核电厂启动与停运

388 第四部分 核电厂启动与停运 389 1核电厂的启动 述 秦山第二核电站与常规火电厂不同，常规火电厂 根据电力负荷需求量来调整锅炉的发热量 ， 使热功率与电负荷相匹配 。而秦山二期 基本上不考虑电网对电能需求量的变化而产生的对核电站的约束 ，即反应堆能输出多大功率，就向电网输出多大功率，也称“ 机跟堆 ”模式。它优先考虑核电站， 避免了核电站的频繁调节，有利于核电厂安全、经济地运行。 但并不是说秦山二期不具有功率调节的能力，设计上已考虑了这种运行方式 12 12 小时满功率运行， 3 小时从 100%降至 50%满功率， 6 小时 50%满功率运行， 3 小时从 50%满功率升到 100%。 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（ 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 ）。 料冷停堆状态 1） 换料冷停堆状态 是指允许反应堆更换燃料操作的停堆状态，此时，必须具备以下条件： 反应堆压力容器顶盖已 移开 反应堆的 次临界度至少大于 5000冷却剂硼浓度大于 2100有 控制棒插入堆芯 。 均温度处于 10 60之间 。 2） 系统运行状态 余热导出和冷却剂温度控制由 完成， 用。 冷却剂的化容控制由 完成。 用于停堆的高通量报警定值为 3 0， 0为换料停堆前，未开盖前的中子通量。 换料腔水位： 如果没有安装水闸门， 15m 如果已安装 水闸门， 实施防止误稀释的行政隔离（ D 类） 修冷停堆状态 1） 维修冷停堆状态指允许对一回路设备进行维修的停堆状态，特征是： 一回路通大气，部份水被排空。 均温度在 10 70之间。 反应堆次临界深度至少为 5000却剂中硼浓度大于 2100有控制棒都插入堆芯。 390 2） 系统运行状态。 系统运行状态与换料停堆时相同。但注意在排水时，最低水位应保证 统正常运行。 常冷停堆状态 1） 正常冷停堆是指冷却剂温度在 90以下，压力在 下，一回 路压力边界是封闭情况下的停堆状态。特征是： 封闭的。 均温度在 10 90之间。 反应堆次临界，其停堆深度应大于等于图 示的值。 停堆棒、调节棒 B 棒和 C 棒在堆顶，其余棒在 5 步处。 2） 系统运行状态 当 均温度大于 70时，至少有一台主泵在运行。 热量的导出和一回路冷却剂平均温度控制由 完成， 用。 力由 节，压力限制不超过 压保护由 个安全阀来完成。 稳压器充满水， 化学和容积控制由 成。 相中间停堆 1）单相中间停堆是指：冷却剂温度在 90 177时， 力在 间，稳压器单相的停堆状态。特征是： 反应堆处于次临界，次临界深度大于或等于图 停堆棒、调节棒 B 棒和 C 棒在堆顶，其余棒在 5 步处。 冷却剂平均温度， 90 177。 2）系统运行状态 一台以上主泵运行 B 690 1000 2000 （ 690， 1000） 图 391 稳压器满水，压力由 节，超压保护由 安全阀完成。 温度控制由 完成， 用。 化容控制由 完成。 相中 间停堆状态 1） 冷却剂温度在 120 177之间，稳压器已建立汽腔，特征如下： 堆芯次临界度同上。 停堆棒、调节棒 B 棒和 C 棒在堆顶。 冷却剂平均温度 120 177之间。 系统压力维持在 2） 系统运行状态： 力由稳压器控制。 其余同单相中间停堆。 常中间停堆 1） 正常中间停堆指冷却剂温度在 160 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 压力在 间。 2） 系统运行状态 至少一台主泵运行。 力由稳压器控制，稳压器水位整定在零负荷 。（ 制） 度由 制 ， 水由 给。 于运行状态。 停堆状态 1） 度为 压力为 余与正常中间停堆相同。 2） 系统运行状态 至少一台主泵运行； 稳压器压力，水位投自动； 度由 制； 水由 完成； 运。 备用状态 1) 度为 ，压力为 应堆功率 2%下的临界状态称热备用状态。 2) 系统运行 两台主泵运行； 其余同热停堆。 392 率运行状态 1） 系统特征 压力维持在 平均温度 310之间； 稳压器水位在 间。 2） 系统运行 两台主泵运行； 稳压器压力、水位控制投自动； 位由 供； 专设安全设施可用。 各标准状态的比较见表 1。 393 序号 运行状态 堆功率 %应堆的反应性 控制棒组位置 一回路平均温度 制 稳压器状态 压 力 对） 压力控制 主泵 运行 台数 汽轮发电机组 备注 1 换料冷停堆 源量程 5000 100部插入 102100部插入 101000、 B 棒提出， A、 C、 D 棒在堆内 3) ( 水两相 压器 1 8 热备用 2% 临界 S 棒提出， A、 B、 C、 D 棒在要求棒位以上 3) ( 水两相 压器 2 并网或 不并网 9 功率运行 2100% 临界 S 棒提出， A、 B、 C、 D 棒在要求棒位以上 310 间 压器 2 并网 表 1 标准运行状态 394 1 反应堆标准工况 987654321回路压力 4 4 全阀压力整定 0 10 50 60 70 90 120 160 180 310 1 2 3 4 5 投入 最低温限制 最大温度 平均温度 / 395 反应堆的正常启动 述 机组的标准状态如图 1 所示，每个标准状态的详细描述见前面的章节。图 略地描述了各标准状态之间过渡所使用的总体规程。这些规程将分别调用各个系统的运行规程。 G 规程和 E 规程调用核岛系统的规程，而 程调用常规岛规程。 换料停堆情况下，使用 D 规程，（换料大修规程）。 始状态检查 1) 供电系统 检查所有的母线和配电盘上的交直流电源，调整厂用电方式符合启动要求，检查备用电源的完整性，检查重要负载的电压是否正常。启动时，电源电压应在（ 85% 105%）额定电压之间，对电网的频率限制为 50 一、二回路的主系统，辅助系统， 系统处于可用状态。 功率运行 热备用 热停 正常冷停 维修冷停 换料冷停 1 6 3 1 F 5 2 396 2) 反应堆 换料结束，所有设备和仪表已装上，堆处于次临界，堆内充满 2100含硼水，停堆深度不小于 5000有控制棒组件都在最低位置，堆内温度低于 60 （ 10 T 60）。 3) 控制和安全保护系统 已作好启动准备，检查与检验工作已完毕。中子源量程测量通道已投入运行，对反应堆进行监测，反应堆的其他控制，安全保护，检测仪表系统已投入。 4) 台运行，另三台处于备用。根据需要对主泵、 交换器等供应冷却水。 5) 台或两台热交换器在运行，控制一回路温度在 60以下， 10以上。 6) 常运行，保持 定的硼浓度，保持堆内水位，下泄流由 过剩下泄管线进入 7) 经检查，处于可用状态，安注箱隔离。 8) 二 回路系统 所有设备均在停运状态， 次侧处于湿保养。 冷停堆状态向热停堆状态过渡 1） 第一阶段 一回路充水和排气 充水时同时进行排气，用 节 温度。 降低 次侧水位至零负荷水位值，然后，启动主泵和稳压器加热器加热 统。 开始加热阶段，应注意监测和调节一回路水质， 制 量， 制 。一回路水质合格后投入净化系统。一回路达到 120时，不再调整水的化学特性。 冷却剂的临界硼浓度值，随燃料的燃耗而降低，见图 次启动时，从图示曲线上估计 出本次启动时的临界硼浓度。每个燃料循环此曲线是不同的。 397 2） 第二阶段稳压器投入运行 第一阶段终了时，一回路温度约 100至 130，压力约 充流已开始建立。 置换。使一回路建立足够的 度，然后容控箱水位转为自动控制。 主泵和稳压器电加热器投运，使一回路升温，应注意反应堆和稳压器之间的温差和限制温升速率。 当 度达到 120时，可以开始建立汽腔。减少上充量，增大下泄量，然后用手动控制以保持稳压器水位，压力由 持在 间的一个常数值。 一回 路多余的冷却剂送到 统。当稳压器水位达到零功率水位整定值时，就开始承担 离，调节 整定值，控制下泄孔板的流量，在 177退出 一回路达到 180之前，投运 制棒置于要求的位置。 3） 第三阶段，一回路升温升压至热停堆状态 反应堆在达到临界以前，要遵守的条件是： 反应堆的负温度系数是保证压水堆稳定运行的重要条件。 稳压器已建立汽腔，水位控制已投入运行。 至少有两台上充泵，两台硼酸泵可投运，且至少有一条管道可向 应硼酸，系统升温结束后，0 2000 4000 6000 8000 10000 12000 14000 16000 200 400 600 800 1000 1200 1400 图 界硼浓度 398 关闭 一个或两个下泄孔板隔离阀，使上充流量恢复正常。 升温时注意升温速率，环路之间的温差不超过限值，反应堆保护系统不相关设备处于良好的工作状态。安注箱处于备用状态；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，压力控制由于手动转为自动控制，进入热停堆工况。 近临界和临界 1） 初始状态 两台主泵运行； 稳压器形成稳定的汽腔； 一回路压力 一回路温度 统可用。 2） 临界时注意事项 源量程和中间量程指示面板上，中子倍增周期必须大于 30S； 逼近临界，采用单一反应性控制，即不可采用两种或两种以上的方式向堆芯引入正反应性； 避免冷却剂温度突然变化的操作； 硼浓度变化时，同一点的三次硼浓度差应小于 20 慢化剂温度系数为正时，不可以进行临界操作 不能用稀释法使反应堆达临界 3） 确定临界硼浓度或临界棒位，此数据由技术处物理热工组提供。 4） 达临界操作 提棒至给定棒位； 稀释到临界硼浓度； 提棒达临界。 399 行 概述 如果把压水堆理想成均匀的圆柱形堆芯，理论分析计算表明，无棒条件下， 堆芯轴向功率分布近似为贝塞尔函数，轴向功率分布近似为余弦函数， 在运行中，堆功率分布是变化的，影响功率变化的参量有：慢化剂温度效应，可燃毒物效应，多普勒效应，功率水平效应，控制棒插入效应等。对反应堆运行来说，不仅需要监测堆芯功率的大小，而且还必须掌握堆内功率分布的状况，包括热流密度、热管因子 焓升因子 F 限功率倾斜比 轴向功率偏差 I 是否在运行限值范围内，即堆芯中子通量密度分布监测的目的在于 要保证堆芯内任何一点所产生的最大功率都不会导致燃料元件受损。 监督堆芯功率分布必须遵循的准则： 制。此限值用来防止包壳表面发生 烧毁，由超温 T 来保证。 则。防止 造成堆芯烧毁，主要通过限制随堆芯高度变化的局部功率密度来保证。 燃料熔化限值。保证燃料芯块不熔化，由超功率 T 来保证。 包壳应力或疲劳限值。用于限制随燃料燃耗变化的局部功率密度。 响功率分布的参量 图 2中影响功率分布的各种参量。 1） 慢化剂温度系数 由于慢化剂温度变化而引起的反应性变 化，与硼浓度有关。 2） 燃料温度系数（多普勒效应） 由于燃料温度上升期间 中子共振吸收截面的增大， 原子核吸收更多的中子。 3） 控制棒插入效应 4） 空泡系数 空泡系数是由于堆内的局部沸腾的形成所引起的反应性变化。空泡的产生减少了冷却剂的密度，从而影响了慢化剂的慢化能力，共振吸收和中子泄漏几率增大。但整体而言空泡对反应性的影响不太重要。 5） 功率系数与功率亏损 功率系数综合了燃料温度系数，慢化剂温度系数和空泡系数。它表示为功率每变化 1%时反应性的变化，即 /1%，它在整个堆芯内总是负的。 )He z(C e )z,r( 00 400 功率亏损为功率系数 的积分值，它指的是反应堆功率变化时，向堆芯引入的反应性变化量，进行反应性平衡计算时很重要。 硼 反应性 燃料的潜在反应性 + 0 - 1 年 控制棒束 多普勒 慢化剂温度系数 氙 +钐 图 2401 10 30 50 20 100000050000000 150 200 250 300 ( ) 2慢化剂温度系数随慢化剂温度的变化 00 400 500 600 多普勒 系数 ( ) P 13 11 9 7 数与燃料温度关系 图 数随功率的变化 402 14 18 22 20 40 80 100 60 0 1000 2000 0 40 80 100 60 功率系数 % 率水平 % 功率水平 % 图 2 2 轴向 图 2制棒对轴向通量的影响 图 2控制棒对径向通量的影响 403 热点因子、 I 热点因子 述了堆功率分布的均匀程度 堆芯最大线功率密度 堆 芯的平均线功率密度 一个不可测的量，为了适应堆功率轴向分布监控的需要，避免出现热点，对于 以通过一个可以有效测量的中间量，即轴向偏移 监测。 堆芯上半部功率 堆芯下半部功率 轴向偏移 还不能精确地反映燃料热应力情况；对不同功率水平，尽管 同，但由于堆芯上、下部功率差异而产生的热应力和机械应力将不相同。 例： 0% 0% 0% 0%见两种不同功率水平 是相同的，但堆功率为 100% ，上下部功率差异较堆功率为50%是偏大的，所以，还必须引入一个量，用以反映在给定功率水平下中子通量不对称情况，这就是轴向功率偏差 I I= B） = P 为了遵守 料不熔化和 则，在实际运行过程中要求必须通过对某些可测参数的监督，来确定反应堆堆芯始终处于安全准则要求的限制范围内运行。这样就要求在 间建立一个遵守准则的关系式。 在 间确定满足准则的关系，就确定了堆芯 的安全准则。通过对第一循环不同燃耗时刻所有工况瞬态的计算分析，给出了堆芯不同状态下的轴向功率偏移 热通道因子 对应关系。 %100%20%1 0 0%20%1 0 0 404 恒定轴向功率偏移 秦山第二核电厂是采用 恒定轴向功率偏移 制方式设 计的核电站。即在任何功率水平下保持同样的轴向功率分布形状，也就是以一个恒定的 作为目标来控制反应堆的运行。这个恒定的目标值 称为轴向功率偏移参考值，其物理意义是：在额定功率稳定运行下， 衡及控制棒全部提出状态下，堆芯自然存在的相对功率偏差。即： 见图 此可见，随着燃耗的加深， 负向正变化。 轴向功率偏差参考值 关系式如下： 见图 反应堆运行过程中， 随着燃耗变化而变化，因而需要通过试验的方法对 行定期修正。实际运行点 I（或 可能完全与 符，一般允许在参考值的 5%区域内变动。在额定功率水平下， I 通常限制在 3%带状范围内变化。恒定轴向偏 移控制法能够提高核电站运行的安全性和经济性。见图 为防止堆芯熔化，正常功率水平下 100PA o P 100 r% I% 系图 图 I 关系图 405 则 对于秦山二期， 蝇迹图而知： 为了控制需要，应将 系转 换为 I 关系式。对于运行功率为 P=0100%入系数 K=于 P） 则 I/P a v g 5% % 5% 0 100 I%r% 406 把上述两式代入 系式： K/1 75+0 02 I I = K/ I I I - I 保护梯形 取 5%w/=5%/I I 118 I I I I 运行梯形 取 考虑燃料芯块密实性能恶化时，在斑点图上，我们取 对于 则无必要，主要考虑 供电能力），则 I I 87 I I I 407 我们把保护梯形图和运行梯形图画在一张图上，图 中 形为堆芯不熔化的保护梯形。图中 运行梯形。正常运行期间，即功率水平在 87%100% 间运行 时，允许功率偏差 5%围内。 图中 下区域为物理不可能运行区域。 ) 120 0 70 7 0 0 100 ) 物理极限 物理极限 物理极限 物理极限 I (%) I (%) 0 50 图 408 运行梯形中遵循以下准则： 则： 式 ) 堆芯熔化准则： 590W/ 则： ，确定梯形图的边界是非常重要。 运行方式见图 P 87% I= 5%工作点接近 5%界时，应降功率运行。 15%P 87% 维持 5%围内，超出运行带时间在 12 小时运行时间内累计不应超过 1 小时。 P 15% 限制。 整个寿期内，由于堆芯上、下部功率的变化，会导致整个梯形图的变化，图 秦山二期初步设计第一循环运行梯形图。 0 50 87 100 118 15 5 A E G F G B C P= I P= I P=159+I P=113+I P=105+I P=149+I I(%图 保护梯形与运行梯形 409 分为两 个运行区域，运行区域工定义为 5%运行带。 正常运行过程中，功率变化时调节棒组需插入堆芯，从而导致堆芯轴向功率畸变，功率峰值要比不插控制棒时大得多。这种情况下对功率分布控制要严格得多，区域 I 就是这种设置的，区域 I 左、右边界为自动降功率信号 图 ,功率小于 87% 受此限制。 运行区域用以所有控制棒组抽出堆芯的运行状态，左边界是遵守 则而定，右边界为了避免严重的 荡和遵守 则。 87 0 0 100 ) 物理极限 物理极限 I (%) 0 50 P= I P= I 图 秦山核电二期初步设计运行梯形图 410 2% 2% 2% 警线 2% 5% +5% P % I 411 3. 核电厂的停运 停堆 核电厂的热停堆是暂时性的停堆，冷却剂系统保持热停堆零负荷时的运行温度和压力，二回路处于热备用工况，随时准备带负荷继续运行。 1) 反应堆次临界， 2) 一回路温度由 制； 3) 一回路