核电厂的运行总复习综述
综述核电厂现状及发展以及个人对核电厂的认识和理解
个人对核电厂的认识和理解从上世纪五十年代开始发展的核电到现在为止已经走过了六十多个年头，发展的道路当然是不平坦的，经过三里岛事故和切尔诺贝利核泄漏事件以及近期的日本福岛核泄漏事故，我们都可以看得到，核电拥有的不仅仅是经济、环保等优势，也存在着一定的危险。
下面我们将一起走进世界核电发展史，探讨核电现状，以及本人对于核电的陋见。
（一）、世界核电发展史：第一、高速发展阶段：上世纪６０年代中期至８０年代初，全世界共有２４２个核电机组投入运行，属于“第二代”核电站（上世纪60年代，陆续建设30万千瓦及以上的压水堆、沸水堆、重水堆核电站）。
受石油危机的影响，以及核电的经济性和环保性，核电经历了一个大规模高速发展阶段，鼎盛时期平均每１７天就会有一座新核电站投入运行。
第二、减缓阶段：上世纪８０年代初至本世纪初，１９７９年的美国三里岛核电站事故、１９８６年的苏联切尔诺贝利核泄漏，使得全球核电发展迅速降温。
从这时候开始，人们开始重新评估核电的安全性和经济性。
为确保核电站的安全，世界各国加强了安全设施，制定了更严格的审批制度，我们知道切尔诺贝利核电站会发生如此严重的事故其实和当时的核岛的结构有很大的关系，那时候是缺少安全壳这一结构的。
第三、复苏阶段：２１世纪以来，随着世界经济的复苏、越来越严重的能源危机和对环境的重视，核能凭借其作为清洁能源的优势而重新受到青睐。
同时，经过多年的技术发展，以及安全措施的保证实施，核电的安全可靠性进一步提高，世界核电的发展开始进入复苏期，世界各国制定了积极的核电发展规划，法国核电发电比例甚至达到了80%，欧美各国加快发展核电。
以美国、欧洲、日本为主开发的先进轻水堆核电站，即“第三代”核电站（以美欧开发“先进轻水堆”，美国以AP-1000型为代表），取得重大进展。
（二）中国核电建设历程1983年5月5日签订中法核电合作备忘录，计五条。
主要内容：法国供四座核岛，常规岛英国两套，法选两套，均由法总设计。
核电站运行-复习大纲整理版
第一章绪论1. 压水堆核电厂与化石燃料电厂相比的运行特点。
（1）反应堆临界（2）产生大量放射性物质（3）相当可观的堆芯剩余释热（4）核电厂系统、设备复杂（5）使用饱和蒸汽2. 核电厂载硼运行的特点（好处和代价）。
压水堆核电厂通过调节慢化冷却剂中的硼浓度，可以控制长期缓慢的反应性变化。
好处：对反应性的影响比较均匀，不引起功率分布畸变；大大减少了控制棒的数目，简化了堆的结构。
代价：为保证慢化剂温度系数为负，对温度有限制；增加了化容系统复杂性，并产生含硼酸废液。
3.汽轮机快速降负荷的定义及目的。
定义：当汽轮机接到Runback信号时，汽轮机将以200%满功率/min的负荷变化率降负荷，持续降负荷1.5s (降负荷5%满功率)，等待28.5s后，如果该信号仍存在，则再次快速降负荷5%满功率，直至信号消失。
目的：利用功率控制系统的机制，通过自动降负荷，降低反应堆功率，缓解一、二回路间的矛盾，减少停堆次数，提高核电厂运行的经济性。
4. 核电厂运行工况的分类。
正常运行和运行瞬态；中等频度事件；稀有事故；极限事故5. 核安全文化的概念。
安全文化是存在于单位和个人的种种特性和态度的总和，它建立一种超出一切之上的观念，即核电厂的安全问题由于它的重要性要保证得到应有的重视。
6. 核电厂运行规程的构成。
正常运行规程；故障运行规程；事故规程；行政性控制规程7. 9种运行标准工况（P-T大刀图）和6种运行模式（MODE)。
9种运行标准工况：换料冷停堆；维修冷停堆；正常冷停堆；单液相中间停堆；双相中间停堆；正常中间停堆；热停堆；热备用；功率运行6种运行模式：功率运行，启动，热备用，热停堆，冷停堆，换料第二章核电厂技术规格书1. 术语及定义：动作：是技术规格书的每条规范中在指定条件下所需采取的行动停堆深度：假定最大价值的单束控制棒全部卡在堆外，而其他棒组（包括控制棒组和停堆棒组）全部插入堆内，由此使反应堆处于次临界或从现时状态达到次临界瞬时的反应性总量轴向通量偏差：两部分堆外中子探测器上半部与下半部归一化通量信号的差值(电流信号差△I ) ，可表示为AFD。
核电厂系统综述 PPT
1. 核电厂的系统
2）核电厂的系统“代码”
为表示具体系统所在的“机组”，在三字码前加1位数字1～4 或8、9、0，“1”～“4”表示1～4号机组上的系统，“9”表示 大亚湾及岭澳一期1、2号机的公用系统（如9SKH），“8”表示 岭澳二期3、4号机的公用系统，“0”表示全厂公用的系统（如 0KKK）。
6.6kV－LG*、LH*（0LHZ除外）， 380V－LK*、LL* 220V－LM*、LN*，直流电－LA*、LB*、LC*、LD*
3.常规岛（CI）有关系统
4）其它系统
通风－DVM， 吊装设备－DMM， 照明－DNM 消防系统－JP* 压缩空气－SAT、SAR， 冷却水－SRI、SEN， 取样－SIT， （除盐水）补水－SER， 润滑油传输－SKH， 辅助蒸汽－STR、SVA， 污水－SEO、SEK，饮用水－SEP 循环水（三回路）－CRF
ቤተ መጻሕፍቲ ባይዱ
4.核岛（NI）有关系统
通风－DV*， 吊装设备－DMR、DMN、DMW， 照明－DN*， 泄漏监测－D**、E** 电气（电源）系统－L**（参看上节） 消防系统－JP* 其它公用系统（包括压缩空气、冷却水、取样……）－ S**（参看上节）
5. BOP （Balance of Plant 电站辅助设施）有关系统
以上注“*” 的系统是“部分与质量和核安全相关”系统， 其余是“与质量相关”系统。
3.常规岛（CI）有关系统
2）主机（指汽轮机、发电机）的辅助系统：
汽轮机辅助系统－GSE、GRE、GGR、GFR、GME、GTH 发电机及其辅助系统－GEX、GST、GHE、GRH、GRV
3）电气系统：
输电系统：GSY、GEV 厂用电系统（向电机、仪控供电）：L**
第3章 核电厂正常运行
3.3 反应堆启动至最小功率
3. 3. 1 反应堆启动过程申的几个问题 2. 临界条件的估算（Estimated Critical Condition, ECC） ECC 是进行反应性的平衡计算，是对停堆前的运行工况与现在要启 动的工况的反应性进行比较。 考虑的因素应包括 控制棒位 功率亏损 毒性 硼浓度等
3.小功率
初始keffO=0.9481情况下堆内中子水平不同翻番后的keff值。
3.3 反应堆启动至最小功率
3.3 反应堆启动至最小功率
3. 3. 1 反应堆启动过程申的几个问题 1. 趋近临界的基本原理 控制室操纵员，特别是值班长，可以根据每次提棒完毕后中子计数 变化的情况，而预料到控制棒再提若干步反应堆可达临界，做到心 中有数，这在启动过程中是很有实际意义的。 l/M 外推法的优点是可以得到一条完整的计数特性曲线，但外推过程 中容易出现误差，直接影响到外推结果。
3.3 反应堆启动至最小功率
3. 3. 1 反应堆启动过程申的几个问题 4. 临界点的选取 当核仪表中间量程的功率表读数在10-10A(I.R.)左右时，如果此时超临界 有周期，也是内含外中子源的周期。中子源的影响必须要考虑。所以， 人为规定在中间量程功率表指示在1×10-8A(I.R.)并稳定不动时为临界点。 规定1×10-8A(I.R.)为临界点的原因 此时堆内中子水平已经高上2 个量级了，堆中子的作用明显覆盖了源 中子的影响。 功率为10-8A(I.R.)堆内平均温度没变化，仍是常数，如果功率继续上升， 堆内平均温度将有所上升，须考虑反应性的温度效应。
3.2 核电厂加热升温
3. 2. 1 初始条件 6. SIS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
核电厂运行概述3
4、安注系统(SIS)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；
5、反应堆补给水系统 补水、浓硼箱水位等
运行操作 P45-47
运行操纵的步骤: 一、启动前系统的检查与准备 二、核动力冷启动运行操纵过程 三、核动力冷启动过程中电加热升 温升压运行操纵 四、临界过渡 五、提升反应堆功率的运行操纵 六、带负荷、发电并网
化学与容积控制系统(CVCS)
·化容系统上充、下泄处于正常运行， 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0．16 MPa。
余热排出系统(RHRS)
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 冷却剂系统的温度在60℃左右。
核电厂加热升温
初始条件 1．反应堆冷却剂系统(RCS) ．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～ 0．689 MPa(表压)； ．反应堆冷却剂泵处于可运行状态。
核电厂运行概述 （3）
第三章 核电厂正常运行
核电厂加热升温 反应堆启动 功率运行 停堆
核电站运行状态
冷启堆 启堆运行 停闭 热启堆 稳定工况 改变工况 冷停堆 热停堆 事故停堆
正常运行 运行状态
功率运行
停堆运行 运行状态
异常工况运行 非正常运行 事故工况运行
AP1000电厂运行原理
从冷停堆模式开始，经加热升温， 达到热停堆模式，开堆趋近临界，汽 轮机暖机升速并网带负荷，直至满功 率稳定功率运行模式。然后再逆过程 返回直至核电厂再处于冷停堆模式。
压水堆核电厂运行复习资料
压水堆核电厂运行复习资料1、核电厂构成三个部分：核岛、常规岛、配套设施。
2、核电厂工作原理：U235裂变产生的热量传给一回路冷却剂，再通过蒸汽发生器传给二回路产生蒸汽，在二回路转为动能，由汽轮机传给发电机产生电流，供给用户。
3、稳压器功能：压力控制，使一回路压力波动限制在小数值范围；压力保护，当某种事故引起一回路压力急剧升高，安全阀组能提供压力保护；升压、降压、除气、水位调节4、目前采用电加热式稳压器。
5、蒸发器的三个功能：一回路冷却剂将核蒸汽供应系统的热量传给二回路给水；使二回路产生一定压力，一定温度和一定干度蒸汽的热交换设备。
6、一回路冷却系统主要参数：出口，310~330；入口，288~300，一般温升30~40，300MW的电功率时环路流量：15000~24000t/h。
7、反应堆本体结构：压力容器；反应堆堆芯；上下部堆内构件；控制棒组件及其驱动结构▲8、稳压器卸压箱结构个功能：功能：凝结和冷却当稳压器过压时，通过安全阀组排放到卸压箱的蒸汽，防止一回路冷却剂对反应堆安全壳可能造成的污染；结构：一个卧式低压容器在它筒体的上部为氮气空间，但装有一组喷雾器，筒体的底部沿轴线方向装有一根鼓泡管。
▲9、一回路主要功能：又称压水堆冷却剂系统，功用是由冷却剂将堆芯中因核裂变产生的热量传输给蒸汽动力装置冷却堆芯，防止燃料元件烧毁。
▲10、压水堆中冷却剂：除盐除氧的含硼水。
▲11、可燃毒物组件只在第一炉料时使用，新的反应堆装入第一炉燃料时，装入它，补偿掉一部分过剩反应性。
▲12、压力容器泄漏的探测主要用温度测量。
▲13、蒸发器水位就是冷柱的水位。
▲14、稳压器的顶端喷雾器的作用是降温降压。
15、连续喷淋作用：一，保持稳压器内水的温度与化学成分的均匀性；二，限制大流量喷淋启动时对管道的热冲击。
16、稳压器泄压箱作用：同8。
▲17、压水堆稳压器中水位随一回路的平均温度的变化而变化。
▲18、压力变化给系统带来的影响：一，压力过大，一回路处于不允许的应力下，某一管道可能破裂造成失水事故；二，压力过低，水将大量汽化，导致燃料与水热交换不良，燃料温度升高，致使包壳破裂，燃料融化。
核电厂二回路主要知识点复习总结
20. 汽动给水泵所配小汽轮机的驱动汽源
刚启动时使用新蒸汽，正常时使用来自汽水分离再热器的再热蒸汽
21. 辅助冷却水系统的功能
为常规岛闭路冷却水系统（SRI）的冷却器和冷凝器真空系统（CVI）的冷却器提供过滤的冷却水
快速开启是指收到快开信号时，阀门快速全开，这是为适应在瞬态工况下蒸汽排放的需求而设置的。四组阀都具有快开功能，而且快开信号优于调制开启信号
总结下来即，调制开，按调压，测温要求开到一定方式；快开，事故触发全开
排放顺序
1、 0-18% ，排凝汽器1组3阀依次开
2、 18-36% ，排凝汽器2组3阀同时开
24. 循环水处理系统的功能
通过电解水产生次氯酸钠溶液，用于保护与海水接触的系统设备不受氯化物和海洋生物污染
25. 汽分离再热器的功能
除去高压缸排气中约98%的水分；提高进入低压缸的蒸气温度，使之成为过热蒸气
26. 汽水分离再热器的疏水
A 汽水分离器分离出来的水汇集在MSR壳体底部，通过疏水泵送往除氧器或冷凝器（故障时）
二回路主要知识点复习
一、最重要知识点
1. 简述汽轮机保护系统的基本工作原理（描述机械脱扣信号和电气脱扣信号，这两类跳闸信号实现阀门关闭的路径）。
答：汽轮机保护系统通过两个并联的紧急脱扣阀和安装在阀门操作装置顶部的卸压电磁阀实现在事故工况下切断供向汽轮机蒸气阀门操作机构的动力油，从而达到保护功能。
B 压力控制模式，以蒸气母管压力作偏差信号，该模式用于低负荷且反应堆处于手动控制状态（稳定气压）
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。
- 1、下载文档前请自行甄别文档内容的完整性，平台不提供额外的编辑、内容补充、找答案等附加服务。
- 2、"仅部分预览"的文档,不可在线预览部分如存在完整性等问题,可反馈申请退款(可完整预览的文档不适用该条件!)。
- 3、如文档侵犯您的权益，请联系客服反馈,我们会尽快为您处理(人工客服工作时间：9:00-18:30)。
乏燃料水池冷却回路
乏燃料水池净化回路 乏燃料水池撇沫回路
反应堆水池净化回路
反应堆水池撇沫回路
1 充水、排水回路
2 冷却回路
正常情况下，由RRA来冷却； 换料时，RCP打开，RRA不可用， 由PTR偶数系列应急冷却。
3 净化回路
反应堆压力容器开盖及水池充 水时，通过RRA送至RCV或硼回 收系统的净化单元去处理； 反应堆水池满水后，用 PTR005PO进行循环过滤。
3.5反应堆水池和乏燃料水池冷却和处理系统
3.5.1 系统的功能
对反应堆水池和乏燃料水池进行冷却、净化、充水和排水
冷却功能 净化功能 充排水功能 为安全注入系统和安全壳喷淋系统贮存必要的硼水
3.5.2
系统的流程
反应堆水池充/排水回路 反应堆水池冷却回路
乏燃料水池充/排水回路
除去高压缸排汽中约98%的水分；
加热高压缸排汽，提高进入低压缸蒸汽的温度，使
其具有一定的过热度。
4.4
系统功能
汽机轴封系统（CET）
对主汽轮机、给水泵汽轮机和蒸汽阀杆提供密封，用 以防止空气进入和蒸汽外漏
4.2 汽轮机旁路排放系统(GCT)
4.2.1 系统功能
在机组启动时，与RCP配合，导出反应堆多余的热量，
以维持一回路的温度和压力
在热停堆和停堆冷却的最初阶段，排出主泵运转和裂
变产物衰变所产生的热量，直至余热排出系统投运
汽轮发电机组突然降负荷或汽轮机脱扣时，排走蒸汽
发生器内产生的过量蒸汽，避免蒸汽发生器超压
2、存在旁流
由环腔直接流出压力容器出口（1.25%）
通过堆芯围板向上旁流（0.5%）
流经压力容器顶盖（0.25%）
3、泄漏的探测
主要用温度测量 内密封泄漏时，关闭3VP，由外密封起保护作用 外密封泄漏的探测方法是：水蒸气漏逸、硼的沉积
2.3
2.4 2.5
蒸汽发生器
主泵 稳压器
2.6
压水堆核电厂的运行
第二章
2.1
2.2
2.2.1
一回路主系统和设备
一回路主系统 压水反应堆
堆芯 下部堆内构件 上部堆内构件 压力容器 控制棒驱动机构 运行中的问题
2.2.2 2.2.3 2.2.4 2.2.5 2.2.6
2.2.6 运行中的问题
1、冷却剂的流程
压力容器进口 压力容器和堆芯吊篮环腔向下 堆芯支撑板、堆芯下栅格板 压力容器下封头 向上经堆芯升温后由上栅格板流出 压力容器出口
4 撇沫回路
3.6 重要厂用水系统
3.6.1 系统功能பைடு நூலகம்
为设备冷却水提供冷却,将RRI的热负荷输送到海水中。
3.6.2
系统的组成
• 海水过滤系统-两台并联的SEC泵-SEC管道-水生物 捕集器-两台并联的RRI/SEC热交换器-SEC集水坑-排水 管 • 开式循环系统，流动工质为海水； • 每台机组有相互独立的A、B两个系列，两个系列的 设备和流程基本相同。
2.6.1
一回路运行
一回路运行参数的测量
1、温度测量
每个环路的旁路管线上
热段：互成120度的三个取样管嘴 冷断：主泵出口处一个取样管嘴
反应堆启动和冷停闭时，在主回路直接测量冷热断温度
2、压力测量
在冷却剂系统与余热排出系统 连接管线上
3、流量测量
每个环路在蒸发器出口有三个测量点 在测温旁路管线上
2.6.2
3.3
系统功能
冷却功能
设备冷却水系统
为核岛内需要冷却的设备提供除盐冷却水，将热负 荷通过重要厂用水系统SEC传到海水中。
隔离作用
作为隔离核岛设备与冷却海水的屏障，既可避免放 射性流体不可控地释放到海水中污染环境，又可防 止海水对核岛各换热器的腐蚀 。
3.4
3.4.1
反应堆硼和水补给系统
二回路系统和设备
4.1
系统功能
主蒸汽系统(VVP)
将蒸汽发生器产生的主蒸汽输送到下列设备和系统： 汽轮机高压缸 汽水分离再热器（GSS） 除氧器（ADG） 两台汽动主给水泵汽轮机（APP） 汽动辅助给水泵汽轮机（ASG） 蒸汽旁路排放系统（GCT） 汽轮机轴封系统（CET） 辅助蒸汽转换器（STR）
系统功能
提供除盐除氧硼水，以保证RCV系统的容积控制功能； 注入联氨、氢氧化锂等药品，以保证RCV系统的化学控 制功能； 提供硼酸溶液和除盐除氧水，以保证RCV系统的反应性 控制功能。
3.4.2
系统运行
补给的操作方式
稀释 关闭065VB，隔离硼酸补给管线，只补充除盐除氧水 硼化 关闭016VD，隔离除盐除氧水补给管线，只补充硼酸溶液 自动补给 容控箱水位低，自动补充与冷却剂当前硼浓度相同的硼酸 溶液 手动补给 为换料水箱初始充水及补水，或提高容控箱水位，由操纵 员控制除盐除氧水和硼酸溶液的流量
松动部件的监测
1、松动部件声监测系统
堆运行时监测零件松动情况并确定其位置，由信号 采集部分、信号处理部分、信号显示部分、信号监测 部分、系统刻度刻度部分组成
2、系统的投运
首次启动录取本底噪声后，才可用作监测
2.6.3
管道系统采用LBB技术
破裂前，泄漏量已可监测出来
第三章
3.1
3.1.1
一回路主要辅助系统
化学与容积控制系统
系统的功能
容积控制 化学控制
反应性控制（中子毒物控制）
3.1.2
下泄回路
系统的流程
净化回路
上充回路 轴封回路
过剩下泄
低压下泄 除硼管线
3.2
系统功能
余热排出系统
反应堆停堆过程中，一回路温度降到180℃以 下，压力降到3MPa以下时，用于排出堆芯余热、一 回路冷却剂和设备的释热以及运行的主泵在一回路 中产生的热量。
2 G C T a 控制原理（向大气排放）
根据主蒸汽管线压力测量值与整定值的偏差信号经调 节器进行控制
4.3
系统功能
汽水分离再热器系统(GSS)
在高压缸、低压缸之间设置汽水分离再热器，其 目的是为了降低低压缸内的湿度，改善汽轮机的工 作条件，提高汽轮机的相对内效率，防止和减少湿 蒸汽对汽轮机零部件的腐蚀、浸蚀作用。
4.2.2 系统的控制原理
1 G C T c 控制原理（向冷凝器和除氧器排放）
平均温度控制模式
用一回路平均温度实测值与其整定值之差及最终功率 整定值与汽轮机负荷偏差作为信号，使各组排放阀开启 用于高负荷且反应堆处于自动控制状态
压力控制模式
用蒸汽母管压力测量值与整定值之差作为信号，使各 组排放阀开启 用于低负荷且反应堆处于手动棒位控制状态