压水堆核电厂的启动调试
核电厂调试机组启动管理模式研究
核电厂调试机组启动管理模式研究发布时间：2021-08-03T07:21:00.553Z 来源：《电力设备》2021年第5期作者：刘晓[导读] 即存在现实的核安全风险、本质是为了确保堆芯的安全、逐步从“调试机组”向“运行机组”过渡。
（辽宁红沿河核电有限公司）摘要：核电厂调试机组启动采用了三统一的管理模式，经过了多台机组的调试实践证明该模式是科学且行之有效的。
本文通过对这一成功管理模式的系统研究和总结，完善了该管理模式的组织及职责、运作制度。
关键词：调试机组启动；管理模式一、背景介绍调试机组启动是核电工程建设过程中的最后一个阶段，也是通向商运道路上风险最高、难度最大、节奏最快、最为关键的阶段。
机组启动阶段与之前的冷试、热试等联调阶段有了显著的变化，即存在现实的核安全风险、本质是为了确保堆芯的安全、逐步从“调试机组”向“运行机组”过渡。
机组启动“三统一”管理模式起源于岭澳二期，岭澳二期与岭澳一期采用的调试模式不同，工程与生产分属于两家不同的责任单位。
因此，如何在机组启动期间有效地组织和动员工程、生产两线资源，在分清责任的同时又形成强大的合力，就成为摆在核电工程管理者面前的新课题。
在核电机组启动期间，工程、生产两线的主要责任包括：●工程总承包责任：总承包合同框架下总体责任由工程公司承担。
●持照运营者责任：从开始装料起，生产将承担整个电厂的核安全责任。
●集团绩效考核责任：工程、生产共同为按期商运以及商运前无非计划停堆承担责任，即为“同目标、双考核”。
正是基于上述情况，提出了建立“统一目标、统一计划、统一指挥”的机组启动管理新模式的设想，旨在以一体化计划为牵引，以运行技术规范为保障的机组启动过程。
二、三统一管理模式的组织及职责在核电工程项目，工程、生产共同探索建立的“统一目标、统一计划、统一指挥”机组启动新模式主要内容包括：●统一目标：以按期实现商运以及商运前无非计划停堆作为双方共同的工作目标。
●统一计划：实施全面涵盖调试、调试服务、运行和维修活动的一体化计划。
国家能源局公告 2017年第7号
国家能源局公告2017年第7号依据《国家能源局关于印发及实施细则的通知》（国能局科技[2009]52号）有关规定，经审查，国家能源局批准《压水堆核电厂钢制安全壳结构整体性试验》等81项能源行业标准（NB），现予以发布。
上述标准由原子能出版社出版发行。
附件：行业标准目录国家能源局2017年4月1日标准编号标准名称代替标准号采标号批准日期实施日期1NB/T20426-2017压水堆核电厂调试阶段设备的保养要求2017-04-012017-10-012NB/T20427-2017核电厂防止人因失误管理2017-04-012017-10-013NB/T20428-2017核电厂仪表和控制系统计算机安全防范总体要求IEC62645:2014,MOD2017-04-012017-10-014NB/T20429-2017核电厂事故处理规程编写要求2017-04-012017-10-015NB/T20430-2017非能动压水堆核电厂反应堆堆顶结构安装技术规程2017-04-012017-10-016NB/T20431-2017压水堆核电厂钢制安全壳结构整体性试验2017-04-012017-10-017NB/T20432-2017核电厂安全重要仪表正常和预计运行事件工况工艺流管内或管旁放射性连续监测设备IEC60768:2009,MOD2017-04-012017-10-018NB/T20433-2017核电厂气态排出流（放射性）活度连续监测设备要求2017-04-012017-10-019NB/T20434-2017RK压水堆核电厂反应堆首次装料试验2017-04-012017-10-0110NB/T20435-2017RK压水堆核电厂反应堆调试启动堆芯物理试验2017-04-012017-10-0111NB/T20436-2017压水堆核电厂水化学控制2017-04-012017-10-0112NB/T20437-2017核电工程混凝土试验、检验规程2017-04-012017-10-0113NB/T20438-2017非能动压水堆核电厂屏蔽厂房屋顶结构施工技术规程2017-04-012017-10-0114NB/T20439-2017压水堆核电厂反应堆压力容器压力-温度限值曲线制定准则2017-04-012017-10-0115NB/T20440-2017压水堆核电厂反应堆压力容器防止快速断裂评定准则2017-04-012017-10-0116NB/T20441-2017压水堆核电厂蒸汽发生器二次侧水压试验技术规程2017-04-012017-10-0117NB/T20442.2-2017核电厂定期安全审查指南第2部分：安全性能2017-04-012017-10-0118NB/T20442.3-2017核电厂定期安全审查指南第3部分：程序2017-04-012017-10-0119NB/T20442.4-2017核电厂定期安全审查指南第4部分：辐射环境影响2017-04-012017-10-0120NB/T20442.5-2017核电厂定期安全审查指南第5部分：概率安全分析2017-04-012017-10-0121NB/T20442.6-2017核电厂定期安全审查指南第6部分：构筑物、系统和部件的实际状态2017-04-012017-10-0122NB/T20442.7-2017核电厂定期安全审查指南第7部分：经验反馈2017-04-012017-10-0123NB/T20442.8-2017核电厂定期安全审查指南第8部分：老化2017-04-012017-10-0124NB/T20442.9-2017核电厂定期安全审查指南第9部分：确定论安全分析2017-04-012017-10-0125NB/T20442.10-2017核电厂定期安全审查指南第10部分：人因2017-04-012017-10-0126NB/T20442.11-2017核电厂定期安全审查指南第11部分：设备合格鉴定2017-04-012017-10-0127NB/T20442.12-2017核电厂定期安全审查指南第12部分：设计2017-04-012017-10-0128NB/T20442.13-2017核电厂定期安全审查指南第13部分：应急计划2017-04-012017-10-0129NB/T20442.14-2017核电厂定期安全审查指南第14部分：灾害分析2017-04-012017-10-0130NB/T20442.15-2017核电厂定期安全审查指南第15部分：组织机构和行政管理2017-04-012017-10-0131NB/T20443-2017RK核电厂运行辐射防护规定2017-04-012017-10-0132NB/T20444-2017RK压水堆核电厂设计基准事故源项分析准则2017-04-012017-10-0133NB/T20037.1-2017RK应用于核电厂的一级概率安全评价第1部分：总体要求2017-04-012017-10-0134应用于核电厂的二级概率安全评价第2部分：功率运行内部事件2017-04-012017-10-0135RK应用于核电厂的一级概率安全评价第7部分：功率运行强风2017-04-012017-10-0136RK应用于核电厂的一级概率安全评价第6部分：功率运行其他外部事件筛选和保守分析2017-04-012017-10-0137RK压水堆核电厂主蒸汽系统设计要求2017-04-012017-10-0138NB/T20447-2017RK与反应堆冷却剂压力边界相连的低压系统的超压保护2017-04-012017-10-0139NB/T20448-2017核电厂系统和软件的验证和确认2017-04-012017-10-0140NB/T20449-2017RK核电厂应急柴油发电机组燃油系统设计准则2017-04-012017-10-0141NB/T20450.1-2017压水堆核电厂核岛机械设备焊接另一规范第1部分：通用要求2017-04-012017-10-0142NB/T20450.2-2017压水堆核电厂核岛机械设备焊接另一规范第2部分：焊接材料2017-04-012017-10-0143压水堆核电厂核岛机械设备焊接另一规范第3部分：焊接工艺评定2017-04-012017-10-0144压水堆核电厂核岛机械设备焊接另一规范第4部分：产品焊接和热处理2017-04-012017-10-0145压水堆核电厂核岛机械设备焊接另一规范第5部分：焊接检验2017-04-012017-10-0146核空气和气体处理规范工艺气体处理第3部分：放射性废气滞留设备2017-04-012017-10-0147压水堆核电厂用碳钢和低合金钢第38部分：安全壳机械贯穿件用15MnHR焊接钢管2017-04-012017-10-0148压水堆核电厂用其他材料第32部分：控制棒驱动机构用NS3306合金板材及带材2017-04-012017-10-0149压水堆核电厂用其他材料第33部分：控制棒驱动机构用GH5605合金棒2017-04-012017-10-0150NB/T20451-2017核电工程施工信息化管理通用要求2017-04-012017-10-0151NB/T20452-2017核电工程安全管理技术规程2017-04-012017-10-0152NB/T20453-2017。
第3章-核电厂的调试启动
在交接试运行TOTO签署后，由生产(运行)部门负责系统的 运行与监督，必要时，由调试队执行余留试验并处理结果。
4)所有与电网操作人员的联系都须经过生产部。
(2)调试队的责任。
1)调试队的代表兼负“试验负责人TS”的责任。 2)协调调试和安装活动，包括与向生产部提出工作许可 证和试验许可证的申请有关的准备和分析工作。 3)向生产部申请服务。 4)准备维修移交和交接试运行。 5)按照安全的原则在试验区内进行试验(包括试验的准 备、实施、试验结果分析等)。
(3)现场供货合同商。有工作负责人的责任。
四、EESR过程和TOB过程的时间关系
大体上是重叠的，如图3-4所示。工程部在收到安装 合同商关于EESR审查的申请后，要对其进行审查，在认 为可以接受时，要在施工队的协调下，调试队和生产部要 对EESR所涵盖的系统或系统的一部分进行联合检查。
有关程序规定，在TOB过程中对隔离对象的初步检 查要与相应的EESR过程的联合检查同时进行。TOB 的签署时间与EESR描述性文件签署时间大致相同。 在TOB签署之后，即可由隔离办公室在一天之内对装 置实施隔离措施，并由调试队向全现场发出警告通知。
第3章 压水堆核电厂的调试启动
3.1-3.2 目的、任务，从安装到调试的转移 3.3 调试阶段的划分 3.4-3.6 冷、热态功能试验 3.7 安全壳性能试验 3.8-3.9 燃料装载、临界前试验 3.10 初次临界试验
3.11-3.12 低功率物理、功率试验
一座大型压水堆核电厂建设工程可以分为设 计、制造、建造、调试与运行几个阶段。
营运单位作为国家核安全局批准营运核电厂 的单位，必须全面地管理、控制和协调整个调试 工作，制订好详细的调试大纲、调试程序，合理 周密、循序地计划和实施调试工作，并必须自始 至终确保安全。
核电厂调试与运行
核电厂调试与运行1、专设安全设施的设计原则是什么？A、设备高度可靠B、系统具有多重性C、系统相互独立D、系统能定期检验E、系统具备可靠动力源F、系统具有足够的水源G、系统按设计基准事故确定的冷却性能要满足规定要求2、安注系统由哪些子系统组成？其中非能动的子系统是哪个？高压安注系统：一回路小的泄漏或发生主蒸汽管道破裂事故引起一回路温度和压力下降到一定值（284℃、11.9MPa）时，高压安全注入系统向一回路注入含硼的冷水，冷却和淹没堆芯，维持冷却剂系统压力稍低于正常的值，限制燃料元件温度的上升，防止反应堆重新临界。
蓄压安注系统：非能动系统。
在失水事故情况下，一旦一回路系统的压力急剧下降到低于蓄压箱的压力（4.2MPa）时，向一回路注入含硼水。
蓄压注入系统可在最短的时间内淹没堆芯以避免燃料元件的熔化。
水压试验泵用于一回路水压试验，从换料水箱向蓄压箱充水；在全厂断电时，蓄压安注系统的水压试验泵向主泵供应轴封水。
低压安注系统：在冷却剂管道大破裂，冷却剂压力急剧降低到0.7MPa时，低压安注系统向堆内注入含硼水，淹没堆芯，保证堆芯内水的流动，导出余热。
3、核电站正常运行时，高压安注系统中哪些设备在运行？一台高压安注泵作为上充泵在运行一台硼酸循环泵4、安注系统的运行分为哪几个阶段？各阶段的水源是什么？再循环注入阶段若要冷却安注水，如何冷却？直接注入阶段：换料水箱高压安注泵优先从低压安注泵的排水管吸水再循环注入阶段：地坑安喷系统从地坑汲水，经喷淋热交换器冷却后的水输送到低压安注泵入口，进入安注系统。
因此，安全壳地坑、低压安注泵、安全壳喷淋热交换器也是高压安注系统的一部分。
5、高压安注泵动作后，水先注入冷段还是热段？为什么？冷管段破口后，隔多少时间后，操纵员应以什么方式建立向冷热段同时注入的再循环？为什么？之后冷段注入和冷热段同时注入是否还需要切换？冷段，○1利用一回路水正常流动的方向和惯性，使安注水迅速进入堆芯，冷却淹没堆芯；○2安注水中高浓度的硼酸进入堆芯，使堆芯处于深度的次临界状态。
EPR首堆机组调试监督及经验浅谈
欧洲压水堆（European Pressurized Reactor ，简称EPR ）是法国FRAMTONE 和德国SIEMENS 根据《欧洲用户文件》的要求联合设计开发的，以法国N4型核电站和德国KONVOI 型核电站为主要设计参考，并充分吸收了法国和德国多年来的核电设计、建造和运行经验［1,2］。
我国台山核电厂1号机组是世界第三台、国内首台EPR 机组，单机容量约为1755MW ［3］。
作为国内EPR 三代机组首堆，国家核安全局高度重视台山核电厂1号机组的调试监督工作。
针对三代机组的特点和核安全监督的新形势，国家核安全局成立调试监督联队，配齐配强调试监督人员，对台山核电厂的调试过程、质量保证和调试缺陷处理等环节进行了全过程审评与监督。
1调试监督情况1.1日常核安全检查日常检查活动包括现场巡查、专题调查、不符合项审查和跟踪、定期对话和观察员活动等［4］。
主要检查营运单位调试阶段质量保证大纲、核安全管理要求的执行情况、核安全相关的构筑物、系统及部件的调试试验情况、不符合项/意外事件的跟踪调查、设计变更/安全重要修改的实施情况等。
台山核电厂1号机组日常核安全检查情况见表1。
1.2例行/控制点核安全检查例行核安全检查是对台山核电厂1号机组调试阶段安全重要活动所进行的有计划的核安全检查［4］。
在检查开展前，营运单位应开展自查，对调试异常和设计变更等进行梳理，并针对控制点检查，完成状态转换清单的全部试验项目，待自评估机组满足控制点释放的基本条件后提交控制点释放申请［5］。
针对台山首堆机组组织开展的调试相关控制点检查见表2。
EPR 首堆机组调试监督及经验浅谈项建英，王进，杨凯，孙振宇（生态环境部华南核与辐射安全监督站，深圳518034）摘要：根据三代堆型EPR 机组的特点，调试监督人员采用不同的监督检查方式，对EPR首堆机组——台山核电厂1号机组的调试全过程进行了审评监督和现场见证，保质保量地完成调试监督任务。
核电站运行人员参与机组调试启动方案探讨
核电站运行人员参与机组调试启动方案探讨摘要：核电站机组调试启动是一项极为复杂且繁琐的工作，系统和设备单体调试结束后，就要进行机组整体的调试：冷试、热试。
运行人员开始根据调试部门的指令在主控室进行操作。
以下主要是对我国核电站运行专业在机组调试启动阶段的运行模式展开的研究与探讨，并对其进行了合理化分析和阐述，目的是为之后核电站的调试启动发展参考依据。
关键词：核电站；运行专业；机组调试启动引言：一座大型压水堆核电站的建设工程可以分为设计、制造、建造、调试与运行几个阶段。
调试启动过程是核电厂投产运行的前一工程阶段，其目的是：使安装好的核电厂成千上万个设备部件和几百个系统运转、并验证其性能是否符合设计要求及有关规定和准则的过程；进行各种必要的试验包括无核反应和带核反应的试验。
通过这些试验来验证合同中规定的设备性能。
核电站的建设方式分为：“大业主模式”和“小业主模式”。
其本质的区别在于参与调试的主导方只有工程公司还是由工程公司与业主组成的联合调试队共同主导。
其中，由工程公司主导整个调试活动的建设方式称为“小业主模式”，反之为“大业主模式”。
目前核电行业以“小业主模式”为主流，因此本文以“小业主模式”下的运行专业参与调试启动活动进行讨论分析。
1 明确调试过程中的责任分工核电厂调试阶段包括调试前期准备工作、装料前的预运行试验、装料及装料以后功率阶段下进行的启动试验（包括装料和临界前试验、初次临界、低功率试验和功率提升试验）。
运行人员参与调试的主要活动有：1）预运行试验期间的初步试验期间（即系统、设备的单体调试阶段），运行值派现操学习设备的操作经验；2）TOTO后，运行人员按照运行程序或临时运行指令（TOI）与调试人员配合，完成总体调试试验，总体调试试验包括预运行试验期间的冷试、热试及之后的BC 阶段试验。
第一种情况是在运行部领导的许可下，运行值值长为了尽快让现场操作员熟悉设备的操作技巧，以学习为目的进行的调试活动。
压水堆核电厂反应堆首次临界试验
压水堆核电厂反应堆首次临界试验作者：朱元武来源：《科技视界》 2015年第17期朱元武（中核核电运行管理有限公司，浙江海盐 314300）反应堆启动前，必须按照核安全法规HAF0304《核电厂调试程序》中规定的调试试验项目，对电厂系统如反应性控制棒的功能、保护系统的功能和临测装置的功能等进行试验和检查，使其满足核安全的要求。
并按照物理试验质量和安全计划中的相关要求，完成启动试验前的准备工作。
1 启动试验目的和内容反应堆启动是指将反应堆从次临界状态启动到临界状态，暨达到自持链式裂变反应的过程。
堆芯首次临界物理试验的目的是在堆芯装料完成后，引导反应堆首次安全地、顺利地达到初始临界；并在临界后检验堆外探测器（源量程和中间量程通道）的重叠和线性关系、确定零功率物理试验中子通量水平和校核反应性仪。
压水堆核电站的首次临界通常采用提棒、连续稀释向临界逼近，最后分段提棒向超临界过渡三阶段实现。
为使整个临界过程中能够随时掌握反应堆的次临界状态，并预计临界点，使临界操作有据可依，在达临界的过程中需要进行中子计数率的测量，并作出中子计数率的倒数外推曲线。
由中子动力学方程：式中：n──中子密度 n/cm3；dn/dt──中子密度随时间的变化率，n/(cm3·s)；βi──第i组缓发中子在全部裂变中子中所占的有效份额；l──中子平均寿命，s；Ci──第I组缓发中子的先驱核浓度，N/cm3；S──外中子源强度，Bq；λi──第i组缓发中子先驱核裂变碎片的衰变常数，1/s。
在反应堆达临界过程中，若堆内存在外中子源，则处于次临界状态的反应堆也可形成稳定的中子分布，即：这样，解(式3)和(式4)，得：在（式5）中：1-keff表征反应堆的次临界度。
可以看出，n∝1/（1-keff），当n →∞时，keff→1，反应堆便达临界。
临界过程中根据不同的操作过程和监督参数有不同的外推方法。
1.1 中子计数率的倒数外推可以采用中子倒计数率（1/M）对控制棒棒位、一回路硼浓度和稀释水量进行外推。
第3章 核电厂的调试启动
(3)当安装工作延误时，为了减少对系统调试进度 的影响，可将系统分成若干个功能单元，安装完成一 个调试一个。
说明：
对于前两种情况，需要在安装活动开始之前 由调试队和安装承包商在施工队和工程处的参与 下就每一个EESR的范围、期限等进行协商确定。 EESR所涉及的系统，其边界必须明确定义，且便 于对其进行隔离。
一般情况下，试验开始时间对于核岛系统约在 EESR签字之后半个月，对于常规岛和BOP系统约在 EESR签字后一个月。在这段时间内，试验人员可办理 好试验许可证以及进行其他试验准备工作。
3.2.3
从调试到试运行的转移
系统调试完成后， 在进入商业运行前，还 有一个至关重要的阶段， 即试运行(又称TO)阶段。 一个系统由调试阶段转 入试运行阶段，称作 TOTO(见图3-5)。
五、EESR签字引起的职责转移
EESR签字表明调试队对该系统负责的开始。 EESR签署前，系统在安装承包商的责任范围内，施 工队的工作限于质量控制监督和检查，调试队需要关 注、跟踪系统的安装状态。 EESR的签署，就表示调试队接过了对系统的责任。 此后，在该系统上的一切活动须经调试队允许后才能 进行。
一般不能等全部系统都安装完毕后再进行调试，否则 工程的进度无法保证。必须安装完一部分，调试一部分， 这时安装作业区和调试作业区就会产生犬牙交错的现象。
为了保证设备和人员的安全，建立了一个专门机构，
即隔离办公室，责成它在安装结束后，从TOB(Take Over for Blocking，即隔离移交)签署起，担负起设备 监督和维护安全的职责。同时，制定了一套调试管理程序， 对调试活动进行管理。 这些程序的核心思想是：一切活动(调试、维修、工 作等)都要通过许可申请，经隔离办公室实施安全保障措 施后，才能允许进入现场工作。只有这样，工作人员和设 备的安全才能得到可靠保障。
压水堆核电厂无源装料及启动研究
压水堆核电厂无源装料及启动研究反应堆堆芯实行无外中子源起动可以有效减少氚产量和放射性废物产量，具有很好的经济和环保效益。
文章简要介绍压水堆核电厂反应堆无源装料以及启动过程，并采用MCNP程序包对反应堆堆芯进行模拟，对其换料及启动的可行性进行分析和研究。
标签：压水反应堆；无源启动；模拟计算前言目前国内运行和在建的压水堆核电厂，基本上都是按照有外中子源（包括一次中子源和二次中子源）启动设计。
二次中子源的主要功能是在装料和卸料时提供足够的中子以使源量程能够获得有效计数。
乏燃料组件中包含能产生大量中子的（α，n）中子源和自发裂变中子源。
在无二次中子源的情况下，利用一定燃耗的乏燃料组件也可以使源量程获得有效计数。
根据EDF（法国电力公司）的运行经验，取消二次中子源可以有效降低一回路氚的产量。
因此，为了降低核电厂氚的排放量（源棒内的锑-铍芯块活化会产生氚），减少氚排放对环境的影响、消除二次源棒包壳破损所引起的一回路放射性污染，各核电站启动了取消二次中子源改进研究项目。
秦山二期电站现有4个65万千瓦级机组，分别为1、2、3、4 号机组，依次为2002年、2004 年、2010 年、2011 年商运，目前正在运行的依次是第11、10、4、3 燃料循环。
秦山核电厂一号机第5循环、第11循环和大亚湾核电厂二号机第15循环分别在1999、2008和2010年成功实现了无源启动。
这在实践上初步证明了不改变后续循环硬件的条件下压水堆核电厂无源启动具有可行性，但依然属于个别尝试，尚不具备在国内全面推广的条件。
文章简单介绍堆芯燃料管理的主要特点，采用MCNP程序包成功模拟了秦山核电站某压水堆堆芯的无源装料及启动过程，进一步探索无源启动的可行性。
1 堆芯描述燃料组件由燃料棒、组件骨架、压紧弹簧等部件组成，长约3200mm，截面尺寸为199.5mm×199.5mm，重约470kg。
按15×15排列成正方形的栅格，堆芯内总的燃料组件数为121个。
核电站压水堆核电厂的启动与停运（29页）
核电站压水堆核电厂的启动与停运（29页）压水堆核电厂的启动与停运§1.5.1核电厂的启动概述**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**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**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12-3-6-3，即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%。
§1.5.2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）。
§1.5.2.1 换料冷停堆状态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10℃～60℃之间。
2）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。
171·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3ф0，ф0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，19.3m·实施防止误稀释的行政隔离（D类）§1.2.2 维修冷停堆状态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。
压水堆核电厂调试与运行教学设计
压水堆核电厂调试与运行教学设计1. 引言压水堆核电站是目前世界上主要的核电站类型之一，由于其模块化、设备稳定等优点，越来越成为各国电力系统中的重要组成部分。
然而，压水堆核电站的设计、调试和运行需求高度的专业技能与经验，因此对调试和运行人员的要求也非常高。
为了满足压水堆核电站调试和运行人员的需求，本文设计了一套完整的教学计划，包含理论知识讲解、实践操作等多个环节，旨在提高学员的专业技能，促进核电站设备运行的顺利。
2. 理论部分本课程理论部分主要针对压水堆核电站，内容包括基本原理和核反应堆物理特性等。
以下是课程大纲：2.1.1 核反应堆定义2.1.2 核反应堆类型2.1.3 核反应堆热平衡原理2.2 压水堆核反应堆2.2.1 压水堆核反应堆特点2.2.2 压水堆核反应堆系统组成2.2.3 压水堆核反应堆物理规律2.3 核反应堆工程技术参数2.3.1 核反应堆功率参数2.3.2 核反应堆温度参数2.3.3 核反应堆流量参数2.4 核反应堆安全2.4.1 核反应堆安全定义2.4.2 核反应堆事故分类2.4.3 核反应堆安全特征3. 实践操作本课程实践操作部分包含核反应堆实验室和模拟压水堆核电站，着重讲解调试和运行过程中各种问题的解决方法。
以下是课程大纲：3.1.1 核反应堆实验室安全管理3.1.2 核反应堆实验环境准备3.1.3 核反应堆参数测量和分析3.2 模拟压水堆核电站3.2.1 模拟压水堆核电站介绍3.2.2 开车前的准备3.2.3 核反应堆启动3.2.4 核反应堆运行3.2.5 核反应堆停车3.2.6 核反应堆事故处理4. 总结本文针对压水堆核电站调试和运行工作中的实际需求，设计了一套满足要求的教学计划，包含理论部分和实践操作部分。
通过学习和实践，能够提高调试和运行人员专业技能，从而保证核电站设备运行的顺利，确保核电站的运行安全。
压水堆核电厂核燃料装卸料系统调试技术导则
压水堆核电厂核燃料装卸料系统调试技术导则1. 引言1.1 概述核燃料装卸料系统是压水堆核电厂中至关重要的设备之一。
它主要负责核燃料的装卸、运输和储存，确保核燃料的安全性和可靠性。
该系统必须经过精确的调试，以确保其正常运行并满足设计要求。
1.2 背景介绍随着能源需求的不断增长和环境问题的突出，核能作为一种清洁、可持续的能源形式逐渐受到广泛关注。
而压水堆核电厂作为目前最常见的商业化核电站型号之一，其核燃料装卸料系统在整个发电过程中起着至关重要的作用。
因此，对于该系统进行准确且高效的调试尤为重要。
1.3 目的和重要性本文旨在提供一份针对压水堆核电厂核燃料装卸料系统调试技术导则，帮助技术人员了解该系统调试过程中所需注意的关键环节，并提供相应的指导步骤。
通过合理有效地进行装卸料系统调试，可以确保该系统在实际工作中稳定、安全、高效地运行，最大程度地提高核能发电的产能和经济效益。
在引言部分，我们对本文的主要内容进行了概述。
首先，我们介绍了核燃料装卸料系统的概念和背景，强调了这一设备在压水堆核电厂中的重要性。
接下来，我们明确了本文的目的，在于为技术人员提供针对该系统调试过程中所需注意的关键环节以及指导步骤。
明确这些内容将为读者理解文章整体框架提供帮助，也有助于读者更好地把握核燃料装卸料系统调试技术导则的核心要点。
2. 压水堆核电厂核燃料装卸料系统概述2.1 核燃料装卸料系统功能核燃料装卸料系统是压水堆核电厂中非常重要的一个系统，主要用于将新鲜的核燃料装入反应堆内，并将用完的燃料从反应堆中卸出。
该系统起着保证供能和安全运行的关键作用，确保燃料组件的正确运行和可靠性。
2.2 设备组成及原理核燃料装卸料系统主要由以下几个部分组成：装拆设备、传送设备、控制设备和监测设备。
在核燃料替换过程中，这些设备相互配合工作，实现对核燃料元件的精确控制移动和定位。
装拆设备是用来承载、握持和转向火花刀以及其他操作工具的机械结构，它们通过减小与人员的直接接触而确保人身安全。
第三代压水堆核电站环吊仪控调试
第三代压水堆核电站环吊仪控调试台山一期核电厂环吊是由法国EIFFEL公司设计的核级吊车，因此绝大部分的变频器的参数设定和调试以及PLC仪控调试工作需要到现场进行。
由于环吊功能的特殊性和重要性，使得环吊在安装和调试中对质量提出了较高的要求，正确地对环吊安装调试阶段参数设计和故障状态作出诊断、预防或消除故障对设备的运行进行必要的指导修正，对提高设备运行的可靠性、安全性和有效性以期把故障损失降低到最低水平。
标签：环吊；调试；故障；诊断；分析；报警台山一期核电厂环吊变频器和可操作和可编程控制器OPLC安装在电气梁里的支架面板上，整个电气梁安装有空调和除湿系统来满足整个仪控系统的运行。
而此部分仪器设备采购组装工作是在国内完成的，其他行走、起升驱动机构均为法国原装进口。
因此单个变频器的适应性调试和整个PLC控制系统的调试需要现场完成，以下是台山一期核电厂环吊在仪控调试中对参数的计算设计以及实际运用。
1 变频器空载运行参数设计应用第一：设置电动机参数进行变频器调试时的设定参数多，每个参数均有一定的选择范围，使用中常常遇到因个别参数设置不当，导致变频器不能正常工作的现象。
因此电动机与变频器参数必须相匹配第二：设定变频器的最大输出频率、基频、设置转矩特性。
V/f类型的选择包括最高频率、基本频率和转矩类型等项目。
第三：设定完成将变频器设置为自带的键盘操作模式，按运行键、停止键，观察电机是否能正常地启动、停止。
2 变频器带载试运行参数设计应用启动.停止电机过程中变频器出现过流保护动作，应重新设定加速、减速时间。
电机在加、减速时的加速度取决于加速转矩，而变频器在启、制动过程中的频率变化率是用户设定的。
若电机转动惯量或电机负载变化，按预先设定的频率变化率升速或减速时，有可能出现加速转矩不够，从而造成电机失速，即电机转速与变频器输出频率不协调，从而造成过电流或过电压。
变频器在限定的时间内仍然保护，应改变启动/停止的運行曲线，从直线改为S形、U形线或反S形、反U形线。
压水堆调试
1、多道屏障：燃料芯块、燃料元件、一回路压力边界、安全壳2、多道防御：预防事故、监控事故，防止事故的扩大，缓解事故，应急计划。
3、核电厂的运行工况美国：正常运行和运行瞬变、中等频率事件、稀有事故、极限事故。
中国：正常运行、预计运行事件、事故工况、严重事故。
4、事故划分等级：异常情况，一般故障、重大故障、厂内事故、厂房外有险事故、重大事故、严重事故5、技术规格书所包含的内容：术语、定义与应用，安全限值和安全系统整定值的设置6、电厂的运行模式：反应堆功率运行模式，停堆检修运行模式，余热冷却系统正常停堆模式、蒸汽发生器冷却停堆运行模式、换料停堆模式、反应堆完全卸料的运行模式。
7、安全限制，正常限制、安全限制整定值的区别？8、从安装到调试的重要两个中要文件：安装状态结束和隔离移交报告9、调试阶段的划分：A阶段：预计运行试验、B阶段：装料、初始临界和低功率运行C阶段：功率试验10、基本系统包含的内容：单个独立试验（各个系统的各个设备的的检查）和一回路主辅系统的冲洗（核电厂供蒸汽系统从单个系统调试到整体系统试验的过渡是冷态功能试验的前奏）11、冷态功能试验的目的：1、核主辅系统高压部分根据压力容器的耐压试验规定，按其设置成17.2Mpa的1.33倍进行耐压试验，时间不少于30分钟（2）、试验一回路相关系统的冷态功能（3）、试验一回路相关高压路线的泄漏情况过程：系统隔离边界检查、有关运行操作投入正常，系统重力充水、排气隔离边界的检查、相应主辅系统设备的投入试验，主泵启动、排气，各个压力边界泄漏检查、正常冷停堆条件下的系统功能试验，降压至2.7Mpa、主回路与余热排除系统相连、冷态功能试验结束。
12、热态功能试验的目的：压力和温度对的全范围内对nsss的有关设备和系统的功能响应进行验证、以确保能够按照技术规格书运行。
验证定期试验程序和运行程序的有效性。
使操作员通过操作能够尽快熟悉电厂的运行情况（2）过程：nsss从换料冷停堆状态过渡到热停堆状态然后再到换料冷停堆状态14、安全壳性能试验主要包括那些试验：安全壳的强度性能试验和安全壳的整体密封性能试验15、燃料卸载的两个注意事项：装料过程控制和反应性的控制16、初次临界的步骤：（1）提升控制棒组件（2）减硼向临界靠近（3）次临界下首次刻度（4）提棒向超临界过渡第四章一、由冷停闭状态向热备用状态过过渡？1、第一阶段——一回路充水和排气2、第二阶段——稳压器投入运行3、第三阶段——一回路升温升压至热停堆状态4、第四阶段——趋近临界和临界5、第五阶段——二回路启动6、第六阶段——发电机并网，提升功率二、启动过程中应注意的问题1、冷却剂系统压力及升温（冷却）速率的限制2、控制反应堆周期，防止发生启动事故3、正确估计反应堆的次临界度4、控制棒组的插入与抽出极限三、稳态功率运行特性的选择P79核电厂的稳态运行特性，可以由反应堆、一回路和二回路系统各个环节的能量平衡关系求得四、热点因子、轴向偏移和轴向功率偏差的定义和公式P82——P83五、A控制模式和G控制模式的定义、使用情况、优缺点P85——P87六、功率运行中的几个问题？1、冷却剂压力的控制2、冷却剂体积的控制3、冷却剂硼浓度的控制4、蒸汽排放系统的控制5、蒸汽发生器给水的控制七、积毒阶段、最大碘坑、消毒阶段的启动积毒阶段：可直接按顺序提升调节棒组而达临界。
压水堆核电厂调试与运行-作业
调研核电厂A模式(基荷) G模式(调峰)运行的区别班级：核工084班学号：20084530451 姓名：张淼摘要：核电机组(压水堆)无论采用A 模式还是G模式，均能满足电力系统的基本运行要求，负荷跟踪幅度及速度均优于火电机组。
A模式操作简单、价格较低，G模式比A 模式具有更大的运行灵活性。
关键字：核电厂 A模式 G模式调峰核电厂是将原子核裂变释放的核能转变为电能的系统和设备，通常称为核电站也称原子能发电站。
核燃料裂变过程释放出来的能量，经过反应堆内循环的冷却剂，把能量带出并传输到锅炉产生蒸汽用以驱动涡轮机并带动发电机发电。
电力网络由电源的升压变电所、输电线路、负荷中心变电所、配电线路等构成。
它的功能是将电源发出的电能升压到一定等级后输送到负荷中心变电所，再降压至一定等级后，经配电线路与用户相联。
系统运行中，由于电力负荷的随机变化以及外界的各种干扰会影响电力系统的稳定，从而影响系统电能的质量，严重时会造成电压崩溃或频率崩溃。
电力系统在保证电能质量、实现安全可靠供电的前提下，还应实现经济运行，即努力调整负荷曲线，提高设备利用率，合理利用各种动力资源，降低燃料消耗、厂用电和电力网络的损耗，以取得最佳经济效益。
由于电无法贮存,而白天晚上用电量各不相同。
于是一部分电厂用于承担基荷，一部分承担腰荷，一部分承担调峰。
法国、美国、西德等国已经将核电调峰运行进行实际的运用，例如在法国以电力负荷少的夏天为中心，几乎每天要进行调峰运行，32台9OOMW级机组，一年中进行的总循环次数达到： 1986年约为1700次，1987年约为2200次。
现在我国核电以压水堆为主，压水堆在设计时就设计成了可以跟踪负荷运行,可以实现调峰。
但考虑到核电的核安全,现我国核电都是带基本负荷运行。
随着我国核电建设发展，核电在整个发电系统的比重，如何使核电安全参与调峰是不可避免的问题。
反应堆的出力控制可实行再循环流量构控制以及控制棒操作的控制。
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一回路主系统的冷态调试
试验目的：冷却剂泵和主系统的水力特性测试与振动测量；
主系统冷态试验时间不能过长,否则导致系统温 度因冷却剂泵作功而升高；
4.2 热态试验 一回路系统升温升压
依靠冷却剂泵产生的热量冷却剂系统达到正常运行温度 在堆芯无燃料元件的情况下进行 热态性能试验; 一回路充水排气升温到90℃，加LiOH调节水质、加联氨溶解氧 继续升温升压到15.5MPa，291.4 ℃；
一回路升温速率限制在28 ℃/h，稳压器升温速率限制在35 ℃/h ，单相时升压速率不超过0.4MPa/min
升温升压时温度的控制： 一回路平均温度低于180℃时，靠余热排出系统控制；高于180℃ 时，靠辅助给水系统和蒸汽排放系统； 升温升压时压力的控制： 系统压力在稳压器汽腔建立前靠化学、容积控制系统来调节，汽腔 建立后由稳压器的电加热器和喷淋装置调节。
15.2MPa 15.0MPa 15.3MPa 14.9MPa 15.0MPa 15.4MPa 15.8MPa 16.1MPa 15.9MPa 16.3MPa 13.0MPa 12.5MPa 13.2MPa 14.7MPa 16.0MPa 65℃
稳压器压力控制逻辑原理图
5. 装料、初始临界和低功率试验
※管道水压试验 对象：一回路低压辅助系统和二回路系统 目的：耐压和泄漏率检查 水压：一般采用1.5倍的设计压力．对于工作压力小 于0.1MPa的管道，采用比工作压力高 0.1MPa作为试验压力； ※ 辅助系统的调试 电气系统、 供气系统、 供水系统、 通风系统、控制 与检测系统、二回路冷态调试、三废处理系统、通信系统 等
不同功率下的实验，以检验核电厂能否按设计 要求安全、可靠、连续的运行；
试验中，功率逐渐逼近满功率（10% 、25%、 50% 、 75%、 100%）
3．预运行试验
※ 管道冲洗 核电厂各系统要求高清洁度，一般设备在出厂时即 应达到清洁度的要求，但仍然存在杂质，主要来源有： 现场加工的管道、大罐； 安装过程中可能进入的异物； 清洗要点： 一回路利用除盐水清洗； 注意压力和流量的变化，循环冲洗； 水流速度至少等于正常运行时的流速； 取样分析，直到水质达到目标；
冷却剂系统热态性能试验
主要包括：稳压器压力和水位控制试验、冷却剂流量试验、一回路 热损失测定、稳压器辐射热损失测定、冷却剂泄漏量测定
化学和容积控制系统性能试验
（1）上充下泄性能试验 包括下泄流的测量、容积控制箱动作的正确性 （2）容积控制箱水位控制性能试验
汽轮机初始转动试验
暖管，低速暖机，高速暖机
4．系统综合试验(运行前试验)
系统综合试验主要包括为保证堆芯首次装料、初次 临界以及功率运行能安全进行所必须的试验，主要 分为冷态试验和热态试验两个阶段。
役前检查
系统综合试验结束后，需打开压力容器顶盖， 对冷却剂系统和设备进行一次全面检查，观察有无异常 情况，作为以后定期检查的基准。 堆内构件全部取出
装卸料
压水堆装卸料的特点 ①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。 ②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； ③为提高电厂 冷态试验 一回路主系统水压试验（同时可作主管道位移测量）
对象：一回路冷却剂压力边界； 目的：一回路的耐压和泄漏率检查； 试验压力：一般取工作压力的1.5倍； 水温要求：高于压力容器脆性转变温度38℃，防 止在试压时脆性破裂； 试验方法： 试验时，用试验泵逐渐升压至试验压力，如能维持30 分钟压力保持不变，则试验合格；合格后,将压力降到设计压 力，检查密封面和焊缝有无漏洞和渗水现象,然后再缓慢卸压； 如不合格，需降压检查、修理，并重新试验。
其它，见表10－2
稳压器压力控制系统设计参数： — 稳压器压力整定值 — 比例电加热器全开 — 比例电加热器全关 — 备用电加热器开 — 备用电加热器关 — 比例喷雾阀全关 — 比例喷雾阀全开 — 动力卸压阀开 — 动力卸压阀关 — 高压停堆 — 低压停堆 — 安注信号动作 — 安注信号解锁 — 低压报警 — 高压报警 — 卸压管温度高报警
2. 调试启动的主要阶段
阶段A：预运行试验 设备初步试验 设备安装完毕后的单项试验，检查设备安装是否 正确，能否达到设计所要求的性能； 基本系统试验 由设备组成的基本系统的功能检验； 系统综合试验 对相互并联的基本系统进行联合功能检查，主 要包括：冷态试验和热态试验
阶段B：装料，初始临界和低功率试验 装料和次临界试验 启动到初始临界,零功率试验 低功率试验 阶段C：功率试验
装料方法
（1）核对燃料组件的富集度； （2）控制棒组件、可燃毒物组件预先插入； （3）根据燃料装载方案将燃料组件依次装入； （4）装载过程中，利用源量程测量通道和BF3计数器，对 临界状态进行监督； 平板装料（slabing loading)的优点： （1）结构稳定，燃料组件插入时倾倒可能性小； （2）源中子组件较早的装载到规定位置，简化装 料步骤，临界安全性监督受中子源位置的影响小
第二讲 压水堆核电厂 的启动调试
核科学与工程学院 2009年5月
1. 启动调试的意义
通过试验，验证建造、设备是否符合标准；
通过瞬态和假想事故下运行特性检验，确保电 厂可靠、安全运行，并为今后的设计建造、和 施工提供参考；
试验运行限值和运行条件，检验运行规程和事 故处理规程是否恰当； 通过调试启动，使电厂工作人员熟悉电厂性 能和各种设备与系统的操作
5.1 燃料装载
首次装料的准备工作
(1) 检查燃料组件及控制棒组件等 (2) 安装反应堆堆芯部件 (3)压力容器内注水 2000ppm硼水，以保证燃料满载而又无 控制棒插入时活 性区的有 效增殖系数小于0.9 停堆冷却泵循环，均匀硼浓度，每30分钟取水检查一次 (4)增设核检测仪表 三套BF3计数管以确保临界试验安全