3[1].1+核电厂启动一般过程
火电厂启机过程化学运行操作步骤
火电厂启机过程化学运行操作步骤一、准备工作1. 清理设备：确保锅炉、汽轮机、发电机等设备表面干净，无杂物。
2. 检查设备：检查设备的密封性、阀门的开闭情况，确保设备正常运行。
3. 准备燃料：根据需要使用的燃料类型，提前准备好足够的煤、油或天然气。
二、点火过程1. 开启点火系统：先将点火系统开关打开，确保点火系统处于正常工作状态。
2. 点火燃烧器：将点火燃烧器放入炉膛中，点火燃烧器会喷出可燃气体进行点火。
3. 点火燃烧：点火燃烧器点燃炉膛内的可燃气体，形成火焰。
4. 点火监测：使用火焰监测器监测火焰的存在，确保火焰稳定燃烧。
三、燃烧过程1. 加热锅炉：通过给锅炉供应足够的燃料和空气，使锅炉内的水加热，产生蒸汽。
2. 控制燃烧：通过调节燃烧器的燃料供应量和空气量，控制燃烧过程的温度和压力。
3. 脱硫处理：在燃烧过程中，加入适量的石灰石或其他脱硫剂，去除燃烧产生的二氧化硫。
4. 排放废气：将燃烧过程中产生的废气经过除尘器和脱硫塔处理后排放到大气中。
四、蒸汽发电过程1. 蒸汽进汽轮机：将锅炉产生的高温高压蒸汽送入汽轮机。
2. 汽轮机转动：蒸汽进入汽轮机后，驱动汽轮机转动，使发电机产生电能。
3. 发电机输出电能：发电机将机械能转化为电能，供应给电网或其他电力设备使用。
五、停机过程1. 停止供燃料：关闭燃烧器的燃料供应，停止燃烧过程。
2. 停止蒸汽供应：关闭锅炉的蒸汽出口阀门，停止蒸汽供应给汽轮机。
3. 停止汽轮机运行：关闭汽轮机的控制阀门，停止汽轮机的转动。
4. 停止发电机输出：断开发电机与电网的连接，停止发电机的电能输出。
5. 冷却设备：启动冷却设备，对锅炉、汽轮机等设备进行冷却处理。
6. 清理设备：对设备进行清理和维护，保证设备的正常运行。
六、安全措施1. 防止爆炸：严格控制燃料的供应量和燃烧过程的温度和压力，避免发生爆炸事故。
2. 防止泄漏：确保设备的密封性良好，防止燃料和废气泄漏到周围环境。
3. 防止火灾：定期检查设备的电气系统，确保电气设备正常运行，避免火灾发生。
电厂起机流程
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电厂启停机操作规程标准(3篇)
第1篇一、适用范围本规程适用于电厂内所有电力设备的启停机操作，包括但不限于发电机、变压器、锅炉、辅机等，旨在确保操作安全、设备稳定运行，并减少对电网的影响。
二、引用标准1. 《电力工程安全技术规程》2. 《电力设备运行维护规程》3. 《电力系统调度规程》三、启机操作规程1. 启机前准备1.1 操作人员应经过专业培训，熟悉设备性能和操作流程。
1.2 检查设备是否处于正常状态，包括外观、电气接线、机械部件等。
1.3 检查油、水、气等介质是否充足，冷却系统是否正常。
1.4 检查保护装置是否完好，报警系统是否灵敏。
1.5 检查电气设备绝缘电阻和吸收比是否符合要求。
2. 启机流程2.1 操作人员向电力调度部门报告启机计划，并得到批准。
2.2 操作人员按照设备操作手册，依次进行启动操作。
2.3 监控设备运行状态，确保运行参数在正常范围内。
2.4 启动过程中，如发现异常情况，应立即停止操作，查明原因并采取措施。
3. 启机后检查3.1 检查设备运行是否稳定，各参数是否正常。
3.2 检查设备声音、振动、温度等是否异常。
3.3 检查电气设备绝缘电阻和吸收比是否符合要求。
四、停机操作规程1. 停机前准备1.1 操作人员向电力调度部门报告停机计划，并得到批准。
1.2 检查设备是否处于正常状态，包括外观、电气接线、机械部件等。
1.3 检查油、水、气等介质是否充足，冷却系统是否正常。
1.4 检查保护装置是否完好，报警系统是否灵敏。
2. 停机流程2.1 操作人员按照设备操作手册，依次进行停机操作。
2.2 监控设备运行状态，确保运行参数在正常范围内。
2.3 停机过程中，如发现异常情况，应立即停止操作，查明原因并采取措施。
3. 停机后检查3.1 检查设备是否完全停止运行。
3.2 检查设备油、水、气等介质是否充足，冷却系统是否正常。
3.3 检查电气设备绝缘电阻和吸收比是否符合要求。
五、注意事项1. 操作人员应严格遵守本规程，确保操作安全。
核电厂前期工作流程课件
址。
可行性研究阶段
深化技术、经济和环境等方面 的评估，编制可行性研究报告 ，通过国家核安全监管部门的 审查。
核安全审查阶段
根据国家核安全法规和标准的 要求，对核电厂的建设进行全 面审查，确保符合要求。
环境影响评估阶段
对核电厂建设和运营过程中可 能产生的环境影响进行评估， 并提出相应的环境保护措施。
制定核电厂前期工作的应急预案，明确应急组织、救 援设备和救援程序等要求，确保在突发事件或事故发
生时能够迅速、有效地进行应急处置。
应急预案
定期对核电厂前期工作进行安全检查和评估，及时发 现和消除安全隐患，确保前期工作的安全顺利进行。
前期工作文档管理
文档编制
根据核电厂前期工作的需要，编制相应的文档，包括项目计划、可行性研究报告、初步设计报告等，确保文档的准确性和完整性。
03
CATALOGUE
核电厂设计与技术方案确定
初步设计与技术方案编制
确定核电厂建设规模和目标
根据市场需求、能源规划和国家政策，确定核电厂的发电规模、 建设地点和预期投产时间。
开展初步设计
进行厂址勘察，评估地质、气象和水文条件，设计核电厂布局、总 平面布置和主要工艺流程。
编制技术方案
根据初步设计，确定核电厂采用的技术路线、主要设备和工艺技术 要求。
核电厂开工申请与审批
03
向相关部门提交核电厂开工申请，并按照审批程序进行审批。
在获得批准后，正式启动核电厂建设工作。
05
CATALOGUE
核电厂前期工作质量控制与安全管理
质量控制体系建立与实施
质量管理体系
核电厂启动与停运
双相中间停堆系统运行状态
• RCP压力由稳压器控制。 • 其余同单相中间停堆
正常中间停堆
• 正常中间停堆指冷却剂温度在160℃～ 290.8℃之间，稳压器为两相的停堆状 态，特征是：
· 反应堆次临界度同上。 · 控制棒位置同上。 · 冷却剂平均温度在160℃～290.8℃，压力在 2.9Mpa～15.5Mpa之间。
经济地运行。
运行状态
• 核电机组的运行状态往往由于外部（如电网故 障）或内部（某一设备故障或失效）的原因， 使各种运行参数产生变化。为了使运行人员能 在各种工况下控制好各种重要的运行参数，保 证机组正常运行和核安全，在技术规范中对反 应堆的各种标准运行状态都做出了具体的规定。 • 技术规范书（GOR）对每一种运行工况都规定 了具体的运行参数，而且各种运行参数都具有 一定的变化范围和运行区间，见图1（反应堆 标准工况P-T图）。
90<T<180
RRA(SG 备用)
满水
2.4≤P≤2.8
5
≥1000pcm
120<T<180
RRA(SG 备用)
汽水两相2.4≤P≤2.86≥1000pcm
160<T<290.8
GCT或ASG
汽水两相
2.8≤P≤15.5
7
>1000pcm
290.8(+3) (-2) 290.8(+3) (-2)
GCT,ARE 或ASG GCT,ARE 或ASG
Tast-110 C 10.0 RRA的最高温度 (高于此温度RRA必须退出) RRA/RCP连接时的最低温度
（低于此温度RRA 必须投入)
6
7.4MPa,290.8 C
反应堆冷却剂泵的最低压力
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
核电站安全操作规程
核电站安全操作规程一、引言核电站是一项涉及核能的高风险行业，为确保核电站的运营安全以及保护人员和环境的安全，制定安全操作规程至关重要。
本文将详细介绍核电站的安全操作规程，包括操作流程、个人防护、事故应急处理等方面。
二、安全操作流程1. 前期准备在进行核电站操作前，必须进行充分的前期准备工作。
包括：- 检查设备和工具的完好性。
- 检查工作区域的环境状况，确保没有潜在的危险。
- 安排并确认操作人员的技能及工作分工。
2. 核电站启动核电站启动是一个关键步骤，必须严格按照设定的程序进行。
包括： - 核电站系统的启动顺序。
- 核电站系统的监测和检查。
- 核电站系统的稳定化。
3. 日常运维操作在核电站的日常运维操作中，各操作人员必须遵循以下程序：- 熟悉各系统的运作原理和相应的操作程序。
- 进行定期巡检，确保设备的正常运行。
- 及时处理发现的问题或异常，并报告给相关部门。
- 严格遵守规定的操作步骤，不得擅自更改。
4. 事故应急处理核电站事故应急处理是最为关键的环节之一，需要快速、准确的响应。
以下是应急处理的程序：- 确认事故类型及级别，并根据相应的应急计划进行处理。
- 立即采取措施保护人员安全，避免事故扩大。
- 启动应急设备和系统，控制事故发展。
- 报告领导层和相关部门，寻求支持和指导。
三、个人防护措施核电站操作人员必须时刻保持高度警惕，并采取必要的个人防护措施。
以下是一些常见的个人防护要求：1. 穿戴适当的防护服和防护用品，包括手套、安全鞋等，以减少事故发生时的伤害风险。
2. 严禁在操作过程中佩戴珠宝或梳理长发等可能引起安全隐患的物品。
3. 在操作过程中，严格遵守安全操作规程，禁止违规行为。
四、事故应急演练为了提高核电站操作人员的应急处置能力，必须进行定期的事故应急演练。
演练应包括以下内容：1. 模拟各种事故场景，并对操作人员进行实地训练。
2. 按照应急预案，要求操作人员熟悉应急设备和系统的操作。
3. 在演练中评估操作人员的应急响应能力，并及时给予反馈和改进建议。
核电站的原理和工作流程
核电站的原理和工作流程核电站是利用核裂变或核聚变来产生能量的设施，是一种清洁、高效的能源发电方式。
核电站的工作原理涉及复杂的反应过程和工程系统，下面将详细介绍核电站的原理和工作流程。
核电站的原理核电站利用放射性核素的核裂变反应释放出的能量来驱动发电机产生电能。
核电站主要采用核裂变反应，将核燃料（如铀或钚）置于反应堆内，通过控制裂变反应引发链式反应。
在核裂变反应中，原子核被撞击分裂成两个或多个较小的核子，伴随释放出大量的能量和中子。
核裂变反应释放的能量被吸收并转化为热能，通过冷却剂（如水）将核燃料的热能传递给发电机，使其旋转产生电能。
核电站还通过控制杆、冷却剂等系统来控制核裂变反应的速率，确保反应过程稳定和安全。
核电站的工作流程核电站的工作流程主要包括以下几个步骤：1.核燃料供给：核电站将铀或钚等核燃料装入反应堆，开始核裂变反应。
2.核裂变反应：在反应堆内，核燃料经过控制杆的调节，产生核裂变反应释放能量。
3.热能转化：核裂变反应释放的能量被吸收，转化为热能。
冷却剂循环流经反应堆，将核燃料的热能传递给发电机系统。
4.发电：通过受热的冷却剂驱动蒸汽涡轮机旋转，产生机械能，最终驱动发电机产生电能。
5.电能输出：发电机产生的电能通过变压器升压后送入电网，供应给用户使用。
6.废物处理：在核裂变反应中会产生放射性废物，核电站需要安全处理和处置这些废物，以防造成环境污染和辐射泄漏。
以上就是核电站的基本工作流程，通过合理设计和运行，核电站可以稳定、高效地产生清洁能源，为社会和经济发展提供可靠的电力支持。
核电站不仅为能源领域的发展做出贡献，同时也需要高度重视安全措施，确保人员和环境的安全。
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核电厂的冷启动
主要步骤。
1 从换料冷停到维修冷停
这一过程的主要任务是排堆腔换料水和盖压力容器封头，堆腔的换料水用乏燃料冷却和净化系统的泵唧送回换料水箱，反应堆压力容器封头随堆腔水位的下降逐渐落下，两者下降的速度基本保持相同，水位下降到高出压力容器法兰1m时，水位可先行下降，进而压力容器封头才落到法兰面上。
反应堆压力容器封头盖好之后，机组便进入了维修冷停运行模式。
在此过程中，二回路不进行任何操作。
乏燃料贮存水池的冷却和净化系统
2 从维修冷停堆到正常冷停堆
这一过程的主要任务是对一回路进行充水、静排气，升压、动排气。
向一回路补充的水来自换料水箱，硼和水补给系统中的含硼水管路的阀门隔离，以防误稀释操作。
补给管路为换料水箱的水，经补给系统的硼酸泵、上充泵最后输送至一回路。
静排气时，反应堆冷却剂泵、反应堆压力容器和稳压器顶部的排气阀全部打开，发现有水从排气阀冒出时才关阀。
稳压器顶部的排气阀最后关闭。
至此，达到3.2.1初始条件讲的“稳压器已经完成充水排气，处于实体状态；”
完成静排气后，用上充泵借助调节上充流量调节阀和下泄压力控制阀给一回路升压。
达到主泵启动条件时，启动一台主泵，运转2 s ~30 s后停这台泵。
降压至约0.4MPa，等待2 h，打开排气阀，直至发现有水从排气阀溢流时再关闭。
如此重复，分别完成三个环路的排气任务。
然后三个环路主泵都启动，进行联合排气，直至一回路残存气体达到规定指标为止。
若一回路温度大于70℃，必须至少保持一台主泵运行。
在进行一些有关检查和试验后，将安全棒提至堆顶，其余控制棒提升5步。
这时，对补给水系统阀门的隔离可以解除，机组从此进入了正常冷停堆状态。
3 对一回路升温，净化
启动三台主泵和稳压器的加热器对一回路水加热，升温速度由余热排出系统控制在28℃/h，利用化容系统的除盐装置对一回路水净化，同时注意监测一回路水质。
在二回路，开始启动准备。
若蒸汽发生器处在干保养状态，则用辅助给水系统的一台电动辅助给水泵向一台蒸汽发生器供水，将水位保持在窄量程34%水平，同时开始化验水质；若蒸汽发生器处在湿保养状态并已加过化学药品，则将水位维持在34%水平，并由辅助给水系统向三台蒸汽发生器供水。
当一回路温度升至80℃时，开始加联氨除氧，用联氨除氧必须在低于120℃的条件下完成，如果一回路达到120℃而水中氧含量不满足要求，用余热排出系统冷却以维持合适的除氧温度。
监测水质，直至含氧量达标。
在一回路水的含氧量合格之前，容积控制箱气空间充氮；水中含氧量合格后，容积控制箱气空间改充氢气，以保持一回路水中有足够氢浓度。
为了控制水的pH值，需添加LioH，加氢氧化锂可以在完成了对一回路水的硼质量分数调节后进行，以便节省化学药品。
4 稳压器建立汽腔
当稳压器的温度达到系统压力（2.5 MPa~3.0MPa）对应的饱和温度时，用减少上充流量的方法建立稳压器汽空间。
汽腔形成过程中要关闭喷淋阀，同时使下泄压力控制阀保持一个合适的开度，以便在稳压器汽腔形成过程中顺利地排出过量的水。
这个过程中稳压器的升温速率要控制在≤56℃/h，以免汽泡生成时压力上升太快。
判断稳压器汽腔形成的征兆是，下泄流量突然增加，且下泄流量与上充流量不匹配；稳压器的水位指示也可以证实稳压器汽腔已形成。
当稳压器的水位降低到零功率对应的水位时，将上充流量调节阀置于自动方式。
从此，一回路压力控制由稳压器承担。
5 余热排出系统隔离
当一回路温度达到160℃~180℃，压力达到2.4 MPa
~2.8MPa时，可以用蒸汽发生器来控制一回路的温度，将余热去除系统隔离，以便继续对一回路升温升压。
隔离余热排出系统之前要求至少一台主泵运行，且蒸汽发生器可用，同时稳压器已完成建汽腔操作，可以控制一回路压力，将向大气排放阀定值在零功率时一回路平均温度对应的饱和压力，并将大气排放控制器置于“自动”。
余热排出系统停运过程主要包括余热排出系统的降温、降压和压力监测等操作。
压力监测的目的是确保余热排出系统入口隔离阀不漏。
6 继续对一回路加热升温至热停堆
一回路升温至180℃以后，温升带来的水的容积的增加比较显著，过量的冷却剂导入硼回收系统，这一过程中往往出现水的体积澎胀过快与下泄量小的矛盾，导致稳压器水位上升。
理论上可以投入过剩下泄以加大下泄量，但是过剩下泄容量有限，效果不明显；再有就是过剩下泄热交换器冷源是设备冷却水，水温较低，冷水进入过剩下泄热交换器，在温度应力作用下过剩下泄热交换器容易泄漏。
基于上述两条原因，实际运行中不投过剩下泄，而是减小升温速率，使水的膨胀与正常下泄相匹配，另外在可能的情况下可提高一回路压力，便经孔板的下泄流量增加。
在升温升压过程中，必须通过调整二回路的蒸汽排放
来控制一回路升温速率不超过28℃/h，三个环路的之间的温度差不超过15℃；
要注意安全保护系统及有关设备应处于良好工作状
态，当一回路压力达到7.0MPa时，核实安全注射箱的氮气压力并打开安全注射箱与一回路冷管段间的电动
隔离阀；
一回路压力达到8.5MPa时，关闭一个下泄孔板隔离阀。
当压力达到14.4MPa时，核实P-11信号消失；
一回路平均温度达到284℃时，核实P-12信号消失，
以便使安注系统置于安全注射准备状态。
在整个升温升压过程中，必须定期调节主泵轴封水流量控制阀，维持正常供水范围，保持进入三台主泵泵轴封水的大致平衡。
当系统达到正常运行压力和温度时，切断稳压器的备用加热器电源，将压力控制投入自动，至此，达到热停堆状态。
核电厂一回路加热升温过程曲线
7 使反应堆趋近临界
在确认所有运行限制条件都满足后，按操作规程使反应堆趋近临界。
必要时，反应堆冷却剂的硼质量分数在反应堆启动前调节到一个预定值，然后手动提棒，同时密切监测中子注量的增长。
趋近临界的初始阶段，由源量程测量通道来监测中子注量变化，一旦中子注量水平达到中间量程测量通道的监测阈（P-6出现），就要手动闭锁源量程中子注量停堆保护，此操作同时使源量程中子注量探测器高压电源断电。
当反应堆功率上升到10-8A电流，且启动率稳定在零时，反应堆达到临界。
8 实现由主给水系统供水
反应堆临界后，后面的工作是升功率以便启动主汽轮机，但直至现在，蒸汽发生器还是由辅助给水系统供水，辅助给水系统供水能力有限，应在堆功率达到2%时，改由主给水系统供水。
在确认主给水水质满足要求后，启动主给水泵，并用小流量调节阀控制给水流量，一般采用手动调节流量维持蒸汽发生器水位。
停运辅助给水泵后，应将其调节阀置于全开位置，作好供水准备。
9 手动提升堆功率至15%额定功率
手动提棒，缓慢提升功率，当反应堆功率达到10%额定功率时，手动闭锁中间量程高中子注量停堆和功率量程低定值停堆。
在这一过程中，堆功率的提升应与二回路排热协调一致，使一回路平均温度与参考温度相接近，在控制棒自动提升禁止信号消失（C-20）且一回路平均温度与参考温度之差小于规定值时，将控制棒投入自动。
10汽轮发电机组正常启动和升负荷
在完成对主蒸汽管暖管和暖机等操作后，使汽轮机按规定的速度升速到额定转速.
在汽轮机升速过程中，应密切监视汽轮机偏心度、振动和轴承温度变化，并以高升速率通过共振区。
反应堆功率升至约10%时，在满足同步条件时，完成并网操作，从而汽轮机由速度控制方式变为负荷控制方式。
10汽轮发电机组正常启动和升负荷
在DEH设置目标负荷和升负荷速率，自动提升负荷，当约10%负荷时，调整厂用电供电方式，从外电源供电切换到汽轮发电机组供电。
在此过程中，堆功率与汽轮机功率应协调一致，以减少蒸汽排放。
随着汽轮机负荷的缓慢提升，蒸汽排放阀最后全部关闭。
当汽轮机功率负荷升至约15%时，将蒸汽排放从压力控制模式切换至温度控制模式，并将蒸汽排放压力定值设定在一回路零功率温度对应的饱和压力。
至此，电厂进入了功率运行阶段。
堆功率升至30%和40%时，分别出现P-8和P-16信号，至此，允许系统接通了功率量程通道提供的，在低功率水平被闭锁的保护通道。
在提升到满负荷的过程中，要关注控制棒的位置，必要时，通过稀释，使之在合适的范围内。
在功率提升过程中，适时投运另一台主给水泵。
CVCS
核电厂的热启动
热态启动则是反应堆短时间停闭后，在一回路温度和压力等于或接近于工作温度和压力状态下的启动。
可以认为，热启动时的状态处于热停堆状态。
因此，热启动过程从使反应堆趋进临界开始。
THE END。