核电厂运行概论 第一章
运行概论1
燃料包壳
一回路压 力边界
安全壳
核电厂安全的关键是: 确保三道屏障的完整性
停堆后、大修中的辐射防护要求
6
1.3 相当可观的堆芯剩余释热
停堆后堆芯内（燃料内）仍有剩余裂变发热和衰 变热（见下图） 冷却时间较长 停堆后的冷却 乏燃料池的冷却（福岛第一核电厂4#机）
7
专设安全设施系统功用
核电站设置专设安全设施，其目的是在设
3
1979年3月28日，美国三哩岛核电站2号机组满功率运行。 凌晨4点，主给水系统失去运行，汽轮机停机，辅助给水系统未 能投入运行，反应堆主系统稳压器卸压阀PORV开启，反应堆停 堆。当主系统压力下降后，卸压阀未能关闭（卡开），导致主系 统冷却剂不断泄漏达2个半小时。
高压安注系统自动动作，但注射流量被人为限制。稳压器失 去控制功能，堆腔上部形成蒸汽。由于所有主泵停止运行，卸压 阀不能关闭，堆芯失去了所有有效地冷却手段，堆芯过热，锆合 金包壳与蒸汽发生化学反应，产生氢气气泡，堆芯熔化。
(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37.7℃/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(变化量最大一次可达±10％满功率); • 负荷线性变化(变化率最大为±５％满功率/min); • 甩负荷(最高可甩掉全部负荷)。
运行概论
第一部分
三哩岛核事故概况
12天后，1979年3月28日——一个值得核电从业人 员永远记住的日子，发生了美国核电史上最为严重 的核事故——三哩岛事故。这是一个1978年3月28日 首次临界的新堆,在美国宾夕法尼亚州萨斯奎哈河三 哩岛核电站，发生了美国核电史上最为严重的核事 故。该事故导致堆芯熔化，大量放射性物质泄漏至 安全壳，少部分放射性物质泄漏到周围环境中。
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。
教材N1-核电系统基本知识
第一章核电系统基本知识第一节核裂变与核电厂基本介绍能源是一个国家发展农业、工业、国防、科学技术和提高人民生活水平的重要物质基础。
随着我国国民经济的快速发展，能源供应的短缺和化石燃料的污染问题正在成为制约我国经济、社会和环境可持续发展的一个瓶颈。
目前人类的能源结构还是以化石燃料为主，但化石燃料的储量是有限的，因此开发新能源是人类生存与发展的需要，也是社会经济发展的需要。
在这个背景下，核能日渐成为人类使用的重要能源，核电也逐步成为电力工业的重要组成部分。
同时，由于核电不造成大气的污染和二氧化碳的排放，在人们越来越重视环境保护、温室效应和气候变化的形势下，积极推进核电建设已经成为我国能源建设的一项重要政策。
一、原子核与核能世界上的一切物质都是由带正电的原子核和绕原子核旋转的带负电的电子构成的。
原子核包括质子和中子，质子数决定了该原子属于何种元素；质子数和中子数之和决定了该原子属于何种核素。
如一个铀-235原子是由92个质子与143个中子组成的原子核和92个电子构成的；而一个铀-238原子是由92个质子与146个中子组成和92个电子构成的；铀-235和铀-238都属于铀元素，但为不同的核素。
原子核在原子里只占极小的位置，如果把原子看作是我们生活的地球，那么原子核就相当于一个乒乓球的大小。
虽然原子核的体积很小，但在一定条件下它却能释放出惊人的能量—核能。
核能的获得的途径主要有两种，即重核裂变与轻核聚变。
重核裂变重核裂变是指一个重原子核，分裂成两个或多个中等原子量的原子核，引起链式反应，从而释放出巨大的能量。
例如，当用一个中子轰击U-235的原子核时，它就会分裂成两个质量较小的原子核，同时产生2－3个中子和β、γ等射线，并释放出约200兆电子伏特的能量，见图1－1。
如果再有一个新产生的中子去轰击另一个铀-235原子核，便引起新的裂变。
以此类推，裂变反应不断地持续下去，从而形成了裂变链式反应，与此同时，核能也连续不断地释放出来。
核电厂系统及设备课程设计
第一章概论1.1 国际国内核电概况能源是社会和经济发展的基础，是人类生活和生产的要素。
随着社会的发展，能源的需求也在不断扩大。
从能源供应结构方面看，目前世界上消耗的能源主要来自煤、石油、天然气。
此类能源为不可再生能源，且在作为能源利用的过程中，对生态环境造成污染。
对于煤、石油、天然气来说，它们还是很好的化工原料，应用于化工生产过程中，能够创造出更大的效益。
核能不仅单位能量大，而且资源丰富。
地球上蕴藏的铀矿和钍矿资源相当于有机燃料的几十倍。
如果进一步实现受控核聚变，并从海水中提取氚加以利用，就会根本上解决能源供应的矛盾。
我国秦山三期为重水堆，秦山一期、二期，大亚湾，岭澳，田湾均为压水堆。
其他国家在运行的核电机组主要有轻水堆(PWR、BWR)、改进型气冷堆(AGR)、高温气冷堆(HTGR)、CANDU重水堆和金属冷却快种子增殖堆（LMFBR) 。
我国在建核电厂有三门核电站、阳江核电站、台山核电站、福建省宁德核电站、福建省福清核电站、山东省华能石岛湾核电厂、华辽宁省红沿河核电厂、湖南省桃花江核电站、广西省防城港核电站等。
1.1.1 人类能源结构三次重大的演变：18世纪60年代：煤炭逐步替代了木柴；20世纪20年代：煤炭转向石油和天然气；20世纪70年代：石油、天然气，煤，核能和再生能源等多种能源结构；21世纪主要能源：核能1.1.2 世界核电的发展大体可分为四个阶段。
1954～1960年：试验阶段；1961～1969年：实用化阶段；1969年至二十世纪70年代末：大发展阶段；二十世纪80年代至二十世纪末：低潮阶段；二十一世纪开始：复苏阶段1.1.3 2009年底世界核电统计全球运行中的核电机组： 436座净输出容量： 369321MW正在兴建的机组： 56座净输出容量： 51727MW主要堆型：轻水堆（PWR、BWR）、改进型气冷堆（AGR）、高温气冷堆（HTGR）、CANDU重水堆和液态金属冷却快中子增值堆（LMFBR）1.2.4 2009年底中国核电统计中国（大陆）运行中的核电机组： 11座净输出容量： 8438MW正在兴建的机组： 20座净输出容量： 19920MW中国（台湾）运行中的核电机组： 6座净输出容量： 4949MW正在兴建的机组： 2座净输出容量： 2600MW主要堆型：轻水堆（PWR）、重水堆1.2我国的能源形势，能源政策我国一次能源分布极不均匀，70%的煤炭资源分布在西北地区，水电资源主要分布在西南、西北地区，而经济发达的东南沿海地区，煤炭资源仅占全国的1%，水电资源不足6%。
核电站运行-复习大纲
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〕反响堆临界〔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、设备简单〔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整慢化冷却剂中的硼浓度，可以把握长期缓慢的反响性变化。
好处：对反响性的影响比较均匀，不引起功率分布畸变；大大削减了把握棒的数目，简化了堆的构造。
代价：为保证慢化剂温度系数为负，对温度有限制；增加了化容系统简单性，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，假设该信号仍存在，则再次快速降负荷5%满功率，直至信号消逝。
目的：利用功率把握系统的机制，通过自动降负荷，降低反响堆功率，缓解一、二回路间的冲突，削减停堆次数，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；中等频度大事；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；行政性把握规程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；修理冷停堆；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，换料其次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标准中在指定条件下所需实行的行动停堆深度：假定最大价值的单束把握棒全部卡在堆外，而其他棒组〔包括把握棒组和停堆棒组〕全部插入堆内，由此使反响堆处于次临界或从现时状态到达次临界瞬时的反响性总量轴向通量偏差：两局部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。
核电站概论讲稿
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核电站概论讲稿第一章绪论世界电力工业回顾我国电力工业现状世界核电发展与现状我国核电发展与现状核电基本知识一,世界电力工业回顾电力工业起源于 10 世纪后期. 1875 年世界上第一台火力发电机组建于巴黎北火车站的直流发电机,用于照明供电. 1904 年意大利试验地热发电成功. 1912 年德国建成世界第一座潮汐电站. 1920 年前苏联建成第一座热电站. 1925 年美国制成世界第一台 100MW 汽轮发电机组. 1929 年美国建成第一座抽水蓄能电站,7000kW. 1954 年,原苏联建成世界第一座核电站并网发电 1957 年美国安装第一台超临界火力发电机组(31MPa,621/566/566,125MW) . 1970 年法国制成世界第一台燃气蒸汽联合循环发电机组. 1991 年世界最大水电站--巴西/巴拉圭的伊泰普水电站建成,12600MW. 1998 年12 月, 世界最大燃气联合循环电站--香港龙鼓滩电站 (8×320MW) 一期工程 , (6×320MW) 建成投产. 1999 年世界发电量的分类构成水电 17.5% 煤电 38.1% 气电 17.1% 油电8.5% 核电 17.2% 其他 1.6% 合计 100.0% 14764(亿 KW.h) 世界发电分类构成图. 装机容量前十位的构成情况. 二,我国电力工业发展与现状 1882 年 7 月 26 日下午 7 时,上海外滩至虹口的 6.4 公里电线上也亮起了 15 盏电灯,标志着中国电力工业从这里起步. (从美国引进 16 马力蒸汽机发电) 中国电力工业至今 2000 年已有 123 年的历史.1949 年以前的 67 年中,发展极其缓慢,到 1949 年底, 全国发电装机容量仅有 185 万 kW, 年发电量43 亿 kW.h(人均年用电量仅为 7.94 千瓦时), 分别居世界第 21 位和第 25 位. 新中国成立后,电力工业得到了迅速发展,至 2004 年底发电装机容量达 4.4 亿 kW,仅次于美国的8.9 亿 kW;年发电量达 21870 亿 kW.h,均居世界第 2 位.我国火电设备生产历程1955 年6MW,3.4MPa,435℃(上汽)--中压机组 1957 年12MW,3.4MPa,435℃ --中压机组 1959 年25(50)MW,3.4MPa,435℃ --中压机组 1962 年50(100)MW,8.8MPa,535/535℃--高压机组1969 年125(200)MW,13.2MPa,535/535℃--超高压组1971 年300MW,16.2MPa,535/535℃ --亚临界机组 1985 年300(600)MW,16.7MPa,538/538℃ --亚临界机组 2002 年600MW,24.2MPa,538/566℃ --超临界机组现正研制 1000MW 级的超临界机组我国电力工业与国外差距电气化程度很低 2001 年我国人均装机 0.265 kW,人均用电量只有 1150.42 kWh,为世界平均值的 1/3,居世界 80 位之后,大约是加拿大的 1/20,美国的 1/14,法国的 1/8,还有 6000 万人左右没有用上电; 技术水平还不高,供电煤耗高 2001 年为 385 g/(kW.h), 约比世界先进水平相差 40～50 g/(kW.h). 而且煤耗下降的速度也很慢,原计划每 10 年下降 50 g/(kW.h),但 7 年只下降了 15 g/(kW.h),未能完成原计划目标. 电源结构不合理,火电装机占发电装机总容量的 73%左右(发电量占 78%以上);而水电比重偏小,装机只占 24.8%,水电发电量多年来只占 17%～18%;核电比重则更小,装机和发电量都不到 2%. 电网薄弱,供电可靠性差 ; 实现可持续发展环境问题压力大 ,2020 年我国将超过美国成为最大的二氧化碳排放国.世界电力生产结构三,世界核电现状自从 1954 年苏联第一座 5 MW 试验性核电厂投入运行以来,核电在许多国家和地区已承担基本负荷, 目前世界上 30 多个国家己运行核电机组 441 座, 总装机容量 3.6W 亿 KW, 核电已占世界总发电量的 20% 左右. 从已运行的核电站装机容量来看美国居首位,装机容量占全世界的四分之一,其次是法国,日本,德国和俄罗斯.从发展速度来看法国,日本和韩国保持着较高的发展速度,目前法国核能发电量已占总发电量的 80%. 预计到 2030 年,世界核电站总数将达到 1000 座,核发电量将占总发电量的三分之一 ,可以预期在相当长一段时期内核电将成为电力工业的支柱. 核电主要发达国家核电比例法国和立陶宛核电比例高于 75%. 比利时,瑞典,乌克兰,韩国等为 40~60%. 德国,芬兰,英国等为 20~30%. 美国,俄罗斯,加拿大等为 10~20%. 中国目前为 2%.四,核电发展简史1,试验,示范阶段;1951 年 12 月 20 日美国利用它的第一座"增殖一号'快堆生产的高温蒸汽带动发电机发出了 200 千瓦的电.这是人类第一次利用核能发出的电力.当然,这只是试验性的发电.世界上第一座核电站是由苏联于 1954 年 6 月 27 日建成和并网发电的奥伯宁斯克核电站,其电功率为5000 千瓦.从此核电站便在世界各地蓬勃发展起来.经过多年努力,核电站的研制与发展走过了试验,示范和商业推广的过程. 核电商业化出现高潮的时期; 2,核电商业化出现高潮的时期; 从六十年代初到七十年代初这十年间,是核电在全世界逢勃发展的黄金时代.五十年代只有苏,美, 英三国建成核电站,到六十年代则增加到 8 个国家.六十年代初,世界核电装机容量仅为 85 万千瓦,到了七十年代初便上升到 1892.7 万千瓦.1976 年世界核电装机容量突破 1 亿千瓦.到了 1998 年底,世界上已有 32 个国家和地区相继建成了 437 座核电站,装机容量约为 3.6 亿千瓦.世界 17 个国家与地区正在建造着 39 台核电机组,总装机容量0.316 亿千瓦.计划建造的还有 100 余座,总计 600 座核电站全部建成后装机容量可达 5 亿千瓦,发电量约占当时世界发电总量的 20%左右.总的讲,在多数工业发达国家中核电的比重不断增长. 3,核电建设规模收缩与滞缓时期; 到七十年代中期核电发展势头开始缓慢下来,从 1979 年开始,核电经历了十年迟缓发展阶段.主要原因是 1973 年和 1979 年两次石油危机的打击, 使世界经济发展速度减慢, 工业发达国家经济增长速度由 7% 减慢到 3%以下.使得许多工业国能源过剩,迫使原先制订的大规模发展核电的计划要大大削减.例如, 在七十年代后期,美国就取消了 100 多个电站(包括火电,核电)的订货.另外两次核电站事故也给公众心理投下阴影,给反核势力造成可乘之机,也是原因之一. 4,复苏之前的过渡阶段. 经过近几年来的认真,冷静的思考和分析,人们依然认为,核电不论在经济上还是对环境的影响上仍有明显优势,在今后数十年内,核电将会继续得到发展.据国际原子能机构统计和预测,21 世纪初,将有 58 个国家和地区建造核电站,电站总数将达到 l000 座,装机容量可达 8 亿千瓦左右,核发电量将占总发电量的 35%以上.现在继续坚持要发展核电的国家有法国,英国,日本,美国,前苏联,韩国,比利时,荷兰,印度,捷克等.一些发展中国家,中国,古巴,伊朗,巴基斯坦,罗马尼亚,墨西哥等都在开始建造或陆续建造核电站.但也有一些国家,如瑞典,瑞士,意大利,奥地利,南斯拉夫等,他们决定不继续发展核电,有的还要关闭已有的核电站.五,我国核电发展与现状我国自行设计建造的第一座核电站——秦山 30 万千瓦核电站(图) ,1991 年 12 月 15 日并网发电来. 从法国引进电功率为 2×90 万千瓦的广东大亚湾核电站,于 1993 年投入运行,两座机组年发电量可达 100 亿度. 2000 年,向巴基斯坦出口的恰希玛核电站,电功率为 30 万千瓦. 广东岭澳两座 90 万千瓦级核电站于 2002-2003 年分别投入运行.秦山二期(图)二座 60 万千瓦自行设计建造的商用核电站已于 2002-2003 年分别投入运行. 五,我国核电发展与现状从加拿大引进的秦山三期二座电功率为 70 万千瓦的重水堆核电机组也已于 2002-2003 年分别投入运行. 目前,正在建设的江苏田湾两座电功率 100 万千瓦的核电站,预计到 2005 年可投入运行.因此到 2005 年我国核电运行容量可达 870万千瓦. 根据国家和地方省级核电规划,在 2010-2020 年山东省海阳,广东省岭澳,浙江省三门以及福建,江西和安徽等省均计划建造百万千瓦级核电站.国家计划到 2020 年核电装机容量将达 3200 万千瓦(20 多座 ) ;将核电占全国总体发电量的比例从目前的大约 2%提高到 4%左右 .我国目前运行和在建的核电站我国为什么要发展核电呢? 我国为什么要发展核电呢? 1.煤炭资源有限,不可能作为长期主要能源; 我国目前能源生产中,煤占 74%.由于我国煤炭资源丰富,在今后一段时间内,煤仍将是我国主要能源.我国煤的地质储量为 4 万亿吨,但按世界能源会议标准来估计,我国煤的经济可采储量约 2000 多亿吨. 据估计,到2050 年,随着人口增长和经济发展,我国能源消耗将达到目前水平的五倍左右,如果维持我国煤的消耗占总能耗的 70%水平估算,则 2050 年煤的年消耗量将达 50 亿吨.这样,到下世纪 60 年代,我国可以经济开采的煤将会开采完毕.因此,我国要长期以煤为主要能源,显然是不可能的. 2.煤的运输量大,由煤造成的运输紧张状况不可能解决 ; 我国煤炭资源分布不均,大量集中在山西,陕西,内蒙古自治区.而东部沿海经济发达地区缺乏常规能源.因此,西煤东运,北煤南运是长期以来困扰我国经济建设的重要问题之一.目前煤的运输已占我国铁路货运量的 40%. 到下一世纪初,以吨公里计算的煤运输量将增加 4-5 倍,即使加紧修建铁路,运输问题也是难以解决的.由于这一限制,煤的消耗量不可能达到每年 50 亿吨,只可能保持在 30 亿吨以内. 3.煤炭的污染严重,我国的环境将无法承受 ; 煤炭燃烧对环境的污染比石油,天然气严重得多.目前我国燃煤每年排入大气的烟尘约 2300 万吨, 二氧化硫 1460 万吨, 给环境造成严重污染. 据世界环境系统监测报告, 个国家的城市中, 1980-1984 41 在的五年里,大气中颗粒物平均浓度,沈阳第二,西安第三,北京第五,上海第九,广州第十.即前十名中我国占五席.如果到 2050 年我国燃煤达 50 亿吨,而 1988 年全世界煤炭产量仅为 48.4 亿吨.这就是说,到 2050年,相当于把 1988 年全世界出产的煤炭全部集中在中国 960 万平方公里的大地上燃烧,那样我国将不可避免地成为墨盒子和黑盒子,我国的环境将无法承受. 4.煤是-种重要的不可再生的化工原料; 煤是-种重要的不可再生的化工原料,随着煤炭大量燃烧,资源将越来越少,价格也就日益昂贵.如果仅将煤炭付之一炬,不但污染环境,而且在经济上造成难以弥补的损失. 六,核电基本知识 1.什么是核能世界上一切物质都是由原子构成的,原子又是由原子核和它周围的电子构成的.轻原子核的融合和重原子核的分裂都能放出能量,分别称为核聚变能和核裂变能,简称核能.当一个中子轰击铀-235 原子核时,这个原子核能分裂成两个较轻的原子核,同时产生 2 到 3 个中了和射线,并放出能量.如果新产生的中子又打中另一个铀-235 原子核,硬引起新的裂变.在链式反应中, 能量会源源不断地释放出来.即1 千克铀-235 全部裂变放出的能量相当于 2700 吨标准煤燃烧放出的能量.2,核能的优点核能是地球上储量最丰富的能源,又是高度浓集的能源; 核电是清洁的能源,有利于保护环境; 核电的经济性优于火电; 以核燃料代替煤和石油,有利于资源的合理利用.3,什么是核电站核电站是实现核裂变能转变为电能的装置.它与火电站最主要的不同是蒸汽供应系统.核电站利用核能产生蒸汽的系统称为"核蒸汽供应系统",这个系统通过核燃料的核裂变能加热外回路的水来产生蒸汽.从原理上讲,核电站实现了核能-热能-电能的能量转换. 从设备方面讲,核电站的反应堆和蒸汽发生器起到了相当于火电站的化石燃料和锅炉的作用.课堂作业1,核能的优点是什么?第二章核电站工作原理及系统组成一,核电站工作原理 1,什么叫核电站? 核电站就是利用一座或若干座动力反应堆所产生的热能来发电或发电兼供热的动力设施.反应堆是核电站的关键设备,链式裂变反应就在其中进行. 将原子核裂变释放的核能转换成热能,再转变为电能的系统和设施,通常称为核电站. 2,核电站工作原理核电厂用的燃料是铀.用铀制成的核燃料在"反应堆"的设备内发生裂变而产生大量热能,再用处于高压力下的水把热能带出,在蒸汽发生器内产生蒸汽,蒸汽推动汽轮机带着发电机一起旋转,电就源源不断地产生出来,并通过电网送到四面八方.核电站工作流程原理 1 ;图 2 二,核电站类型目前世界上核电站常用的反应堆有压水堆,沸水堆,重水堆和改进型气冷堆以及快堆等.但用的最广泛的是压水反应堆.压水反应堆是以普通水作冷却剂和慢化剂,它是从军用堆基础上发展起来的最成熟,最成功的动力堆堆型. 压水堆核电站占全世界核电总容量的 60%以上. 1,压水堆核电站以压水堆为热源的核电站.图它主要由核岛和常规岛组成. 压水堆核电站核岛中的四大部件是蒸汽发生器,稳压器,主泵和堆芯. 在核岛中的系统设备主要有压水堆本体,一回路系统,以及为支持一回路系统正常运行和保证反应堆安全而设置的辅助系统.常规岛主要包括汽轮机组及二回等系统,其形式与常规火电厂类似. 2,沸水堆核电站以沸水堆为热源的核电站.图沸水堆是以沸腾轻水为慢化剂和冷却剂并在反应堆压力容器内直接产生饱和蒸汽的动力堆. 沸水堆与压水堆同属轻水堆,都具有结构紧凑,安全可靠,建造费用低和负荷跟随能力强等优点.它们都需使用低富集铀作燃料. 沸水堆核电站系统有:主系统(包括反应堆) ;蒸汽-给水系统;反应堆辅助系统等. 3,重水堆核电站图以重水堆为热源的核电站.重水堆是以重水作慢化剂的反应堆,可以直接利用天然铀作为核燃料.重水堆可用轻水或重水作冷却剂,重水堆分压力容器式和压力管式两类. 重水堆核电站是发展较早的核电站,有各种类别,但已实现工业规模推广的只有加拿大发展起来的坎杜型压力管式重水堆核电站. 4,快堆核电站图由快中子引起链式裂变反应所释放出来的热能转换为电能的核电站.快堆在运行中既消耗裂变材料,又生产新裂变材料,而且所产可多于所耗,能实现核裂变材料的增殖. 目前,世界上已商业运行的核电站堆型,如压水堆,沸水堆,重水堆,石墨气冷堆等都是非增殖堆型, 主要利用核裂变燃料, 即使再利用转换出来的钚-239 等易裂变材料, 它对铀资源的利用率也只有 1%—2%, 但在快堆中,铀-238 原则上都能转换成钚-239 而得以使用,但考虑到各种损耗,快堆可将铀资源的利用率提高到 60%—70%. 世界上目前建造核电站情况核电自 50 年代中期问世以来,目前已取得长足的发展.到 1999 年中期,世界上共有 436 座发电用核反应堆在运行,总装机容量为 350676 兆瓦.正在建造的发电反应堆有 30 座,总装机容量为21642 兆瓦. 目前世界上有 33 个国家和地区有核电厂发电,核发电量占世界总发电量的17%,其中有十几个国国家和地区核电发电量超过各种的总发电量的四分之一,有的国家超过70%.据资料估计,到 2005 年核电厂装机容量将达到 388567 兆瓦三,核反应堆介绍核反应堆是一个能维持和控制核裂变链式反应,从而实现核能热能转换的装置.核反应堆结构图1,核反应堆类型 (1)根据用途,核反应堆可以分为以下几种类型①将中子束用于实验或利用中子束的核反应,包括研究堆,材料实验等.②生产放射性同位素的核反应堆.③生产核裂变物质的核反应堆,称为生产堆.④提供取暖,海水淡化,化工等用的热量的核反应堆,比如多目的堆.⑤为发电而发生热量的核反应,称为发电堆.⑥用于推进船舶,飞机,火箭等到的核反应堆,称为推进堆. (2)根据燃料类型分为天然气铀堆,浓缩铀堆,钍堆; (3)根据中子能量分为快中子堆和热中子堆; (4)根据冷却剂(载热剂)材料分为水冷堆,气冷堆,有机液冷堆,液态金属冷堆; (5)根据慢化剂(减速剂)分为石墨堆,重水堆,压水堆,沸水堆,有机堆,熔盐堆,铍堆; (6)根据中子通量分为高通量堆和一般能量堆; (7)根据热工状态分为沸腾堆,非沸腾堆,压水堆;(8)根据运行方式分为脉冲堆和稳态堆,等等.核反应堆概念上可有 900 多种设计,但现实上非常有限. 2,核反应堆的工作原理原子由原子核与核外电子组成.原子核由质子与中子组成.当铀—235 的原子核受到外来中子轰击时,一个原子核会吸收一个中子分裂成两个质量较小的原子核,同时放出 2—3 个中子.这裂变产生的中子又去轰击另外的铀—235 原子核,引起新的裂变.如此持续进行就是裂变的链式反应.链式反应产生大量热能. 用循环水(或其他物质)带走热量才能避免反应堆因过热烧毁.导出的热量可以使水变成水蒸气,推动气轮机发电. 核反应堆的合理结构应该是:核燃料+慢化剂+热载体+控制设施+防护装置. 3,核反应堆具有哪些用途核裂变时既释放出大量能量,又释放出大量中子.核反应堆有许多用途,但归结起来,一是利用裂变核能,二是利用裂变中子. 核能主要用于发电,但它在其它方面也有广泛的应用.例如核能供热,核动力等. 核供热是一种前途远大的核能利用方式.清华大学在五兆瓦的低温供热堆上已经进行过成功的试验. 核供热的另一个潜在的大用途是海水淡化. 它可作为火箭,宇宙飞船,人造卫星,潜艇,航空母舰等的特殊动力.将来核动力可能会用于星际航行. 四,核能是清洁的能源目前环境污染问题大部分是由使用化石燃料引起的,化石燃料燃烧会放出大量的烟尘,二氧化碳,二氧化硫,氮氧化物等,由二氧化碳等有害气体造成的"温室效应",将使地球气温升高,会造成气候异常, 加速土地沙漠化过程,给社会经济的可持续发展带来灾难性的影响,核电站并不排放这些有害物质,不会造成"温室效应",与火电厂相比,它能大大改善环境质量,保护人类赖以生存的生态环境等 . 核电站是安全,经济,干净的能源,与火电站相比,更有利于保护环境 . 核电厂和火电厂对环境影响的比较(电功率 100 兆瓦) 世界上有核电国家的多年统计资料表明,虽然核电站的比投资高于燃煤电厂,但是,由于核燃料成本显著地低于燃煤成本,以及燃料是长期起作用的因素,这就使得目前核电站的总发电成本低于烧煤电厂. 五,核能是可持续发展的能源世界上已探明的铀储量约 490 万吨,钍储量约 275 万吨.这些裂变燃料足够使用到聚变能时代.聚变燃料主要是氘和锂,海水中氘的含量为 0.034 克/升,据估计地球上总的水量约为 138 亿亿立方米,其中氘的储量约 40 万亿吨,地球上的锂储量有 2000 多亿吨,锂可用来制造氚,足够人类在聚变能时代使用. 按目前世界能源消费的水平,地球上可供原子核聚变的氘和氚,能供人类使用上千亿年.因此,有些能源专家认为,只要解决了核聚变技术,人类就将从根本上解决了能源问题. 七,核电站在设计上所采取的安全措施 1,四重屏障: 裂变产生的放射性物质 90%以上滞留于燃料芯块中; 密封的燃料包壳;图坚固的压力容器和密闭的回路系统;图能承受内压的安全壳.图 2,多重保护: 在出现可能危及设备和人身的情况时, 进行正常停堆; 因任何原因未能正常停堆时,控制棒自动落入堆内,实行自动紧急停堆; 如任何原因使控制棒未能插入,高浓度硼酸水自动喷入堆内,实现自动紧急停堆. 3. 核电厂在管理方面采取的安全措施核电厂有着严密的质量保证体系,对选址,设计,建造,调试和运行等各个阶段的每一项具体活动都有单项的质量保证大纲. 另外,还实行内部和外部监查制度,监督检查质量保证大纲的实施情况和是否起到应有的作用.另外对参加核电厂工作的人员的选择,培训,考核和任命有着严格的规定.领取操纵员执照,然后才能上岗, 还要进行定期考核,不合格者将被取消上岗资格. 4,核电厂发生自然灾害时,它能安全停闭在核电厂设计中,始终把安全放在第一位,在设计上考虑了当地可能出现的最严重的地震,海啸,热带风暴,洪水等自然灾害,>即使发生了最严重的自然灾害,>反应堆也能安全停闭,不会对当地居民和自然环境造成危害. 在核电厂设计中甚至还考虑了厂区附近的堤坝坍塌,飞机附毁,交通事故和化工厂事故之类的事件,例如一架喷气式飞机在厂区上空坠毁,而且碰巧落到反应堆建筑物上,设计要求这时反应堆还是安全的. 5,核电站的纵深防御措施核电站的设计,建造和运行,采用了纵深防御的原则,从设备上和措施上提供多层次的重叠保护,确保放射性物质能有效地包容起来不发生泄漏.纵深防御包括以下五道防线: 第一道防线:精心设计,精心施工,确保核电站的设备精良.有严格的质量保证系统,建立周密的程序, 严格的制度和必要的监督,加强对核电站工作人员的教育和培训,使人人关心安全,人人注意安全,防止发生故障. 第二道防线:加强运行管理和监督,及时正确处理不正常情况,排除故障. 第三道防线:设计提供的多层次的安全系统和保护系统,防止设备故障和人为差错酿成事故. 第四道防线:启用核电站安全系统,加强事故中的电站管理,防止事故扩大. 第五道防线:厂内外应急响应计划,努力减轻事故对居民的影响. 八,核电站在设计上所采取的安全措施 6,核电站废物严格遵照国家标准,对人民生活不会产生有害影响核电厂的三废治理设施与主体工程同时设计,同时施工,同时投产,其原则是尽量回收,把排放量减至最小,核电厂的固体废物完全不向环境排放,放射性液体废物转化为固体也不排放;像工作人员淋浴水, 洗涤水之类的低放射性废水经过处理,检测合格后排放;气体废物经过滞留衰变和吸附,过滤后向高空排放. 核电厂废物排放严格遵照国家标准,而实际排放的放射性物质的量远低于标准规定的允许值.所以, 核电厂不会对给人生活和工农业生产带来有害的影响. 八,核电站系统 1,核电站系统(三个回路)图 1;图 2;图 3 一回路:反应堆冷却剂(硼水)在主泵的驱动下进入反应堆,流经堆芯后从反应堆容器的出口管流出, 进入蒸汽发生器,然后回到主泵,这就是反应堆冷却剂的循环流程(亦称一回路流程) . 二回路:在循环流动过程中,反应堆冷却剂从堆芯带走核反应产生的热量,并且在蒸汽发生器中,在实体隔离的条件下将热量传递给二回路的水.二回路水被加热,生成蒸汽,蒸汽再去驱动汽轮机,带动与汽轮机同轴的发电机发电. 三回路:作功后的乏蒸汽在冷凝器中被海水或河水,湖水冷却水(三回路水)冷凝为水,再补充到蒸汽发生器中.以海水为介质的三回路的作用是把乏蒸汽冷凝为水,同时带走电站的弃热. 2,核电站主要设备——核反应堆——蒸汽发生器——稳压器——主冷却剂泵——汽轮发电机机组九,核电站厂房核电站厂房主要由反应堆厂房(又称安全壳厂房) ,一回路辅助厂房,核燃料厂房,汽轮发电机厂房,主控制室,输配电厂房,循环水厂房及三废处理厂房等组成.课堂作业 1,简述核电站的工作原理. 2,核电站有哪些类型? 3,简述核电站的三个回路系统.第三章压水堆核电站概况主要内容 3-1 概述 3-2 核电站总体及厂房布置 3-3 核电站主要厂房设施 3-1 概述系统构成( 一,系统构成(图) 压水堆核电站由:压水堆本体,反应堆冷却剂系统(称一回路) ,蒸汽和动力转换系统(称二回路) ,循环水系统(三回路) ,发电机和输配电系统及其辅助系统组成. 它主要由核岛和常规岛组成. 核岛:通常将一回路及核岛辅助系统,专设安全设施和厂房称为核岛.压水堆核电站核岛中的四大部件是蒸汽发生器,稳压器,主泵和堆芯. 常规岛:二回路及其辅助系统和厂房称之. 沸水堆核电厂原理图 (1)一回路系统压水堆核电厂反应堆冷却剂系统一般有二至四条并联在反应堆压力容器上的封闭环路(见图). 每一条环路内一台蒸汽发生器, 一台或两台反应堆冷却剂泵及相应的管道组成,在其中的一个环路的热管段上,通过波动管与一台稳压器相连. 一回路内的高温高压含硼水,由反应堆冷却剂泵输送,流经反应堆堆芯,吸收了堆芯核裂变放出的热能, 再进入蒸汽发生器,通过蒸汽发生器传热管壁,将热量传给蒸汽发生器二次侧给水,然后再由反应堆冷却剂泵送回反应堆.如此循环往复,构成封闭问路. 整个一回路系统设有一台稳压器.一回路系统的压力靠稳压器调节.且保持稳定. (1)一回路系统为了保证反应堆和反应堆冷却剂系统的安全运行,核电厂还设置了一系列核辅助系统和专设安全设施系统. 核辅助系统主要用来保证反应堆和一回路系统的正常运行. 专设安全设施系统为核电厂重大的事故提供必要的应急冷却措施,并防止放射性物质的扩散. (2)二回路系统组成:二回路系统由汽轮机,发电机,凝汽器,。
核电厂运行概论 第一章
t是停堆后的时间(s) ，P(0)是停堆之前的功率， P(t)是停堆之后t时 刻的剩余功率。
1. 4 核电厂的运行文件
如果能保持燃料元件包壳的完整性，就不可能有从燃料中释放大量放射性物 质情况的发生。 保持燃料包壳完整性最重要的是要保持反应堆冷却剂系统压力边界的完整性。 在防止放射性物质释放方面，完整的压力边界和安全壳又是燃料元件包壳的 补充措施。
1. 1 核电厂运行特点
• 1. 1. 1 压水堆核电厂与化石燃料电厂 （2）核电厂反应堆内储有大量放射性物质 核电厂正常运行中，还会产生气、液、固态放射性废物。
1. 1 核电厂运行特点1. 1 核电 Nhomakorabea运行特点
1. 1 核电厂运行特点
• 1. 1. 1 压水堆核电厂与化石燃料电厂 （3）相当可观的堆芯剩余释热 衰变热 裂变产物的衰变热可由右图 来表示。
1. 1 核电厂运行特点
• 1. 1. 1 压水堆核电厂与化石燃料电厂 （3）相当可观的堆芯剩余释热 在反应堆停闭后，堆芯不能立即停止冷却或快速将反应堆冷却到要 求的温度以下，而是必须继续冷却一定的时间。
必须采取了必要措施，在符合国家标准的情况下才允许排放。
1. 1 核电厂运行特点
• 1. 1. 1 压水堆核电厂与化石燃料电厂 （2）核电厂反应堆内储有大量放射性物质 中子、y 射线对反应堆内部构件及其他材料的活化，使核电厂一回 路及其辅助系统，不论在核电广运行或停闭期间，都会有较强的放 射性。
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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在核电厂停堆换料期间，也不能停止冷却，否则会因衰变热引起冷 却剂沸腾甚至燃料元件过热而被烧毁。
1. 1 核电厂运行特点
• 1. 1. 1压水堆核电厂与研究堆 压水堆核电厂载硼运行 压水堆核电厂运行有汽轮机快速降负荷功能
1. 1 核电厂运行特点
• 1. 1. 1压水堆核电厂与研究堆 （1）压水堆核电厂载硼运行 压水堆核电厂靠调节慢化冷却剂中的硼浓度（化学补偿）和控制棒 联合控制，以调节硼浓度为主，棒控为辅（首次装料时还应装载一 定量的可燃毒物棒） 改变硼浓度可以控制长期缓慢的反应性变化，如 ①反应堆从冷态到热态（零功率）肘，慢化剂温度效应所引起的反 应性变化； ②易裂变同位素燃耗和长寿命裂变产物积累所引起的反应性变化；
1. 1 核电厂运行特点
• 1. 1. 1压水堆核电厂与研究堆 （1）压水堆核电厂运行有汽轮机快速降负荷功能 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. 5 s （降负荷5% 满功率）； 等待28. 5 s ; 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。
1——O ppm; 2 —— 500 ppm; 3 —— 1 000 ppm; 4 —— 1 500 ppm; 5 —— 2000 ppm
1. 1 核电厂运行特点
• 1. 1. 1压水堆核电厂与研究堆 （1）压水堆核电厂载硼运行 在核电厂运行技术规格书中明文规定 有最低临界温度的要求，其中原因之 一在于含硼慢化剂在低温情况下， αT 容易出现正值。 所以，在反应堆启动之前必须用反应 堆冷却剂泵和稳压器的加热器对反应 堆冷却剂系统进行较长时间的加热， 即使在硼浓度比较低的情况下，也必 1——O ppm; 2 —— 500 ppm; 3 —— 1 000 ppm; 须如此。
1.4. 2 运行规程
运行规程体系考虑了核电 厂在役期间安全运行所需 规程。它包括运行规程和 定期试验规程两大类。 （1）第一类规程——运行 规程
运行规程是核电厂运行的 各种工况下运行人员进行 操作控制的依据。
1. 4 核电厂的运行文件
1.4. 2 运行规程 （1）第一类规程——运行规程 运行标准工况定义规程 老版运行技术规格书，按反应堆的温度和压力等参数定义换料冷停 堆、维修冷停堆、正常冷停堆、单液相中间停堆、停堆冷却系统连 接的双相中间停堆、正常中间停堆、热停堆、热备用和功率运行九 个反应堆的运行标准工况。 新版运行技术规格书，将反应堆状态划分为6 个运行模式，分别是 完全卸料、换料停堆、维修停堆、余热导出系统冷却的正常停堆、 蒸汽发生器冷却的正常停堆和功率运行模式。
必须采取了必要措施，在符合国家标准的情况下才允许排放。
1. 1 核电厂运行特点
• 1. 1. 1 压水堆核电厂与化石燃料电厂 （2）核电厂反应堆内储有大量放射性物质 中子、y 射线对反应堆内部构件及其他材料的活化，使核电厂一回 路及其辅助系统，不论在核电广运行或停闭期间，都会有较强的放 射性。
1. 1 核电厂运行特点
1. 1 核电厂运行特点
• 1. 1. 1压水堆核电厂与研究堆 （1）压水堆核电厂运行有汽轮机快速降负荷功能 一回路引起汽轮机Runback 环路温差ΔT 达到超温Δ T 停堆定值的97% 时 环路温差Δ T 达到超功率ΔT 停堆定值的97% 时 二回路引起汽轮机Runback （如美国Sequoyah核电厂） 功率高于80% 满功率时一台主给水泵跳闸 3 号加热器疏水箱的疏水被旁通到冷凝器
如果能保持燃料元件包壳的完整性，就不可能有从燃料中释放大量放射性物 质情况的发生。 保持燃料包壳完整性最重要的是要保持反应堆冷却剂系统压力边界的完整性。 在防止放射性物质释放方面，完整的压力边界和安全壳又是燃料元件包壳的 补充措施。
1. 1 核电厂运行特点
• 1. 1. 1 压水堆核电厂与化石燃料电厂 （2）核电厂反应堆内储有大量放射性物质 核电厂正常运行中，还会产生气、液、固态放射性废物。
• 1. 1. 1 压水堆核电厂与化石燃料电厂 （3）相当可观的堆芯剩余释热 剩余裂变发热：停堆后，剩余中子继续引起裂变，从而导致反应堆 继续发热。剩余中子包括瞬发中子和缓发中子。瞬发中子贡献部分 通常随时间衰减得非常快，缓发中子部分起主要作用。
t是停堆后的时间(s) ，P(0)是停堆之前的功率， P(t)是停堆之后t时 刻的剩余功率。
1. 1 核电厂运行特点
• 1. 1. 1压水堆核电厂与研究堆 （1）压水堆核电厂载硼运行 改变硼浓度可以控制长期缓慢的反应性变化，如 ③平衡毒性（135 Xe ，149Sm ）所引起的反应性变化。控制棒则用 于反应堆启动、跟踪负荷变化以及微小反应性瞬变的控制。
1. 1 核电厂运行特点
• 1. 1. 1压水堆核电厂与研究堆 （1）压水堆核电厂载硼运行 压水堆核电厂都具有固有安全性，因 为物理设计上保证了核电广慢化剂温 度系数的为负值。正是为了保证的为 负值，核电厂运行在堆芯寿期初 （BOL) 时，确的农度一般限制在1300 ~ 1400 ppm 以下。
1. 4 核电厂的运行文件
1.4. 1 技术规格书（ Technical Specifications)
这是最重要的文件，它是制定核电厂运行规程的重要依据，现在核 电厂的最终安全分析报告（FSAR ）中的第16 章就是技术规格书。 在美国核电厂中，运行人员都将它称为运行“圣经” （Bible）。
1. 4 核电厂的运行文件
1.2 核电广运行工况分类
1. 2. 3 稀有事件 以下哪些事件属于稀有事件？ （1）单个棒束控制组件在满功率下抽出 （2）各种棒束控制组件弹出堆外 （3） 废气处理系统破损 （4）放射性废液系统j世漏或破损 （5）乏燃料容器坠落事故。
1.2 核电广运行工况分类
1.2. 4 极限事故
极限事故一般是不会发生的设计假想事故。一旦发生此类事故，其 后果是严重的，但不会使裂变产物向环境释放致使公众健康和安全 受到危害。单一的极限事故不会相继引起对付事故所需要系统功能 的丧失。
1. 3 核电厂工作人员的基本要求
1.3. 1 “安全文化”的概念 调安全文化既是态度问题，又是体制问题； 既和单位有关，又和个人有关； 还牵涉在处理所有核安全问题时所应该具有的正确理解能力和应 该采取的正确行动。
1. 3 核电厂工作人员的基本要求
1.3. 1 “安全文化”的概念 我国对核电厂的运行人员都制定的法规条例 中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例（HAF100）中的第 十三条、第十四条。 对于核电厂运行人员的考核取照，在国防科学技术工业委员会制定 的《核电厂操纵人员的执照考核》（EJ/T 1043-2004 ）里也已做出 详细而明确的规定与要求。
切尔诺贝利核电事故和福岛核电事故是否属于极限事故？
1. 3 核电厂工作人员的基本要求
1.3. 1 “安全文化”的概念 国际核安全咨询组INSAG（ International Nuclear Safety Advisory Group ）给出的安全文化的定义： 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。 这一定义把安全文化与每个人的工作态度和思维习惯以及单位的工 作作风联系在一起。 安全文化既是态度问题，又是体制问题； 既和单位有关，又和个人有关；
1.2 核电广运行工况分类
1. 2. 1 正常运行和运行瞬态
正常运行是指在核电广功率运行、燃料更换、维修过程中，频繁发 生的事件。 (1) 稳、态和停堆运行 (2) 带有允许偏差运行 (3) 运行试验
1.2 核电广运行工况分类
l. 2. 2 中等频度事件
这类事件在最坏的情况下，会使反应堆紧急停堆，但核电厂能很快 恢复运行，不会扩展并引起更严重的事件。 以下哪些事件属于中等频度事件？ （1）稳压器安全阀误开 （2）稳压器安全阀误开启保持在卡开位置 （3）单个棒束控制组件在满功率下抽出 （4）一组棒束控制组件在功率运行工况下失控抽出
1. 1 核电厂运行特点
• 1. 1. 1压水堆核电厂与研究堆 （1）压水堆核电厂运行有汽轮机快速降负荷功能 超温Δ T 保护停堆是为了防止发生偏离泡核沸腾。由于偏离泡核沸 腾会使燃和L 棒和反应堆冷却剂之间的传热系数减小，包壳温度上 升，有可能使包壳烧毁。 超温功率Δ T 保护停堆则是为了防止燃料棒高的线功率密度和由它 引起的包，壳破坏和燃料芯块熔化。
1. 1 核电厂运行特点
1. 1 核电厂运行特点
1. 1 核电厂运行特点
• 1. 1. 1 压水堆核电厂与化石燃料电厂 （3）相当可观的堆芯剩余释热 衰变热 裂变产物的衰变热可由右图 来表示。
1. 1 核电厂运行特点
• 1. 1. 1 压水堆核电厂与化石燃料电厂 （3）相当可观的堆芯剩余释热 在反应堆停闭后，堆芯不能立即停止冷却或快速将反应堆冷却到要 求的温度以下，而是必须继续冷却一定的时间。
1. 4 核电厂的运行文件
1——O ppm; 2 —— 500 ppm; 3 —— 1 000 ppm; 4 —— 1 500 ppm; 5 —— 2000 ppm
1. 1 核电厂运行特点
• 1. 1. 1压水堆核电厂与研究堆 （1）压水堆核电厂运行有汽轮机快速降负荷功能 核电厂运行中，不希望且尽量避免紧急停堆，既保证了反应堆安全， 又能提供合格的电力。核电厂的反应堆保护系统还设计成一旦运行 到接近危及安全运行工况的指示信号，该系统除了触发警告信号以 外，还能防止提升控制棒（停棒），同时触发汽轮机快速降负荷 （ Runback ），从而使反应堆的功率下降。这样就避免和尽量减少 不必要的停堆次数，缓解了不希望核电厂频繁停堆的矛盾。
4 —— 1 500 ppm; 源自 —— 2000 ppm1. 1 核电厂运行特点
• 1. 1. 1压水堆核电厂与研究堆 （1）压水堆核电厂载硼运行 • 当反应堆停堆后，为了不使反应堆 安全重返临界，保证足够的停堆深 度，需要向堆内注硼。在核电厂换 料操作中，出于对安全的要求，对 硼浓度也有一定运行限制条件—— 浓度应不小于2 000 ppm