是：防止在各种压力、功率、冷却剂温度、冷却剂流速和轴向功率分布的组合情况下发生偏离泡核沸腾，避免燃料包壳烧毁。
OTΔT 与冷却剂压力、平均温度、水泵转速、ΔI等因素有关。
随着冷却剂压力的降低、平均温度的升高、水泵转速的降低、ΔI的增加，OTΔT定值减少。
设置超功率温差紧急停堆保护（OPΔT）的目的是：确保在各种可能的超功率情况下燃料保持完整，即燃料芯块无熔化。
OPΔT与冷却剂平均温度、水泵转速、ΔI等因素有关。
随着冷却剂平均温度的升高、水泵转速的降低、ΔI的增加，OPΔT定值减少。
18、什么是最低临界温度？为什么要设置这个温度？最低临界温度：反应堆达临界之前，反应堆冷却剂温度必须大于或等于某一最小值（不同的核电厂略有不同，一般在280℃左右），此温度值称为反应堆最低临界温度。
设置最低临界温度的目的是保证：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。
19、临界条件估算(PPT 73 知道数字加减)状态1 状态2 反应性变化控制棒价值的变化-190 ？？-（-190）硼浓度的价值变化444ppm 425ppm -19×（-11）氙毒的变化-2600 -3200 -600钐毒的变化-685 -690 -5功率亏损-1220 0 122020、为什么要进行热平衡计算？如何计算？答：目的是保证核测量功率与热功率保持一致，以免影响反应堆安全或导致不必要的停堆。
计算依据：能量守恒即：一回路产生的能量=二回路载出的能量一回路的能量=反应堆释热+主泵的能量二回路载出的能量=蒸汽载出的能量-给水返回的能量反应堆释热=蒸汽载出的能量-给水返回的能量-主泵的能量21、如果轴向功率偏差超出运行带时，如何进行纠正？答：1）如果轴向功率偏差偏负，则应加硼，促使控制棒提升，使轴向功率偏差向正的方向移动；2）如果轴向功率偏差偏正，则应稀释硼，促使控制棒下插，使轴向功率偏差向负的方向移动。