压水堆核电站运行.doc

压水堆核电站运行介绍 核电站运行特点反应堆临界；反应堆内产生和积累有大量放射性物质；相当可观的堆芯剩余释热；核电厂系统、设备复杂；使用饱和蒸汽，降低热循环效率。 停堆后的衰变热核电站运行工况分类正常运行和运行瞬态 稳态和停堆运行 带有允许偏差运行 运行试验中等频度事件(发生概率:110-2次/堆*年)稀有事件(发生概率:10-210-4次/堆*年)极限事故(发生概率:10-410-6次/堆*年)正常运行和运行瞬态(1) 稳态和停堆运行功率运行（100%满功率）。启动（或热备用）（临界，02%满功率）。热停堆（次临界，余热排出系统投入运行）。换料停堆（硼浓度至少200010-6，反应堆冷却剂温度在10到60之间，余热排出系统运行）。(2) 带有允许偏差运行核电厂在连续运行期间，可能发生超出核电厂技术规格书允许范围的各种偏差，如：某些系统或部件不能工作；燃料元件包壳有缺陷；反应堆冷却剂中的放射性活度偏高，主要是裂变产物、腐蚀产物、氚引起的；蒸汽发生器有泄漏，但没有达到技术规范允许的最大值；技术规格书中允许在运行过程中做的试验。(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37.5/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（最大一次可达10%满功率）负荷线性变化（最大为5%满功率/min）甩负荷（最大可甩掉全部负荷）中等频度事件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；主蒸汽系统事故卸压；外部负荷丧失；汽轮机跳闸；主蒸汽隔离阀意外关闭；凝汽器真空丧失及其它导致汽轮机跳闸的事件；核电厂辅助设备非应急交流电源丧失；正常给水流量丧失；反应堆冷却剂强迫流量部分丧失；一组棒束控制组件在次临界或低功率启动工况下失控抽出；一组棒束控制组件在功率运行工况下失控抽出；棒束控制组件下落；一条具有不正确温度的非在役反应堆冷却剂环路的启动；导致反应堆冷却剂内硼浓度降低的化学和容积控制系统失灵；功率运行期间安全注射系统误运行；稳压器安全阀误开。稀有事件蒸汽系统小管道破裂；反应堆冷却剂强迫流量全部丧失（频率快速降低的瞬变）；单个棒束控制组件在满功率下抽出；燃料组件意外装载和运行在错误位置；稳 压器安全阀误开启保持在卡开位置；反应堆冷却剂从小破裂管道或大管道裂纹的流失；废气处理系统破损；放射性废液系统泄漏或破损。极限事故蒸汽系统大管道破裂；给水系统管道破裂；反应堆冷却剂泵轴卡住（转子卡住）；反应堆冷却剂泵轴断裂；各种棒束控制组件弹出堆外；蒸汽发生器传热管破裂；反应堆冷却剂压力边界内假想的不同尺寸管道破裂引起的失水事故；燃料装卸事故；乏燃料容器坠落事故。核电站技术规格书（1） 核电厂技术规格书是最终安全分析报告的第十六章，是核电厂制定运行规程的重要依据，所以说它是最重要的运行文件之一。定义；安全限值和安全系统整定值；运行限制条件；监测要求；设计特点；行政管理。定义 在核电厂技术规格书中，首先给出核电厂运行中重要术语的定义是很重要的，也是很必要的。为了核电厂的安全运行，对特定核电厂运行中出现的一些专用术语，给出清楚的、毫不含混的定义。运行模式(二代核电站)安全限值（1） (1) 反应堆堆芯 热功率，稳压器压力和运行环路最高冷却剂温度的组合不得超过下图所给出的限值。 适用范围：模式1、2。 动作： 无论何时，只要由运行环路最高冷却剂温度和热功率组合所确定的点超过了相对稳压器压力限值，则核电厂应在1h内处于热备用模式，并遵从相应技术规范的要求。堆芯安全限值 (2) 反应堆冷却剂系统压力 反应堆冷却剂系统压力不得超过18.9Mpa。安全系统整定值 为了避免超过安全限值而设置的一些系统设备保护定值，超过这些定值时，促使反应堆停堆和专设安全设施动作。运行限制条件 为了避免超过安全系统整定值而设置的一些系统、设备、参数的运行限制。关于停堆深度的运行限制条件(LCO) 规范 停堆深度必须大于或等于177010-5。 适用范围：模式1、2、3、4。 动作：当停堆深度小于177010-5时，立即用大于或等于700010-6硼酸溶液以大于或等于11.2t/h的流量硼化，直至恢复到所要求的停堆深度为止。监测要求 监测要求在核电厂技术规格书中是保证核电厂安全运行，满足运行限制条件的重要措施。 例2：关于控制棒插入限值的运行限制条件（LCO） 规范 控制棒组必须限制在物理插入限值之上。 现在在监测要求中相应的有： 规范 除了棒插入限值监视器处于不可运行情况下的一段时间外，必须至少每12h确定一次每个控制棒组要处在插入限值之内，随后至少每4h校验一次单束控制棒的棒位。设计特点 这部分内容含本核电厂设计考虑的一些重要问题，如厂址、安全壳、反应堆堆芯（燃料组件、控制棒组件等）、反应堆冷却剂系统（设计压力与温度、总容积等），气象塔位置、燃料贮存以及设备循环或瞬变的限值等。行政管理 一般核电厂行政管理都包括着职责、组织机构、核电厂人员资格、培训、审查和监查、可报告的事件、违反安全限值、规程和计划、报告要求、记录保存、辐射防护政策等内容。当然每个核电厂根据该厂的具体情况，均有所差别，不过大同小异。运行规程正常运行核电站启动（1） 1.启动前准备初始条件检查：主冷却剂温度、停堆深度、主系统压力、主要系统、设备状态和电气运行方式。必要的水（RWST,应急水箱，硼酸储存箱，暂存箱，除氧给水箱），电（二路独立的厂内外电源）,汽（辅助蒸汽），气（氢气，氮气，压空）。主辅系统检查完成。测量、控制保护系统可运行。二回路凝结水系统和给水系统的冲洗和准备。2.升压启动主泵 通过调节上充、下泄流量可以改变主系统压力，使主系统缓慢升压到30 kgfcm ，控制升压速率每分钟1 kgfcm。 检查主泵启动条件满足。 间隔启动主泵，并检查主泵运行参数。主泵启动条件检查 只有同时满足以下条件，才能启动主泵（否则启动回路被闭锁）：冷油器油温 20顶油泵压力 1.2MPa轴封注入水流量 1.2m3/h控制泄漏流量 0.2m3/h主推力轴承油槽油位 575mmL87%PR，在恒定轴向偏移控制方式运行下，应维持I在Iref5%运行带以内。如超出这个范围，应限制超出的时间，要求在升功率之前12h内超出的时间不大于1h，否则因氙振荡不可能有效地把功率提升到额定功率。如果在最近的12h内超出运行带1h，则应将功率降到87%PR以下，并使I保持在正常运行梯形之内。在额定功率正常运行时，通常I位于Iref3%带状区域之内。运行功率在15%PRP87%PR，I对应的运行功率值应落在运行梯形之内。如工作点接近于梯形腰边界，应降低运行功率。运行功率P5%FP）停止不必要的运转设备。反应堆冷却剂系统泄漏(1)1.RCS泄漏分类可识别泄漏是指：进入闭合系统的泄漏(除去可控泄漏)，如泵密封或阀门填料泄漏，它们被收集并导入地坑和收集箱内，或进入安全壳大气的这些泄漏，即其来源已查出，并且知道它们或者不会妨碍泄漏探测系统的运行，或者不是压力边界泄漏，或反应堆冷却剂系统通过蒸汽发生器向二回路系统的泄漏。不可识别泄漏是指除可识别泄漏和受控泄漏外的所有泄漏。压力边界泄漏是通过反应堆冷却剂系统的部件本体、管壁或容器壁的不可隔离的破损造成的泄漏(不包括蒸汽发生器传热管泄漏)。受控泄漏是指反应堆冷却剂泵轴密封的控制泄漏流。3.RCS泄漏的主要现象安全壳和（或）辅助厂房放射性可能高容控箱液位下降上充流量增加稳压器液位低偏差可能报警安全壳压力、温度和湿度可能上升安全壳地坑水位可能上升4.RCS泄漏处理增加上充流量维持稳压器水位估计泄漏率，根据技术规格书要求进行处理设法确定泄漏点，进行隔离主系统泄漏率的计算方法反应堆冷却剂系统泄漏(5)5.泄漏率的计算方法 每隔2小时记录下列数据：容控箱水位；稳压器水位；稳压器卸压箱水位；自动补给累计量。 主冷却剂系统的泄漏率按下式计算： W1=(WVCT+WPZR+WPmw+Wcor)/2hr 式中Wcor为压力，温度变化修正水量，在稳定工况下为零。反应堆冷却剂系统泄漏(6).技术规格书对RCS泄漏运行限制无压力边界的泄漏不可识别的泄漏0.227m3/h未与反应堆冷却剂系统隔离的任一台蒸汽发生器泄漏 0.227m3/h反应堆冷却剂系统可识别的泄漏2.27m3/h在反应堆冷却剂系统压力为15.20.14MPa下的受控制的泄漏为0.92m3/h 适用范围：模式1，2，3，4A和4B仪表通道失效通道失效主要是由仪控系统故障而造成的，其实原来核电厂运行是正常的，只是由于通道失效才表现出核电厂运行不正常。如果这类故障不排除，则故障将一直存在着。在有些情况下，核电厂竟能在很短时间内停堆、停机，甚至可以引起专设安全设施动作。对单通道选择控制和中值卡选择控制分别加以阐述.稳压器压力通道失效，高指示故障(1)1.故障现象稳压器压力高可能报警稳压器可能喷雾阀打开切断所有电加热器主系统实际压力下降可能出发超温T停堆可能触发稳压器低压力停堆可能触发稳压器低压力安全注射2.故障处理将稳压器压力控制器切换到“手动”手动关闭喷雾阀手动投入电加热器维持稳压器压力在正常运行压力将控制通道切换到正常指示通道通知仪控维修人员处理核电站事故运行（1）1.极限事故蒸汽系统大管道破裂；给水系统管道破裂；反应堆冷却剂泵轴卡住（转子卡住）；反应堆冷却剂泵轴断裂；各种棒束控制组件弹出堆外；蒸汽发生器传热管破裂；反应堆冷却剂压力边界内假想的不同尺寸管道破裂引起的失水事故；燃料装卸事故；乏燃料容器坠落事故。核电站事故运行（2）2.三哩岛事故前应急运行规程的特点 三哩岛事故前应急运行规程的制定是以事件（event）为导向的。具体讲有三个特点：首先判断事件产生的原因，然后再采取相应的措施。这就有可能延误时间而造成事故的进一步扩大或造成更为严重的后果；因为它是事件定向的处置规程，如果判断及时正确，能取得事故处理的较好结果；一般讲，它不考虑多重故障的可能性。核电站事故运行（3）3.三哩岛事故后应急运行规程的特点 三哩岛事故后的应急运行规程主要叫征兆定向的规程，其主要特点为：根据征兆边处置边诊断；判明事故原因后，进行对症处置；增加了关键安全功能定向的处置规程，在失去关键安全功能时，首先要采取措施恢复关键安全功能；对多重故障有较好的处置效果。核电站事故运行（4）4.应急运行规程的构成 西屋公司的应急响应导则，主要包括三个部分：最佳恢复导则（ORG）；关键安全功能状态树（CSFST）；和功能恢复导则（FRG）。核电站事故运行（5）5.最佳恢复导则（ORG）应急响应导则的总入口导则是E-0，进入E-0的条件（或征兆）是：反应堆自动紧急停堆或手动停堆；专设安全设施动作或要求动作。对于每一个基本事故类型，最佳恢复导则由三种形式的导则组成： E导则，是每一基本事故类型的总应急导则和入口导则； ES导则，是对E导则的补充，为每一基本事故类型提供补充的恢复对策； ECA导则，是应急偶然事件的行动对策。5.最佳恢复导则（ORG） 最佳恢复导则处置的四个基本事故类型是：反应堆紧急停堆（非事故）；反应堆冷却剂丧失；二次侧冷却剂丧失；蒸汽发生器传热管破裂。6.功能恢复导则（FRG） 功能恢复规程是最佳恢复规程的补充，可以根据征兆判断出正在受到威胁与破坏的安全功能，然后遵照相应的功能恢复导则去恢复这部分安全功能。 六个关键安全功能:(1) 次临界度 (2) 堆芯冷却 (3)二次侧热阱(4) 压力边界完整 (5) 安全壳完整 (6) 冷却剂装量大破口失水事故(LOCA)(1)1.大破口失水事故验收准则燃料棒包壳最高温度不超过1204；燃料棒包壳局部锆水反应厚度不得超过包壳厚度的17%；锆水反应产氢量不得超过除了燃料棒气腔周围外全部锆被氧化后产氢量的1%；堆芯几何形状变化不致于堆芯失去可冷却的几何形状；系统能维持堆芯长期冷却以带出衰变热。2.事故概述喷放阶段 破口发生后，破口处出现冷却剂欠热喷放，系统压力迅速下降。当压力下降到冷却剂饱和压力后，系统就开始产生大量蒸汽。当破口流量为零，喷放阶段结束，进入再灌水阶段。在再灌水阶段 堆芯完全裸露，安注水先要充满下腔室后才能上升至活性区底部。一旦安注水进入活性区，再灌水阶段结束，进入再淹没阶段。在再淹没阶段 压力壳下降段水位是再淹没堆芯的驱动力。进入堆芯的部分水由于燃料棒传热而转变成蒸汽，汽流夹带着相当数量的水滴，为堆芯水位以上部分提供了初始的冷却，其余进入堆芯的安注水使堆芯水位上升。大破口失水事故(LOCA)(3)2.事故概述安全壳高压力信号触动，安全壳喷淋系统动作，喷淋将降低安全壳压力和温度，保证安全壳完整，减少放射性物质向大气释放。喷淋系统的化学添加物还能使放射性碘容易溶解于喷淋液中。安注水和喷淋水先由换料水箱提供，当换料水箱水位下降到一整定值，系统自动切换到再循环状态。此后，安注系统以地坑为水源，一直运行到堆芯冷却下来为止。4.保护信号反应堆停堆由下面信号触发： 稳压器低压力安注系统由下列任一信号触发： 稳压器低低压力 安全壳高2压力 安注箱当系统背压小于其充氮压力自动向系统注水辅助给水系统由下列任一信号触发： 安注信号 主给水隔离信号蒸汽发生器传热管破裂事故(SGTR)(1)1.事故特点是一个中小LOCA事故二回路被污染及时准确的人为干预非常重要2.事故现象某个蒸汽发生器的N-16剂量高报，某个蒸汽发生器汽水失配报警、高液位报警。反应堆冷却剂系统冷却剂漏失导致上充流量增大，稳压器低水位报警，低压力报警。稳压器压力继续降低，可导致低压停堆并停机，很快导致低低压力安注。蒸汽发生器排污放射性高报，并自动隔离，冷凝器抽气放射性高报。3.操作要点识别并