核电站运行.doc

1、 核电站运行的特点:A反应堆临界，停堆换料B产生大量放射性物质C堆芯余热:剩余裂变发热剩余衰变发热2、核电站与火电厂有何区别？A核电站系统、设备复杂B使用饱和蒸汽，火电厂为过热蒸汽。饱和蒸汽热焓低，导致核电站使用的蒸汽管道和阀门比火电厂大。C压水堆核电站运行具有汽轮机快速降负荷功能D压水堆核电载硼运行3、 核电站运行工况分类： 工况I：正常运行和运行瞬态：在核电站功率运行、换料、维修过程中频繁发生的事件。 典型的事件：(1)稳态和停堆运行：功率运行启动（或热备用）热停堆换料停堆冷停堆（维修冷停堆，正常冷停堆）次临界中间停堆；(2)带有允许偏差运行：某些系统和部件不能工作燃料元件包壳有缺陷冷却剂中放射性活度过高蒸汽发生器有泄漏技术规格书中允许在运行过程中做的试验；(3) 运行试验升温升压试验负荷阶跃变化 (10%FP)负荷线性变化（5%FP/min)甩负荷 工况II：中等频度事件：最坏的情况下，会使反应堆紧急停堆，但能很快恢复运行，不会扩展并引起更严重的事故。主要包括：引起给水温度下降的给水系统失灵引起给水流量增加的给水系统失灵二回路蒸汽流量过度增加正常给水流量丧失控制棒组件下落功率运行期间安全注射系统的误运行 工况III：稀有事件：极少发生，但一旦发生可能造成部分燃料损坏，使电站长期不能恢复运行。但事件所产生的放射性污染不会危害到隔离半径以外的公用地区，也不会失去冷却剂系统或安全壳的屏蔽功能。主要包括：蒸汽系统小管道破裂冷却剂强迫流量全部丧失 单个棒束控制棒组件在满功率下抽出燃料误装载冷却剂从小破裂管道和大管道裂缝流失废气处理系统破坏放射性废液系统泄漏和破坏 工况IV：极限事故：对环境造成污染。单一极限事故不会相继引起对付事故所需要系统功能的丧失，如应急堆芯冷却系统和安全壳系统的丧失。蒸汽系统大管道破裂给水系统管道破裂 冷却剂泵轴卡住冷却剂泵轴断裂各种控制棒组件弹出堆外一回路压力边界破坏引起失水事故燃料装卸事故乏燃料容器坠落4、 核电站的标准运行状态：A换料停堆:允许进行换料操作的停堆。压力容器处于打开状态，顶盖已吊起并移走。反应堆中充满2000ppm的硼水；B冷停堆:Keff0.99，一回路TAV低于90。 维修冷停堆: Tav在1070 之间，压力容器敞开，一回路水部分排空，已处于设备维修状态； 正常冷停堆:压力容器处于封闭状态，处于受压状态；C次临界中间冷停堆:Keff1，一回路TAV在90291.4 ； 单相次临界停堆：稳压器没有气泡，Tav在90177 之间； 双相次临界停堆：稳压器内有气泡，Tav在120291.4 之间； D热停堆： Keff1；Tav=291.4 E热备用：Keff=1 Tav=291.4 功率2% FP5、 核电站的安全运行和管理1. 安全审评和安全监督:选址、设计、设备生产、建造、调试、运行、退役各阶段都要审评和监督；核安全局独立执法。2. 运行限值和条件：确定运行的安全界限；物理、热工参数必须设定正常运行的运行限值，整定值和安全限值；堆控制调节系统加以自动控制。3. 正常运行规程：必须利用详细的、验证过的和正式批准的规程来管理电厂的正常运行。4. 事故处理规程：异常事故的响应依据。5. 核电站安全状态的监测 安全参数显示系统（safety parameter display system）6. 应急计划和准备：假想事故，定期演习。7. 运行的质量保证：为了保证质量而规定和完成的全部工作综合在一起，构成质量保证大纲； 核电站安全。6、核电站运行的一般原则：从安全性和经济性出发，核电站运行的一般原则：（1）在2%100%之间的任何功率的各种工况下都能带功率运行；（2）反应堆控制系统能使堆芯发出的功率与机组要求的功率匹配；（3）保证任何时刻堆芯都有足够的冷却剂循环；（4）保证一回路冷却剂压力在运行范围内，以免堆芯沸腾或超；（5）有足够的剩余反应性控制能力，需要时可快速停闭；（6）限制负荷变化和中子通量密度的畸变，以免由于热应力过高和温度过高而损坏燃料组件；（7）液体排放量减低到最低限度，限制放射性物质对环境的影响。7、 正常启动 核电站正常启动分为：冷态启动：停闭相当长时间，冷却剂温度下降到60 OC；热态启动：短时间停闭后启动，温度、压力略低于工作状态。A初始状态(换料冷停闭状态)：1供电系统：“检查备用电源的完整性，重要负载的电压是否正常；2反应堆：处于次临界状态。硼浓度2000 ppm,停堆深度不小于5000pcm；3控制和保护系统：作好启动准备。中子源量程通道已经投入运行。反应堆的其他保护、控制和检测仪表系统也投入运行；4设备冷却水系统：一台运行，一台备用，可以对各系统供应冷却水；5余热排出系统：处于运行状态，控制一回路温度在3860OC之间；6 化学与容积控制系统：处于可用状态，控制冷却剂硼浓度；7安全注射系统：处于可启动状态；8二回路系统：所有设备均在停闭状态；B由冷停闭状态向热停堆状态过渡：第一阶段：一回路充水和排气：由化学和容积控制系统充水。充水结束后，反应堆的停堆深度不小于1000 pcm。同时注意排气。通过启动冷却剂泵和稳压器加热器加热，使冷却剂升温；在90时，溶解氧气，调节水质。一回路净化系统投入使用。达到120 后，为防止N2H4高温分解，不再调节水质。该阶段结束时，一回路温度为100130，压力为2.5MPa上充流已经建立。然后，在化学与容积控制箱内建立氢气空间。在该阶段，系统的温度由余热排出系统控制；第二阶段：稳压器投入运行：稳压器的加热速度快于一回路其余部分，它的温度比冷却剂平均温度高50110 ，最大加热速率为 56 /h。当稳压器温度达到系统压力（2.5 3.0MPa)的饱和蒸汽温度时，通过下泄流不变，上充水突然减少的方法来形成蒸汽空间。稳压器水位达到零功率水位时，从调节转为运行，承担冷却剂系统的压力控制。冷却剂参数达到180 、2.83.0MPa时，余热排出系统必须退出。当一回路温度达到180 之前，停堆棒必须提出堆芯。第三阶段：一回路升温升压至热停堆状态：达到临界前必须遵守的条件：（1）负慢化剂温度系数；（2）稳压器已建立汽腔，水位控制系统已经运行；（3） 化容系统至少有两台上充泵和硼酸泵投入运行，并且有一条通道可以向堆芯提供硼酸；（4）冷却剂的硼浓度随燃耗下降。在这些条件满足后，可以通过稳压器的电加热器和冷却剂泵使系统的温度和压力达到或接近零功率额定值。在该阶段的升温升压过程中，稳压器水位已受到控制，而压力上升导致下泄流量增加，必须通过逐步关小下泄流孔板隔离阀以控制下泄流。加热时，温度上升速率不超过28OC/h；材料热应力：1.系统压力达到7.0MPa时，安全注射箱处于备用工况；2.系统压力达到13.8MPa时，将安注系统的所有设备和阀门切换到备用状态；3.系统压力达到正常运行压力（15.2MPa)和温度(291.4OC),切断加热电源。压力控制从手动变自动，系统进入热停堆工况。C趋近临界、临界、达到热备用状态：第一步：硼浓度稀释：冷却剂硼浓度稀释到一个与临界条件对应的预定值。注意事项：（1）稀释速率，防止反应性变化过大；（2）对稳压器进行最大喷雾，使它与冷却剂系统的硼浓度均匀化；10 min；（4）冷却剂温度尽可能保持为常数，避免任何能引起突然冷却的操作；冷却剂泵提供的能量通过二回路产生蒸汽排向大气（或凝汽器）。第二步：控制棒的提升：根据堆芯的布置，推算出最低无负荷临界相对应的各个控制棒组件的位置，并按照顺序提升四组调节棒。在控制棒提升过程中，应预期反应堆随时都会达到临界。提升顺序：棒组A、B分别到堆顶，棒组C接近堆顶，棒组D提升到调节带下限，预期反应堆能达到临界。趋向临界的过程由源量程测量通道来检测，一旦通量水平达到中间量程测量通道的最小探测阈，就应该手动闭锁“源量程通量过高”的保护措施。第三步：控制棒提升，功率提升至FP：控制棒继续提升，二回路暖管，然后调节二回路蒸汽排放，反应堆进入热备用状态。D由热备用状态过渡到功率运行状态:：热备用状态特征：1、反应堆临界、输出功率小于2% P；2、一回路冷却剂平均温度Tav接近291.4C；3、稳压器压力等于整定值（15.3MPa15.5MPa)，且处于自动调压状态；4、稳压器水位处于整定值，处于自动调节状态；5、至少有两台主泵投入运行，升功率时全部投入运行；、6、停堆棒组处于完全抽出状态，调节棒组手动操作状态，并保持最低插入限制；由热备用状态过渡到并网：蒸汽发生器给水由辅助给水系统切换到给水流量调节系统，手动控制抽出调节棒组，将反应堆功率提升到4% P；以产生足够多的蒸汽使汽轮机投入运行，多余部分进入冷凝器。一回路冷却剂温度维持在290.4292.4 C；汽轮机升速，汽轮机发电机组并网。升功率到15% P：核功率和汽轮机负载保持平衡，从而限制蒸汽向冷凝器的排放。在此基础上，增加汽轮机负荷，同时抽出调节棒，严格控制冷却剂平均温度；核功率的增长不应超过对反应堆要求的限制（5% P/min)和汽轮机增加负荷时要求的限制（30 MW/min)；大于15% P运行：当功率大于15% P后，进入自动控制状态，反应堆输出的热功率依靠功率调节系统，自动跟踪汽轮机发电机组的负荷。过程如下：（1）当负荷增加时，汽轮机通过开大进汽调节阀来增加蒸汽流量；（2） 控制棒驱动机构接受功率调节器信号，控制棒组件动作以增大反应堆功率；功率调节系统采用冷却剂平均温度作为参数，以消除一回路与二回路的不平衡；E启动过程中应注意的问题：冷却剂系统压力和升温（冷却）的限制：保证冷却剂系统的压力容器等设备经得起温度和压力变动而引起的循环负载的影响，一回路在升温升压时温度和压力的组合是受到限制的。 冷却剂系统升温时温度压力曲线 冷却剂系统降温时温度压力曲线控制反应堆周期，防止发生启动事故：避免瞬发临界，应采取措施：（1）启动时限制提棒速度，间歇提棒，不连续引入反应性；（2）如发现控制棒驱动机构的误动作而使棒组连续提升，应立即按停堆按钮，或切断电源紧急停堆；正确估计反应堆次临界度：避免盲目引入反应性；在实际操作中规定：(1)Keff0.99时，应根据不使反应堆临界后的倍增周期不小于15s来限制反应性的引入量。控制棒组的插入与抽出极限：对于调节棒组，考虑它的停堆能力、恢复满功率能力和运行时对功率分布的影响，在堆芯的位置有一定要求，即对最小插入限度和最大插入限度有要求。最小插入限度是为了是棒组插入更深堆芯时具有一定价值；最大插入限度是为了满足反应堆安全性的需要。 外推法估计次临界度 调节棒组的调节带、抽出极限和插入极限8、 恒定轴向偏移时的反应堆运行A反应堆功率分布的特点：(1) 对于径向功率分布,主要由堆芯燃料组件的分区布置、可燃毒物组件和控制棒组件在堆芯的布置以及控制棒提棒顺序等来控制，并通常可以精确预测。因此，在反应堆运行过程中，对径向功率分布的控制是次要的，且可以控制的裕度是很小的；(2) 对于轴向功率分布，在反应堆运行过程中，受到慢化剂温度效应、中毒效应、多普勒效应、控制棒棒位以及燃耗等因素的影响，因此是反应堆功率分布研究的重点，其目的是保证反应堆能够安全、经济的运行。B与轴向功率分布研究相关的参数：1、热点因子：或可称为“功率峰因子”、“功率不均匀系数”，它反应了反应堆功率分布的均匀程度，用堆芯最大线功率密度和堆芯平均线功率密度的比值来表示： 热点因子的定义非常明确，但无法准确测量。 2、轴向偏移AO：堆芯上、下两个部分功率之差与总功率的比值： 轴向偏移AO只是功率分布的形状因子，功率分布不能被精确地反映。3、轴向功率偏差：堆芯上半部分功率与下半部分功率之差： 4、参数间的相互联系包络线： 反应堆运行时，需要监视的参数是“热点因子”，但热点因子是一个不可测的量，无法获得；但反应堆在运行中，通过功率量程仪表可以得到轴向偏移，该参数某种程度上也反映了反应堆功率分布的形状；因此，需要考虑是否可以在这两个参数之间建立某种联系。对反应堆正常运行状态、运行瞬变和氙振荡时，进行大量的模拟实验和计算，得到以下包络曲线：这意味不管反应堆运行在I类工况或II类工况，堆芯热点因子总是小于或等于包络线所给定的极限值。超越包络线，堆芯性能就会恶化。C限制功率分布的有关准则：1防止堆芯熔化准则：燃料芯块温度不超过UO2熔点（2260C），相应线功率密度590W/cm；2临界热流密度（DNB）准则：为防止发生膜态沸腾，定义偏离泡核沸腾比DNBR为临界热流密度与实际热流密度之比。额定功率运行下， DNBR1.9；在功率突变或出现事故时，DNBR=1.3；3和失水事故有关的准则一旦发生失水事故，也应当避免燃料包壳熔化。燃料包壳不能超过1204C，相应的线功率密度理论极限值480W/cm，实际取418W/cm。D恒定轴向偏移的控制：控制棒是控制反应堆轴向功率分布的主要手段，但控制棒的移动将有可能导致氙振荡，这种效应不可能根除。但可采用恒定轴向偏移的控制方法来尽可能降低在正常运行时氙振荡出现的几率：无论反应堆在多少功率水平下运行，保持轴向功率分布形状相同，轴向偏移AO为恒定值AOref。物理意义是：在额定功率下，平衡氙及控制棒全部从堆芯抽出情况下，堆的轴向偏移。AOref随燃耗变化，如在第一循环期间，从-7%变化到2%。E运行图和保护图1为遵守堆芯不熔化准则，最大线功率密度小于590W/cm，此时K=590/178=3.31，代入上面方程方程，得到满足堆芯不熔化准则的P-I梯形关系式：2在发生失水事故时，为遵守燃料包壳不熔化准则，最大线功率密度小于418/cm，此时K=418/178=2.35，代入上面方程方程，得到P-I梯形关系式：3I在iref5%范围内时，允许在（0100）Pn功率间运行:9、 带基本负荷运行或调峰运行：核电站中功率控制与调节的两种模式:(1) A模式：核电站发展的初始阶段，电厂连续以最大功率运行,即带基本负荷运行，或称为基本负荷模式。采用强吸收中子的调节棒束黑棒束来调节功率。其具有调节速度快特点,但会引起通量密度的畸变;(2) G模式：核电当发展到在电力生产中已经占相当份额后,必须参与电网的负荷跟踪,实现调峰运行.A模式已不足已实现电力生产的最佳运行.采用中子吸收较弱的灰调节棒束来调节功率,即G模式，或称为负荷跟踪模式。A控制模式 :通过平均温度调节系统使控制棒组自动移动，从而使反应堆处于临界; 为了限制功率分布的轴向偏差,通过改变硼浓度,以限制调节棒的位移;硼浓度的作用:(1)补偿燃耗和氙引起的反应性变化;(2)在功率变化很大时补偿功率亏损;功率变化时,通过控制棒来补充功率亏损,因此每一个负荷下都有一个调节棒位置与之对应.又,硼浓度的调节也起到补偿功率亏损的作用，这就使调节棒形成了操作范围.；它的组成设备有：控制棒逻辑控制装置；大功率可控硅整流装置和控制棒驱动机构；控制原理：通过平均温度调节系统使棒束型控制棒组件自动移动，使反应堆处于临界，同时，为了限制功率分布的轴向偏差，运行人员采用手动操作来改变硼浓度，以限制调节棒的位移；控制方法：当功率上升时，功率效应即多普勒效应吸收反应性，这时须通过提升调节棒以释放一部分后备反应性来补偿这个效应，功率上升越大，调节棒提升幅度也越大；功率上升又引起冷却剂平均温度提高，由于慢化剂温度效应，也吸收反应性。A 控制模式的优点:(1)运行简便,只有一个调节回路,正常运行时只需改变硼浓度;(2)控制棒组件插入数量少，径向和轴向燃耗均匀；A 控制模式的缺点:由于控制棒组件插入数量少,当要改变功率时,受化学和容积控制系统限制。在燃耗循环中，由于功率提升速度随功率下降,因此不可能瞬间实现大幅度的功率调节。G控制模式-灰棒模式：该模式中,要求反应堆配备以下设备:1灰棒棒束 8根Ag-In-Cd吸收棒,16根钢棒；灰棒棒束有两组:G1,4束灰棒;G2,8束灰棒；黑棒棒束24根Ag-In-Cd吸收棒,分N1,N2两组,各8束灰棒的布置应使得反应堆径向功率畸形最小；2有两个调节回路:开环调节回路,跟随控制功率补偿棒组G1,G2, N1, N2；另一个回路通过调节棒组(R棒组)保证平均温度调节。反应堆功率控制系统分为两部分：1由汽轮机负荷信号控制的功率控制系统：这是一个开环系统，由控制回路和监督回路组成；2平均温度控制系统：这是一个闭环系统，由平均温度控制回路和功率失配前馈回路组成。G控制模式主要目的:确定一种核蒸汽供应系统控制方案,以改善A模式中不可能实现的快负荷变化；负荷运行跟踪时,灰棒组和黑棒组插入到汽轮机发电机组功率整定值所要求的位置；硼的作用：（1）调节氙和燃耗引起的慢变化;（2）将R棒组限制在一个调节带内,以免引起过大的轴向畸变。R棒组的作用：（1）补偿氙变化或灰棒整定不正确的微弱反应性变化；（2）功率轴向偏差超过+5%时，使轴向振荡停止。G模式的优点：任何时候都不需要人员干预,控制棒对功率分布的干扰不会产生轴向振荡(由慢化剂平均温度调节系统控制)；G模式的缺点：硼和棒束的作用清楚的分开,因此负荷降低时,不能象A模式那样补偿氙变化引起的功率效应。 A模式运行梯形图 G模式运行范围10、 三通道功率调节系统：1冷却剂平均温度测量通道；2冷却剂平均温度定值通道；3功率失配调节通道（又称功率补偿通道）：包括三个单元：偏差微分单元、非线性增益单元和可变增益单元。误差综合器：三通道非线性调节器中的误差综合单元就是一个加法器，或称加减器，误差综合单元的输出偏差信号为零时，对应于控制棒不动作，偏差信号为负时，给出提棒指令。棒速程序环节：分为四个区段，死区最小棒速区；线性棒速区；最大棒速区。 11、 冷却剂体积、硼浓度和蒸汽排放的控制 1稳压器可以调节负荷变化所引起的冷却剂体积的正常变化，若与化容系统一起，它还可以补偿工况突变时冷却剂体积的变化。稳压器水位用冷却剂平均温度Tav的函数来控制。即根据给定的Tav，确定水位整定值。在整定值附近的变化，需要调节化容系统的上充流量。 2硼浓度由化容系统上充泵进行，配合控制棒组件控制反应堆的反应性。硼浓度有三种控制状态：1）自动补给，正常运行时，硼水通过容积控制箱由上充泵注入一回路，对一回路泄漏进行补偿；（2）稀释，随着燃耗加深，必须降低硼浓度来进行补偿。此时，把补水调节器置“稀释”位置。容积控制箱的下泄流自动回收硼；（3）硼化，由于负荷变化引起氙减少时，增加冷却剂硼浓度。把补水控制器置“硼化”位置，注入硼酸制备系统供给的4%浓硼酸溶液。 3 在正常运行中，蒸汽排放系统可以减小由于负载变化引起的反应堆过渡过程的幅度；在启动和停堆初期。蒸汽排放系统用于吸收反应堆多余和剩余能量。12、 稳定运行方案：A二回路蒸汽压力恒定方案：当反应堆功率上升时，二回路蒸汽压力恒定，流量增加；冷却剂平均温度上升，反应堆进口温度和出口温度都将上升；特点：对蒸汽发生器等二回路设备有利；冷却剂温度变化引入反应性变化，需要控制能力强的控制棒设备；冷却剂热胀冷缩，需要较大的稳压器设备。B冷却剂平均温度恒定方案：功率上升：冷却剂平均温度恒定，进口温度下降，出口温度上升；二回路蒸汽压力和温度下降，蒸汽流量增加；特点：对一回路系统有利，可以较好的实现自稳自调特性；稳压器水位基本保持不变；二回路流量和压力变化大，对蒸汽发生器和汽轮机造成负担；C冷却剂出口温度恒定方案：功率上升：冷却剂出口温度恒定，进口温度和平均温度下降；二回路蒸汽压力和温度下降，蒸汽流量增加；特点：避免反应堆出口温度过高对反应堆燃料和堆结构产生不利影响；13、 反应堆功率控制A基本功能 ：消除内外扰动效应：在一定功率下运行时，消除各种反应性效应，使反应堆能够稳定运行；实现输出功率和需求负荷的一致性：当负荷变化时使反应堆能更好地进行自动跟踪；B反应性的反馈特性: (A) 中毒反馈:功率变化-氙浓度变化-功率变化；特点:内部反馈、反馈时间长；碘坑和氙振荡。(B) 核燃料温度反馈：功率变化-燃料多普勒温度效应-功率变化；特点：内部反馈，反馈时间短（几秒钟）。(C) 慢化剂温度反馈：功率变化-慢化剂温度、密度变化-功率变化；特点：内部反馈、反馈时间长于燃料反馈（10秒钟）。(D) 压力、流量和空泡反馈；特点：反馈效应小。(E) 外部控制反馈：外部自动控制系统，直接引入反应性控制信号。C反应性的自调自稳特性:1反应性的自稳性:外部调节系统不起作用时，反应堆靠自身在内的反馈机制克服堆内反应性扰动所造成的不稳定因素，使其工作状态自动保持稳定的特性。2反应性的自调性：外部调节系统不起作用时，反应堆靠自身在内的反馈 机制自动调整运行参数和输出功率，以适应负荷的变化反应性的自调性通过堆内各种负反馈来实现。D反应堆功率控制系统:在G模式下，反应堆功率控制系统有两部分组成：（1）功率补偿棒组控制系统：功能：根据负荷需求控节功率补偿棒的棒位，使功率补偿棒的棒位和功率水平相对应；控制过程：功率设定值-棒位设定值-与实际棒位值比较-棒位偏差值-函数发生器-棒速脉冲信号和移动方向信号。（2）冷却剂平均温度控制系统：功能：通过调节冷却剂平均温度来实现反应堆功率与负荷之间的精确匹配。组成：三通道非线性调节器；棒速程序控制单元；控制棒棒束逻辑控制装置和驱动机构。原理：汽轮机负荷需求和反应堆功率不匹配-温度偏差信号-棒速程序控制单元-控制棒移动速度和方向信号-逻辑控制装置-驱动控制棒移动，改变反应性 反应堆通过调节冷却剂平均温度配合功率补偿棒的控制来实现最终的功率控制。14控制棒驱动机构：控制棒组件提升程序+控制棒组件下插程序。 棒速程序控制单元：信号综合单元得到三通道非线性调节器的信号，经综合分析，得到温度偏差Te，温度偏差Te为棒速程序控制单元的输入信号，而控制棒移动速度和方向信号为输出信号：Te0，温度设定值大于温度测量值-提高反应堆功率-提棒信号； Te0，温度设定值小于温度测量值-降低反应堆功率-插棒信号。 控制棒棒束逻辑控制装置：接受棒速程序控制单元信号和手动信号，产生控制棒组件各组和各子组的移动控制信号。15压水堆核电站运行中的负荷瞬变：负荷瞬变属于第一类运行工况，它是核电厂运行中经常进行的操作。在介绍负荷瞬变前，首先明确反应堆正常运行的要求： （1）一回路自动跟踪二回路功率变化，即反应堆功率跟踪汽轮机负荷变化； （2）电厂功率控制系统能满足如下负荷变化： 负荷线性变化，变化率5%FP/min; 负荷阶跃变化，变化量10%FP。A负荷线性下降的瞬变:该过程是一个汽轮机负荷线性下降的过程。由于负荷线性变化在棒控系统设计能力之内，因此一回路能较好的跟踪二回路功率的变化。在负荷变化过程中，需要记录负荷、核功率、棒位、稳压器压力与水位、平均温度和参考温度、蒸汽流量、给水流量、蒸汽发生器水位与压力等参数的变化。以二回路线性降功率为例：在功率下降时，功率失配线路对负荷的变化能提供较快且稳定的响应，首先引起控制棒的下插，从而核功率下降。然后，温度失配线路起作用，达到精细控制一回路平均温度的目的。B负荷阶跃上升的瞬变：该过程是一个汽轮机负荷阶跃上升的过程。由于核电厂设计要求是能满足10%FP阶跃变化的能力，因此反应堆也具有较好的响应能力。在负荷变化过程中，需要记录负荷、核功率、棒位、稳压器压力与水位、平均温度和参考温度、蒸汽流量、给水流量、蒸汽发生器水位与压力等参数的变化。C负荷快速下降时的瞬变：反应堆以5%FP/min快速从100%FP降至50%FP。所要记录的参数同前，并且还需要记录旁排系统的数据。16、热平衡计算：热平衡计算的主要依据是能量守衡，即一回路产生的功率等于二回路载出的总能量。一回路产生的总能量堆芯放出的能量冷却剂主泵的能量。二回路载出的总能量蒸汽发生器载出的能量蒸汽发生器给水返回的能量。因此，堆芯放出的能量蒸汽发生器载出的能量蒸汽发生器给水返回的能量冷却剂主泵的能量。六17停堆方式：A反应堆的停堆指反应堆从功率运行水平降低到中子源水平。主要有两种方式：1、正常停堆:1热停堆：暂时性的停堆。 冷却剂系统保持热态零功率负荷时的运行温度和压力，二回路系统处于热备用状态，随时可以带负荷运行。所有调节棒必须完全插入，停堆棒可以插入和抽出，硼浓度为最小停堆深度硼浓度，反应堆处于次临界(93.3时，运行限制条件:停堆深度必须大于等于1300pcm；如果停堆深度小于1300pcm,则应立即启动并连续用7000ppm的高浓度硼水,以11.2t/h的速率硼化,一直到满足要求为止；*在平均温度TAV93.3时，运行限制条件:停堆深度必须大于等于1000pcm;；如果停堆深度小于1000pcm,则应立即启动并连续用7000ppm的高浓度硼水,以11.2t/h的速率硼化，一直到满足要求为止。（3）保证足够的停堆深度：1反应堆在任何运行工况下达到次临界；2可将假想事故工况下引入反应性瞬变控制在允许的限制内；3在停堆时反应堆保持足够的次临界度,以防止反应堆在已停堆情况下意外地达到临界。（4）对停堆深度的要求在整个寿期内随燃耗、硼浓度、冷却剂平均温度的变化而变化。但最受限制的情况是：在堆芯寿期末，冷却剂平均温度为无负荷运行温度下，发生主蒸汽管道破裂事故造成不可控的冷却剂系统的冷却。在该事故中，要求有一定的初始最小停堆深度来控制反应堆瞬变。因此对停堆深度的要求是建立在此限制条件基础上的。（5）停堆深度的影响因素：1氙：停堆后氙的变化可能引入正反应性，也可能引入负反应性，这取决于停堆时间。在停堆后24小时内，氙浓度增加将使停堆深度增加，而24小时后，氙浓度减小将使停堆深度减少,此时为满足最小停堆深度的要求，需要向堆芯增加负反应性。2控制棒：热停堆时调节棒将全部插入堆芯。而停堆棒要么全插要么全提。当冷却剂系统硼化充分时，足以保证最小停堆深度，停堆棒可以全插；而其他任何时候（引入正反应性时）停堆棒必须全提。3冷却剂温度：停堆后，冷却剂温度下降引入正反应性，并且引入的反应性为温度和硼浓度的函数。因此在计算降温时引入的正反应性时，慢化剂温度系数可选取温度为变化前后的平均温度，硼浓度选取当前硼浓度值下的慢化剂温度系数。4硼浓度：如确定停堆深度时的硼浓度与参考反应性数据里的硼浓度数据相同，则不引起反应性的变化；若不相同，则引入反应性的变化。5停堆反应性：停堆反应性是以ARO、HZP状态点作为参考点，停堆后某时刻氙、控制棒、温度和硼变化引起的反应性总量。6停堆深度：停堆反应性与参考反应性的差值。停堆深度必须满足技术规范中运行限值条件，否则应当采取措施来满足要求。（6）停堆过程中的异常现象：1卡棒现象：卡棒现象是指在事故停堆时，控制棒卡住不能掉落堆芯。在这种情况下，应该按照异常运行规程的要求，立即应急加硼。这种加硼方式不经混合器正常途径而直接送至上充泵入口，因此无法计量硼的绝对加入量，但总是向堆内添加负反应性，能够保证停堆深度满足技术规范的要求。2欠补偿现象：核仪表系统中间量程采用补偿型硼电离室来监测堆的功率水平。对补偿硼电离室，如果补偿性能不好，可能存在两种情况：（1）欠补偿对 补偿不够，最后得到的信号中除去中子外还存在 的作用，这对停堆过程具较大影响。因为停堆后中子通量密度迅速下降，但通量还比较大，因此总电流信号中所占的比重将增加，中间量程功率表的指示降不到10-10A以下，从而导致源量程仪表不能投入工作。（2）过补偿对 补偿过头。对安全运行不存在较重要的影响。七17、 燃料管理及运行维护A燃料管理:核燃料管理主要分为三个阶段：（1）前端燃料管理（进堆前）:主要包括采矿、浓缩、燃料的制造和运输等过程。（2）堆芯内燃料管理:包括燃料载入堆芯、堆内辐照、乏燃料卸出等整个过程。堆芯内燃料管理直接影响核电厂的经济性、安全性，是燃料管理工作的核心部分；（3）尾端燃料管理主要包括卸料的贮藏、冷却、后处理等。B换料方式:（1）由里向外三区循环倒料换料方式：外区高富集度燃料组件,内区低富集度燃料组件换料时,由外到里倒料。优点:功率分布均匀。缺点:每个燃料组件都需要移动位置；高泄漏率,对压力容器的辐照剂量高。（）由外向里三区循环倒料换料方式：外区低富集度燃料组件,内区高富集度燃料组件换料时,由里到外倒料。优点:低泄漏率,对压力容器的辐照剂量低。缺点:功率峰因子大；(3) 跳棋式倒料方案：三种富集度燃料组件交叉排列。优点:倒料次数少,换料简单。缺点:新旧燃料交替,局部功率峰较大。() 低泄漏换料方案：缺点:功率峰因子较大；优点:低中子泄漏，目前广泛采用 。C装卸料：1压水堆装卸料的特点：卸料时，由于经过辐照的燃料组件具有非常强的放射性，因此其运输和贮存必须在水下进行。燃料组件之间间隙仅1mm，因此装卸料时必须有精确的自动定位系统，使燃料包壳不至损坏；为提高电厂的经济性，应尽可能缩短换料时间。2装卸料主要设备：换料水池，布置在安全壳内；在反应堆停闭后用2000ppm的硼水充满，主要存放堆内构件及控制棒组件；乏燃料贮存池，布置在安全壳外的燃料厂房内；存放乏燃料组件，由三个隔室组成：1、贮存隔室：充有硼水，可存放7/3堆芯的乏燃料组件；乏燃料在此存放三个月以上才能送往后处理厂；2、运输隔室：在反应堆停闭时充水。3、乏燃料装罐隔室：将乏燃料罐装后，送往后处理厂；乏燃料池中乏燃料的贮存间距要满足设计要求：能保证在纯水中对最高富集度的新料，Keff0.95。新燃料干贮存室：布置在安全壳外的燃料厂房内贮存间距取520mm，并分成两区。保证Keff0.9。装卸料机：其驱动机构能抓住被操作的燃料组件。3装卸料的主要过程：1. 压力容器的开启；2. 乏燃料组件的取出和运输；3. 新燃料的装入；4压力容器封闭。D乏燃料的贮存和后处理：无论采用闭式燃料循环还是采用开放式燃料循环,都需要进行乏燃料贮存。乏燃料在后处理前，贮存期限为0.57年，贮存方式有两种：（1）湿法；（2）干法。乏燃料的后处理：乏燃料从反应堆卸出，经冷却后,运输到后处理厂,通常需要进行以下处理:(1)后处理准备,将核燃料与结构部件分离，破坏燃料包壳；(2)以硝酸处理核燃料使其转入溶液状态；(3)水-溶剂萃取处理,提取可裂变核素U和Pu同位素；(4)用化学方法将低放核素和高放核素分离；(5)高放核素浓集在较小体积的高放废液中，并用化学方法将其固化(如玻璃类结构),并采用地层永久埋藏方法使其与生物圈隔离。D运行管理：在各种运行工况下，为保持燃料的完整性，一回路功率、压力及温度等变化率、轴向功率偏差都必须保持在规定的安全范围内：(1)最大线功率密度不超过规定值额定功率下，应当保证燃料的线功率密度590W/cm,在发生失水事故，线功率密度1.3，防止发生偏离泡核沸腾后引起燃料包壳破坏；(3)在正常运行条件下，功率分布应尽可能均匀。为了满足以上要求,需对反应堆进行以下检测:(1)定期检测通量分布,测定轴向峰值功率；(2)进出口水焓升检测，确定焓升分布,防止发生膜态沸腾；(3)限制控制棒和化容系统引入负反应性速度,以保证 功率峰因子和DNBR在规定范围内；(4)根据通量密度的分布计算燃耗,并根据负荷要求，拟定最佳换料方案。2燃料元件破损检测：（1）一回路水的、放射性测量；（2）缓发中子法。 以上方法能够测定燃料是否破损,但要确定破损的燃料组件具体位置还需要通量倾斜法;倾斜法的缺点:(1)测定时需要降功率运行；(2)每次抽出控制棒组件,测量其放射性的变化需要30min;如要对乏燃料池中的乏燃料组件进行破损检测,则可以通过啜漏试验来确定：(1)干法:燃料组件放置在密闭容器中，加热或减压后通氮气以带出气体,从而检测气体的放射性；(2)湿法:燃料组件放置在有水的密闭容器中,裂变产物进入到水中,对水进行放射形检测。3水质管理：水质管理的主要任务：对一回路和二回路给水水质的控制，水质管理影响压水堆主要设备的工作寿命：防止冷却剂带的杂质在燃料包壳表面形成污垢；冷却剂中的杂质可能会被活化，形成放射性同位素，给操作和维修造成困难；中子和辐射下水分解，加剧腐蚀；杂质中的氯离子、氟离子对反应堆和一回路系统的材料（不锈钢材和锆材）发生应力腐蚀。1一回路冷却剂水质：pH值：一回路的pH值将影响金属材料的腐蚀速率；氧含量和氢含量；氯含量和氟含量。2二回路冷却剂水质控制：（1）氢氧化合物 ：PH值控制在8.99.3之间，利用添加吗啉和联氨控制；（2）含氧量：氧离子由凝汽器或除氧器除去。4定期试验和检查：1、日常维护；2、定期检查；3、在役检查。主要试验方法:(1)目视检查：观察设备的表面状态直观检查;远距离目视试验；(2)表面检查：对表面的裂