核电厂启动与停运

1、压水堆核电厂的启动与停运,1.核电厂的启动,概述 秦山第二核电厂与常规火电厂不同，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，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。,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

2、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）。,换料冷停堆状态,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5000pcm，冷却剂硼浓度大于2100ppm，所有控制棒插入堆芯。 RCP平均温度处于1060之间。,换料冷停堆系统运行状态,余热导出和冷却剂温度控制由RRA来完成，PTR备用。 冷却剂的化容控制由RCV和REA来完成。 用于停堆的高通量报警定值为30，0 为换料停堆前，未开盖前的中子通量。 换料腔水位：如果没有

3、安装水闸门，15m 如果已安装水闸门，19.3m 实施防止误稀释的行政隔离（D类）,维修冷停堆状态,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，部分一回路水被排空。 RCP平均温度在1070之间。 反应堆次临界深度至少为5000pcm，冷却剂中硼浓度大于 2100ppm。所有控制棒都插入堆芯。,维修冷停堆系统运行状态,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RRA系统正常运行。,正常冷停堆状态,正常冷停堆是指冷却剂温度在90以下，压力在2.9Mpa以下，一回路压力边界是封闭情况下的停堆状态。特征是： RCP是封闭的。 RCP平均温度在1090

4、之间。 反应堆次临界，其停堆深度应大于等于图1.2.3所示的值。 停堆棒、调节棒B棒和C棒在堆顶，其余棒在5步处。,正常冷停堆系统运行状态,当RCP平均温度大于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RRA来完成，GCT备用。 RCP压力由RCV013VP调节，压力限制不超过2.9Mpa，超压保护由RRA两个安全阀来完成。 稳压器充满水，RCP的化学和容积控制由RCV和RRA完成。,单相中间停堆,单相中间停堆是指：冷却剂温度在90177时，RCP压力在2.42.9Mpa之间，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1.2.3。 停堆

5、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，90177。,单相中间停堆系统运行状态,一台以上主泵运行 稳压器满水，压力由RCV013VP调节，超压保护由RRA的安全阀完成。 RCP的温度控制由RRA来完成，SG备用。 化容控制由RCV来完成。,双相中间停堆状态,冷却剂温度在120177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120177之间。 系统压力维持在2.3Mpa2.9Mpa。,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160290.8之

6、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160290.8，压力在2.9Mpa15.5Mpa之间。,正常中间停堆系统运行状态,至少一台主泵运行。 RCP压力由稳压器控制，稳压器水位整定在零负荷。（RCV控制） RCP温度由GCTa控制，SG补水由ASG供给。 RCV、REA处于运行状态。,热停堆状态,RCP温度为290.8，压力为15.5Mpa，其余与正常中间停堆相同。,热停堆系统运行状态,至少一台主泵运行； 稳压器压力，水位投自动； RCP温度由GCT控制； SG补水由ASG或ARE来完成； RCV、REA设运。,热备用状态,RCP温度为2

7、90.8，压力为15.5Mpa，反应堆功率2%Pn 以下的临界状态称热备用状态。,热备用系统运行状态,两台主泵运行； 其余同热停堆。,功率运行状态,系统特征 压力维持在15.5Mpa； 平均温度290.8310之间； 稳压器水位在25.3%59.6%之间。,功率运行状态的系统运行,两台主泵运行； 稳压器压力、水位控制投自动； SG水位由ARE提供； 专设安全设施可用。,反应堆的正常启动,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3粗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GS规程调用常规岛规程

8、。 换料停堆情况下，使用D规程，（换料大修规程）。,各规程的名称,G1机组从冷停堆到热备用工况 G2从热备用到低功率运行之间的功率提升 G3从最小负荷到热停堆工况的计划停堆 G4机组处于热停堆状态 G5电站停运：从热停堆到维修冷停堆 GS1汽机起动准备 GS2汽机的正常起动和加负荷 GS3汽机的正常减负荷和停机 GS4汽机甩负荷 E1电站从维修冷停堆工况到正常冷停堆工况起动 E2反应堆冷却剂系统排水 E3蒸汽发生器湿式保养 E4蒸汽发生器干态保养 E5换料准备 E6换料后的维修停堆 E7燃料装卸前的准备,根据机组大修简要介绍机组启动的过程,装料及装料后反应堆水池排水 一回路充水排气 对RCP进

9、行净化、升温和加药 继续升温和稳压器建立汽腔 隔离RRA系统 继续对RCP进行升压升温，到达热停堆工况 反应堆达临界 实现ARE供水 手动提功率到10%-16%Pn 汽机冲转、并网及升负荷,装料及装料后反应堆水池排水,根据计划，当PT 9 DHP 04（从所有燃料在K厂房的换料冷停到装料过渡控制文件）签署后，进行堆芯装料操作。这时反应堆水池、堆内构件池、燃料传输池和乏燃料池之间相通，各闸板都已去掉，并且水位为19.5m左右。 装料的过程为：用燃料厂房吊车将一盒燃料组件垂直吊离支座，竖着在水下移动到传输池小车上，小车与燃料一起从传输池通过传输管进入构件池。在堆内构件池，组件竖起后由装料机在水下移

10、到堆芯上部并插到预定位置上。 装料结束，当PT9 DHP 06或PT9 DHP 05签署后，开始堆水池排水。排水前要确认堆水池上面的PTR撇渣滤网和水下照明灯已被移走。先用PTR 002 PO排水至11.30m，再用PTR 005 PO排至该泵可运行的最低水位，最后用RPE管排残余水。PTR 002 PO及PTR 005 PO排水均排向PTR 001 BA。排水结束后，装上假封头，对池壁面进行去污，然后装上压力容器顶盖。,一回路充水排气（1）,这一步主要任务是对一回路进行充水、静排气、升压和动排气。 在PT 9 DHP 07签署后，就可开始向一回路充水。充水前一回路水位为10.83m，在压力容

11、器法兰面下面。 向一回路充水方式为：PTR 001 BAREA硼酸泵上充泵RCP。在充水过程中，打开RCP泵壳排气阀、压力容器顶部排气阀和稳压器顶部排气阀以及每个环路测温旁路的热段和冷段，发现有连续水从排气阀流出时关闭之，这过程为静态排气。在充水过程中注意中子通量变化及硼浓度变化，及时发现意外稀释。,一回路充水排气（2）,在充水结束后，通过调节RCV 013 VP，提升一回路压力到2.5MPa（表压）。检查RCP泵启动条件满足后，启动一台RCP泵，约20-30s，停这台泵。降压到0.3MPa（表压），等待约2小时，让回路中气泡尽可能释放出后，打开排气阀（排气点同静排气点,并对主冷却剂泵1号轴封

12、回水管线排气），直到有连续水流出现时关闭。对另外一个环路进行上述同样的动排气。最后，启动两台主泵，等最后一台主泵运行2030s后，停运两台主泵，然后对回路降压排气。当一回路压力从0.7MPa（表压）升到2.5MPa（表压）过程中，RCV 002 BA水位下降小于41.3cm，则认为RCP系统中残气小于15（标）m3，动排气可结束，机组也就进入正常冷停堆工况。（发生过的情况：动排气/9LBG蓄电池脱离） 根据机组情况，条件满足后，可将S和B、C棒提到堆顶，A、D置于5步。解除D类行政隔离。如果堆芯已改变，则这两项到热停堆时RGL试验完后再执行，但所有控制棒要提出到5步，以避免在升温过程中控制棒被

13、卡住。 如果RCP温度大于70，则必须有一台RCP泵在运行。,对RCP进行净化、升温和加药,在PT 9 DHP 08签署后，机组可以升温离开正常冷停堆。启动两台RCP泵和所有PZR加热器对RCP进行加热，升温速率由RRA调节阀（RRA 024、025及013 VP）限制在28/h以下。 利用RCV系统的净化单元对RCP进行净化（利用RCV-RRA净化回水管线）。 当一回路温度升高到80时，开始注入氢氧化锂和联氨，并用氮气吹扫RCV 002 BA，目的是减少一回路氧含量。用联氨除氧必须在一回路温度达120之前完成。RCP的氧含量合格后(具体参数可参见技术规格书)，将容控箱上部供气由氮气切换为氢气

14、。 开始升温时，用ASG电动泵控制SG水位。 从这一阶段开始对二回路进行冲洗并投运辅助系统。,继续升温和稳压器建立汽腔,一回路平均温度大于120时，就可以开始建立PZR汽腔（为什么） 汽腔建立过程的主要操作是投入PZR加热器及关闭其喷淋阀，使PZR内水变为饱和状态并部分蒸发形成汽腔。PZR升温速率要求56/h。为了避免汽泡形成时产生快速升压现象，应适当关小上充阀RCV 046 VP，使下泄阀RCV 013 VP有一个合适的开度（一般认为30%开度比较好），以便在形成汽腔时顺利地排出RCP的水，并维持RCP的压力基本不变。 汽腔形成的判断方法是：下泄流量突然增大，与上充流量不匹配，RCP 012

15、 MN（稳压器冷态标定水位计）的指示值下降。 汽腔形成之后，将RCV 13 VP置于控制RCV下泄孔板下游压力方式。关小上充流量，加大下泄流，将PZR水位降到23%（Tavg=289.5时,PZR的水位定值）。然后，将RCV 046 VP转为自动控制状态。解除C类行政隔离（推入相关阀门电源并按要求设置阀门状态）。这时一回路压力由PZR喷淋和加热控制。,隔离RRA系统,当RCP温度在160-180之间时，可以用GCT大气排放阀来控制RCP温度时，将RRA系统隔离。 隔离RRA的过程主要包括RRA系统的降温、隔离、降压和压力监测等操作。,继续对RCP进行升压升温，到达热停堆工况（1）,从180开始

16、，升温所产生的冷却剂比容变化十分明显，过剩的冷却剂通过RCV 030 VP排往TEP系统。用PZR的压力手动控制器(RCP 401 RC)提升RCP压力，使RCP压力与温度同时增加。注意应维持温度、压力在大刀图上规定的范围之内。 在升温过程中，如果升温速率太大，RCP水因比容增大而膨胀得太快，PZR水位上升，这时应减小升温速率，即减缓RCP水的膨胀，使下泄管线能排走上充流量和主泵轴封注水，同时还能排掉RCP水膨胀的那部分体积，使PZR水位稳定。这时，也可以在允许范围内提高RCP 压力，增加下泄流量。 当RCP压力升高到7.0MPa时,解除B类行政隔离，打开中压安注箱的隔离阀。 当RCP压力升高

17、到8.5MPa时，关闭一个下泄孔板隔离阀（保持两个孔板投运）。 当RCP压力升高到14.3MPa（表压）时，要注意P11信号消失。当温度大于284时注意P12信号消失。在P11或P12信号消失后，如果由于正常操作，一回路压力下降到13.8MPa（表压）以下时P11又出现，或温度下降到284以下P12信号又出现时，要注意重新闭锁P11和P12，防止发生误安注。,继续对RCP进行升温升压，到达热停堆工况（2）,如果一回路曾被打开，那么大约在15.5MPa和275时进行RCP密封性试验。用PZR的压力控制器手动提高一回路压力到15.8MPa（绝对），由GCT排大气压力设为6.1MPa来维持一回路温度

18、稳定，维持一回路压力15.8MPa（表压）、温度275两小时，测量一回路泄漏率。如果泄漏率合格，降一回路压力到15.5MPa，然后继续一回路升温。否则检查原因，并使一回路降温降压进行修理。 在本阶段整个升温升压过程中，用RCV净化单元给RCP系统进行净化，要定期调节RCV 061 VP，维持RCP泵轴封水流量在正常范围（每台1.836-2.75m3/h）。 RCP压力到15.4MPa（表压）、温度为290.8时，将C棒插到5步，机组就处于热停堆状态。 如果进行过堆内组件的操作，则需在热停堆时进行落棒试验及RGL试验。合格后，将S、B提到堆顶，其余棒在5步，并解除D类行政隔离。,反应堆达临界,对

19、紧急停堆后达临界，需执行PT 9 DHP 011且结果满足要求。对大修后达临界需执行PT 9 DHP 010及PT 9 DHP 012且结果满足要求。 对一般停堆后达临界，按照F-COR 1执行。首先根据停堆时间长短及准备达临界时间进行反应性平衡计算，确定达临界方案，确定临界时A,B,C,D棒位置，确定达临界过程中对一回路硼化或稀释的总量及速率。最后，根据达临界方案，先稀释或硼化，然后提棒达临界。 对换料后首次临界及升功率，要按照机组物理启动质量和安全计划进行。 首先要进行零功率物理试验，这主要有以下内容：操纵员在OPT（技术服务处）工程师指导下采用稀释及提棒使堆达到临界状态；OPT人员确定零

20、功率水平，然后在零功率水平下进行控制棒价值刻度，确认燃料多普勒系数及慢化剂温度系数等。 以后在各功率平台进行堆芯通量图测量、热平衡测量等物理试验，并对RPN系统参数进行修正。,逼近临界和临界 操作,技术规范对于反应堆能否进行临界有严格的限制： 两台主泵运行； 稳压器形成稳定的汽腔； 一回路压力15.5+0.1MPa； 一回路温度290.8+0.5； RGL，RRA，RPN系统可用。 不允许有第一组I0。第二组I0达到3个，则不允许达临界。 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

21、； 避免冷却剂温度突然变化的操作； 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 由技术处物理热工组提供临界硼浓度或临界棒位 操作：提棒至给定棒位；稀释到临界硼浓度 ；提棒达临界,实现ARE供水,如果ARE(ADG已经热力除氧)的水质符合要求，可启动一台APA电动给水泵，将蒸汽发生器的供水由ASG切换到主给水系统（ARE）。这一切换必须在功率小于2%Pn时进行。（ASG水箱的补水能力有限，因此ASG供水时堆功率不能大于2%Pn。） 如果GCT排冷凝器可用，要及时将GCT从排大气转排冷凝器运行，并置GCT为压力控制模式。 由于影响蒸汽发生器水位的因素比较多，从现在开始要关

22、注SG水位（特别在堆功率接近22%时），减少影响SG水位的扰动（比如蒸汽用量、给水流量及一回路功率变化等），防止发生因SG水位低低发生跳堆。,手动提功率到10%-16%Pn。,堆功率大于10%Pn时，P 10和P 7信号出现，这时必须闭锁中间量程和功率量程的“中子通量高”引起的紧急停堆信号。 堆功率大于15%Pn时，C 20信号消失，但控制棒不要立即放自动，待汽机并网后使TrefTavg，偏差小于0.83再放自动。,汽机冲转、并网及升负荷（1）,汽机冲转条件满足后，使汽机升速，升速的速率范围为50-300（转/分钟）（受到汽机应力限制并由操作员设定）；冲转过程中主控和就地应按照汽机启动操作票进

23、行检查和参数(热工参数主要包括：转速、振动、偏心、胀差、转子位移、轴承金属温度、轴承油温、润滑油压、气缸金属温度)监测及操作。 副值长要在冲转前、后及并网后配合主控分别完成自己的操作票。现场人员主要进行GGR油温调节、GHE油位、氢油压差监测，以及泵启动的现场配合、ADG供汽/排气切换及控制、CET压力控制/切换，GST系统监测等。 同步条件满足后，按并网规程使发电机并网。 并网后操纵员投入MW控制反馈回路，并设定目标负荷为50MW和升负荷速率，自动提升负荷，到50MW后，在DEH中进行汽机进汽调节阀由双阀调节控制到四阀调节控制的切换。切换稳定后，继续设定升功率。 升负荷的速率最大限制为30M

24、W/min。如果堆芯被重新组合，则堆功率升速受3%Pn/h限制，这时可设定汽机升负荷速率为0.33 MW/min。,汽机冲转、并网及升负荷（2）,随着负荷的升高，GCT排冷凝器阀应逐渐关闭。汽机负荷升到10%时，注意P13信号出现。 汽机负荷升到1035%Pn之间，要确认GSS系统阀门运行正常。 堆功率升到18.%Pn后，主给水大流量调节阀开始参与水位调节。 汽机负荷升到90MW后，停运ADG001PO。当AHP 5#高加汽(壳)侧压力高于ADG内压力时，现场开启AHP到ADG的排气阀。 堆功率升到2%Pn后，将GCT切换到温度模式（只有GCT阀门全关时才可切换）。 汽机负荷升到200MW后，

25、启动第二台泵，第三台作备用。 堆功率升到30%Pn时，注意分别出现A、B列P 16信号。 堆功率升到40%Pn时，确认ADG水位调节由单冲量切换到三冲量正常。 提升负荷到250MW时，启动第二台APA泵（建议APA 302 PO作备用）。 整个升负荷过程中要注意保持调节棒的位置处于调节带内，要注意I的控制，使之在允许的区域中。,2.核电厂的功率运行,什么是临界：简单的说，临界就是在不考虑外中子源的情况下，反应堆内中子的产生率和消失率达到一个动态的平衡的过程。 在核电厂，核反应堆是将核能转变成热能的装置。所谓核能实际上是原子核裂变而释放出的能量。 可见一个热中子与一个铀-235核裂变反应平均释放

26、出2.5个新中子。 但是由于中子在反应堆中存在三种遭遇 （1.中子向堆外的泄漏；2.中子被慢化剂、冷却剂、结构材料、裂变产物、核燃料杂质等材料的俘获；3.燃料的非裂变俘获。它主要发生在中子能量到达铀-238的共振能区时，因而又称为共振俘获； ）造成了中子的损失，所以要想使堆达临界，必须有控制手段，使中子达到平衡。,反应性,增殖因数是指在反应堆中，新生一代的中子数与产生它的直属上一代中子数之比，通常用符号k表示 反应性是一代与上一代裂变产生中子数的相对变化，即： 用反应性表示反应堆状态，即： =0反应堆为临界状态 0反应堆为超临界状态,堆芯 功率分布,如果把压水堆理想成均匀的圆柱形堆芯，理论分析

27、计算表明，无棒条件下， 堆芯径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，影响功率分布变化的参量有：慢化剂温度效应，可燃毒物效应，多普勒效应，功率亏损，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FQN，核焓升因子FHN，象限功率倾斜比PQTR和轴向功率偏差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。,轴向功率偏差,轴向功率偏差I定义： （堆芯上部功率-堆芯下部功率）/堆芯额定功率*100%,各线的意义

28、, OA线：左物理线。此时Pr=-I。该线以下的区域为不可能区。该线上各点代表全部堆功率由堆芯下部产生。 DO线：右物理线。此时Pr=I。该线以下的区域为不可能区。该线上各点代表全部堆功率由上部产生。 AB线：左限制线。目的是：为了防止大破口失水事故时烧毁燃料包壳。这是因为在大破口失水事故时，堆芯下部也可能裸露出来，并且可能持续相当长时间。如果堆芯下部裂变产物大量积累，热传导会使下部包壳温度上升，加之冷却剂的丧失，包壳热量导不出去，其结果是包壳温度超过1204，发生锆水反应而烧毁包壳。 BC线：它是由热点因子Fq=2.35限制线（由LOCA准则得到）确定的。 CD线：右限制线。防止失流、正常给

29、水丧失等II类工况事故时导致DNBR1.22工况而形成的。堆芯上部功率大于堆芯下部功率，裂变产物也是上部多于下部。如果此时发生中小破口的LOCA事故。由于堆芯上部先失水，最后重新淹没，裸露时间长于堆芯下部，所以可能导致包壳温度超过1204，导使包壳烧毁。,运行说明,（1）P87%Pn: I=Iref + 5%Pn，如工作点接近 Iref + 5%Pn边界时，应降功率运行，超出时，C21动作，机组自动降负荷 （2）15%PnP87% Pn 应维持Iref +5%Pn范围内，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。 （3）P15% Pn 无限制,运行梯形图遵循的准则,运行梯形图遵循以

30、下准则： DNB准则：DNBR1.22(WRB-1公式) 堆芯熔化准则：Pmax590W/cm LOCA准则：Pmax378.1 W/cm或Pmax446.1 W/cm 运行梯形图主要是为了保证第一道屏障的完整性，确定梯形图的边界是非常重要,几个基本概念,热点因子Fq：堆芯最大线功率qmax与堆芯平均线功率qavg之比称为热点因子Fq，即： Fq=qmax/qavg. DNBR的定义为：在某一设定的热工水力条件下，某一点的设计或理论计算临界热流密度q临界与该点的实际热流密度q实际的比值，即： DNBR=q临界/q实际,3. 核电厂的停运,降负荷到20%Pn 降负荷到汽机跳闸 降功率到热备用状态

31、 从热备用到热停堆 硼化、降温和降压 RRA系统投入运行 稳压器汽腔淹没 一回路氧化 由RRA冷却至冷却堆 一回路排水 压力容器开盖、堆水池充水及卸料,降负荷到20%Pn,设定目标负荷（30MW）和降负荷速率，自动降负荷。降负荷速率最大可设为30 MW/min。 负荷降到50%Pn以下时，将备用电动给水泵的控制按钮置于“停运”位置，然后停运一台电动给水泵，再将之前处于备用的电动给水泵的控制按钮置于“备用”位置。 堆功率降到30%以下时，P 16信号消失。 负荷降低到30MW时，通知电网调度，机组将要解列。,降负荷到汽机跳闸,负荷降到30MW（正向低功率联锁定值）以下时，按下停机按钮手动打闸，发

32、电机功率降到6MW以下时正向低功率信号出现联锁跳开发电机断路器。 堆功率降到20%Pn时，将GCT-c切换到“压力模式”。要注意压力定值大小。 堆功率降到18.5%Pn以下时，确认主给水大流量调节阀处于关闭状态。 堆功率降到15%Pn以下时，C 20信号出现，C 20信号出现后，将控制棒组转手动控制。 汽机负荷低于10%时，P 13信号消失。堆功率低于10%Pn时，P 10信号消失，P 7信号也消失。 汽机停机过程中及后，二回路现场人员要根据操作票配合主控进行辅助系统的启动/停运操作及疏水的切换等。,降功率到热备用状态,一回路硼化或插入控制棒组，降低核功率到2%Pn以下，使机组处于热备用状态。

33、这时SG的供水可由ARE或ASG提供，由GCT-c或GCT-a排出热量。,从热备用到热停堆,手动将控制棒组插入到5步，一回路硼化到热停堆硼浓度值（与氙毒有关），然后将B棒完全抽出，使机组处于热停堆状态。接着机组可向冷停堆过渡。,硼化、降温和降压,若降温降压的目标工况是正常冷停堆，则将一回路硼化到正常冷停堆所对应的硼浓度。 若目标工况是换料冷停堆或维修冷停堆，则目标硼浓度为2100ppm，首先要使一回路硼化到正常冷停堆硼浓度值。 在要求的冷停堆硼浓度达到之后，将B、C棒完全抽出。 接着开始一回路降温降压，降温速率由GCT控制在28/h之内。 对换料大修，在降温过程中，可利用TEP系统给RCP进行

34、除气，降低一回路的氢浓度和放射性水平。对一回路的除气在停堆前通过对RCV 002 BA氮气吹扫等方式已开始。 用TEP系统给RCP进行除气是将RCV下泄流引到TEP除气器除去氢气、放射性气体等气体后返回RCV 002 BA。 用氮气吹扫RCV 002 BA是将RCV 002 BA气源从氢气切换到氮气，然后提高RCV 002 BA水位，使RCV 002 BA压力升高而排气到TEG系统，接着降低RCV 002 BA水位，使氮气进入RCV 002 BA。反复上述操作，使一回路氢及放射性气体浓度下降。 当一回路平均温度降低到284时，P 12信号出现，要闭锁相应安注信号。一回路压力降到13.8MPa（

35、表压）时，P 11信号出现，要手动闭锁相应安注信号。 当一回路压力降到大约8.5MPa时，打开第二个下泄孔板，使下泄流量保持在正常值。根据情况可以投运第三个下泄孔板。 当一回路压力降到7.0MPa时，关闭中压安注箱的隔离阀。当一回路压力降到4.0MPa时，进行中压安注箱止回阀试验，并实施B类行政隔离。 在降温降压过程中，要注意压力与温度在（P-T）图限制线内，并要调整主泵轴封注入水流量在正常范围。,RRA系统投入运行,当RCP平均温度低于180、压力低于2.7MPa（表压）时，开始投入RRA。一般选择RRA投运温度为170，压力为2.5MPa（表压）。 RRA系统投入运行过程主要包括： （1）

36、RRA系统准备（包括RRI冷却水的准备）； （2）RRA系统升温、升压、均匀和化验硼浓度； （3）如果RRA的硼浓度比RCP的硼浓度低，则要对一回路硼浓度进行调整； （4）连接RRA到 RCP。 RRA与RCP连接后，一回路冷却由RRA完成，但必须保持至少一台SG可用。为了防止一回路超压，要实施C类行政隔离。 对于大修，在RRA投运后，要调整硼浓度，使一回路硼浓度最终达到2100ppm。,稳压器汽腔淹没,减小下泄流量，手动控制RCV 046 VP增加上充流量，使PZR水位上升。 PZR水位升到RCP 012 MN指示满刻度时（汽腔尚未淹没）将RCV 013 VP切换到RCP压力控制，防止RCP

37、超压。 当下泄流量突然增加时，表明稳压器汽腔已淹没。然后，逐渐开大喷淋阀，以便PZR温度均匀,一回路氧化,当一回路冷却剂温度降到170后，铟科镍栅格组件的金属会熔入冷却剂，这种产物（尤其59Co）会增加大修期间一回路放射性水平。但如果在90以下时将一回路快速氧化，可以阻止这一现象。所以在大修停机中，从170开始以28/h最大冷却速度冷却一回路，在80时通过REA加药系统向一回路注入双氧水(强氧化剂)，同时对RCV 002 BA进行空气吹扫，使一回路冷却剂快速氧化。,由RRA冷却至冷停堆,若目标工况是正常冷停堆，则可以在温度低于90时结束冷却，可以保留一台冷却剂泵运行。 若目标工况是换料冷停或维修冷停，则一回路温度低于50时，取样验证硼浓度大于2100ppm后，停运最后一台冷却剂泵。在停运最后一台泵前要实施D类行政隔离。然后断开RCP泵和PZR加热器电源开关。 RCP压力降到0.7MPa（表压）时，隔离主泵1号轴封回水管线。压力降到0.3MPa（表压）时，停运上充泵。主泵轴封水由RCV 002 BA(要先调整覆盖的氮气压力为0.3MPa（表压）,需要关闭下泄管线进入RCV002BA的手动隔离阀,并调整RCV030VP使下泄至TEP的流量约等于轴封注入流量,以稳定一回路压力)继续供给。开