压水堆核电厂运行
压水堆核电厂的运行_第六章
穹顶在吊装中（左） 穹顶内部（右） 2
吊装环吊的大梁（左） 穹顶钢束张紧（右）
安全壳建造中（左）150吨穹顶吊装（右） 35
安全壳变形测量（左）阀门局部泄漏试验（右）
安全壳贯穿件
• 贯穿通道：
– 设备入口管子 – 电缆套筒 – 燃料组件运输管道的贯穿孔 – 空气闸门。
• 为了不使贯穿件处泄漏，均 有特殊设计，它是由一个穿 过混凝土壁面并锚固在混凝 土上的刚套管及两个接头构 成。接头保证了套管和穿过 安全壳的管道或电缆间的密 封连接。
障。
25
安全壳
• 型式：
– 材料
• 钢板 • 钢筋混凝土制造的(包括预应力混凝土) • 既用钢板又用钢筋混凝土
– 性能
• 干式 • 冰冷凝器式
– 形状
• 球形 • 圆筒形
– 由材料、性能、形式等几方面的组合,结合考虑压水堆核电厂的厂 址,输出功率、经济性和安全性等因素，具有代表性的有以下几种。
26
• 美国早期建造的电功率为800MW压水堆核 电厂安全壳，直径约40m，钢板厚度38mm， 半球顶、椭球底，二次包容壳为椭球顶盖 的圆柱形钢筋混凝土结构，两层壳之间留 有1.5 m宽的环形空间，环腔内呈负压，从 钢壳泄漏至环腔的放射性气体只有经过过 滤净化后方能从排气烟囱排放,以降低放射 性物质对环境的污染。
同时，触发其他系统的保护动作：
– 反应堆紧急停堆； – 安全壳隔离系统 – 汽轮机脱扣 – 启动应急柴油发电机； – 隔离主给水系统并停运主给水泵； – 启动电动辅助给水泵；
21
16
安注过程
• 1.冷段直接注入阶段 – 这一阶段是利用一回路冷却剂正常运行时的流向,使硼酸溶液尽快地注人堆芯。 – 一旦接到"安注"信号,立即自动执行以下动作：
压水堆核电厂运行
压⽔堆核电⼚运⾏压⽔堆核电⼚运⾏1.正常运⾏和运⾏瞬态正常运⾏是指核电⼚功率运⾏、燃料更换、维修过程中，频繁发⽣的事件。
要求：不触发停堆，放射性后果⽆影响。
主要包括：1）稳态和停堆运⾏2）带有允许偏差的运⾏3）运⾏试验2.中等频度事件：发⽣频率：＞10-2/堆年要求：最坏的结果，导致紧急停堆，可以很快恢复运⾏，放射性后果⽆影响。
3.稀有事件：发⽣频率：10-4-10-2/堆年要求：允许少量元件破损，堆芯⼏何形状不受影响，放射性后果对公众⽆影响。
4.极限事故：发⽣频率：10-6-10-4/堆年要求：事故缓解系统正常。
后果：后果严重，但要求放射性不致使公众健康和安全受到危害。
针对三道安全屏障的安全限值1）保证燃料包壳完整性如燃料芯块温度≤2800℃、DNBR≥1.22线功率密度≤590W/cm等。
2）保证冷却剂边界完整性冷却剂压⼒≤16.55MPa、冷却剂温度≤343 ℃等3）保证安全壳的完整性：安全壳压⼒≤0.13MPa、壳内平均温度≤145 ℃、峰值压⼒下泄漏率≤0.3%等。
有些安全限值是⽆法直接测量的，如DNBR、线功率密度、燃料芯块温度等，可以通过其他可测量的参数加以限制，如堆芯热功率、冷却剂温度、压⼒、流量等。
加热升温为什么要加热升温：①保证慢化剂温度系数为负值②保护系统的仪表⼯作在正常范围③稳压器能在有汽腔情况下处于可运⾏状态④反应堆压⼒容器远离最⼩脆性转变温度⑤其他原因：如⽔化学的原因、⽔泵的原因等。
由什么来进⾏加热升温：主要靠⼀次⽔泵来加热升温。
为了保证稳压器容积⾥的⽔和⼀次主回路的⽔同时升温并建⽴汽腔，稳压器的断续式加热器也投⼊运⾏。
加热升温的初始条件①反应堆冷却剂系统·反应堆冷却剂系统含稳压器已完成充⽔排⽓，处于⽔实体状态；·反应堆冷却剂内的硼浓度为冷停堆模式的硼浓度；·反应堆冷却剂系统的温度维持在60℃以下；·反应堆冷却剂系统的压⼒维持在0.345⾄0.689MPa（表压）；·反应堆冷却剂泵处于可运⾏状态。
压水堆核电厂运行模式总体设计研究
压水堆核电厂运行模式总体设计研究摘要：基于原有的压水堆核电厂运行模式分析，进一步开展压水堆核电厂运行模式总体设计研究。
综合考虑3种运行模式，提出较为完整的设计思路，并在该设计思路指导下完成压水堆核电厂运行模式总体设计。
将本设计应用于核电厂，实践证明本设计具有较高的可行性，望进一步优化我国压水堆核电厂运行模式。
关键词：压水堆核电厂；运行模式；设计压水堆运行模式是堆芯核设计的总要组成部分，在堆芯核设计中起到至关重要作用。
通常情况下，核电厂压水堆运行模式涉及范围较广、涵盖结构内容较多，因此，在开展压水堆核电厂运行模式设计时，应从多方面进行综合考虑。
本文基于3种运行模式，进一步开展压水堆核电厂运行模式总体设计研究。
1设计思路设计思路是开展压水堆核电厂运行模式总体设计研究的重要保障，本文设计思路主要分为八个步骤，具体如下：第一步：根据核电厂实际需求，合理选择负荷运行模式。
通常情况下，负荷模式可分为3种，即基负荷、调硼负荷、不调硼负荷跟踪运行模式。
第二步：针对不用的负荷模式开展相应的控制棒功能分组。
第三步：进一步确定控制棒在堆芯的布置。
第四步：深入分析控制棒重叠步、棒位与∆I线性关系。
第五步：确定控制棒插入限、提出限、咬量位置。
第六步：开展堆芯功率能力分析。
第七步：开展反应事故分析。
第八步：完成压水堆核电厂运行模式总体设计。
值得注意的是，若第六步、第七步在分析后，并没有达到设计标准，应返回第二步重新设计。
2总设计研究方法2.1选择负荷运行模式为帮助核电厂选择最优的负荷运行模式，应告知其各类负荷运行模式的优缺点[1]。
1.基负荷：该运行模式主要是采用额定的负荷运行。
相较于其他两类运行模式，该运行模式运行方式较为简单。
但由于该运行模式采用的是额定负荷，致使负荷调节灵活性较差，通常情况下，该模式无法适应灵活多变的电网变化。
2.调硼负荷、不调硼负荷跟踪运行模式。
两种运行模式均能够适应电网计划和反应堆堆芯功率需求。
前者在实在运行期间需调节可溶硼浓度，后者则不需要调节可溶硼浓度。
压水堆核电厂运行[u5151-466e4bdc-641]
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NPIC
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第二章 压水堆核电厂一回路主系统和设备
功能 组成、流程、参数 系统的运行 1 一回路主系统 功能： a.由冷却剂将堆芯中因核裂变产生的 热量传输给蒸汽动力装置并冷却堆芯 b.防止燃料元件烧毁 流程：P11，图2-1
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2.2 风险概率 飞机：10-4/Y， 核电厂：10-6/y 2.3 纵深防御的安全原则： 燃料芯块，燃料包壳，一回路压力边界， 安全壳 纵深防御原则贯穿在核电厂造址、设计、 制造、建造、调试、运行、事故处置和 应急准备等各个环节始终。
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核岛：反应堆及一回路系统 反应堆 蒸汽发生器 主蒸汽管 燃料厂房 废燃料池 相应系统与设备
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常规岛： 汽轮机 二回路系统 发电机 5. 我国核电前景 空前发展
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组成: 筒体组合件:法兰环,接管段,筒身,冷却 剂进\出口接管 顶盖组合件 底封头 法兰密封结构 压力容器材料:含锰钼镍的低合金 钢,SA533B,SA508II,SA508III
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第三章 压水堆核电厂
堆芯中子通量分布测量装置
目的：建立中子通量分布图（三 维），确定热点
布置：
56
安全壳
作用：裂变产物与环境之 间的最后一道屏障
安全壳厂房 安全壳环境控制系统 安全壳贯穿与隔离系统
57
总结
1 堆内构件 名称 作用 2 控制棒驱动机构 结构 工作原理 提升 下降 停堆
3 反应堆压力容器
结构 作用 选材 运行限制 4 堆内测量支承结构
温度测量
5 安全壳 作用
中子通量测量
三个系统 58
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初始状态为传递钩爪啮合，夹持钩爪脱开。
1：提升线圈通电，传递钩爪驱动轴提升一个步阶； 2：夹持线圈通电，夹持钩爪夹持驱动轴；
3：传递线圈断电，传递钩爪脱开；
4：提升线圈断电，传递钩爪下降一个步阶； 5：传递线圈通电，传递钩爪啮合驱动轴； 6：夹持线圈断电，夹持钩爪夹脱开，为提升做准备； 7：提升线圈通电，传递钩爪驱动轴提升一个布阶； 如此循环动作，直到达到提升位置为止。
52
运行限制
压力温度运行限制曲线： 限制因素： 压力容器的强度，主泵的限制：汽蚀等，低 压蒸发等。
53
压力容器结构
筒体组合件
法兰环 接管段
筒身
冷却剂进、出口接管
顶盖组合件
底封头
法兰密封件
54
压力容器支承结构
55
堆内测量支承结构
堆芯冷却剂出口温度测量装置
目的：绘制堆芯温度分布图和确定 最热通道 布置：
31
中子源组件
作用：
1 提高中子通量水平 2 点火 初级中子源
结构与材料：锎
初装料情况 次级中子源 结构与材料：锑、铍 初装料情况
32
阻力塞组件
压水堆电厂运行(1章)
压水堆核电厂运行在基础理论学习基础上，运行课程是综合运用。
掌握核电厂运行的基本原理、概念；了解核电厂运行的一般基础性(共性) 问题。
为从事核电厂工作或进一步操纵员培训打下基础。
教学中对过去课程是复习、开拓和深化，几乎涉及到学习过的每一门课程。
教材：郑福裕，邵向业编，压水堆核电厂运行，核工业研究生部，核电培训系列教材。
内容：结合西屋公司设计(Sequoyah，Shearon Harris Nuit1核电厂)及部分大亚湾核电厂内容。
压水堆核电厂运行第1章绪论(2)第2章技术规格书(4)第3章正常运行(12)第4章异常运行(6)第5章事故(8)机动：2考试：21 1 核电厂运行特点压水堆核电厂生产流程火电厂的生产流程1.1.1 核电厂与火电厂的比较核电厂：利用核裂变能来生产推动汽轮发电机旋转的蒸汽。
火电厂：又称化石燃料(Fossil Fuel 煤、石油、天然气)电厂，靠燃烧放出的热能来生产蒸汽推动汽轮机发电机组旋转。
主要不同是生产蒸汽的装置不同，而二回路热力循环大致一样。
核电厂(以压水堆核电厂为例)，生产蒸汽的系统又叫核蒸汽供应系统(Nuclear Steam Supply System);在压水堆核电厂就是一回路系统。
火电厂由锅炉生产蒸汽。
1定期停堆换料，新堆或刚换料后的堆，有较大的剩余反应性，用来补偿冷态到热态、功率亏损、平衡氙毒、燃耗和裂变产物积累所带来的反应性损失，使反应堆能运行足够长的期限。
因此有可能发生比设计功率高得多的超功率事故。
反应堆若具有正的温度反应性条件，功率会失控增加。
例：切尔诺贝利事故RBMK堆，在20％额定功率以下，功率反应性系数是正的；固有安全性差。
1. 1.1核电厂安全性特征1. 1.1核电厂安全性特征2 强放射性1W热功率-----------燃耗末期放射性活度3.7×1010Bq （1Ci）热功率3000MW核电厂-----裂变产物放射性1020Bq （3×109Ci）环保容许水的放射性活度的量级----1×10-10Ci/m3 （1Bq/升）核反应堆的放射性物质98%保留在芯块中，2%扩散在包壳与芯块的间隙内芯块不熔，包壳不漏，放射性物质不逸出.3 剩余发热定义：反应堆停闭后，堆芯释出的热量。
核电厂的运行总复习
10.4 热态功能试验
热态功能试验( HFT )是总体试验的重要组成部分。 是NSSS首次在无燃料装载的情况下升温升压，然后 又降温降压，即NSSS从换料冷停堆状态过渡到热停 堆状态，然后再返回换料冷停堆的过程中进行试验。 在此过程中，尽可能模拟核电机组实际运行条件， 包括对典型的温度、压力和流量下预期的运行事件， 进行相关的试验。
系统功能
提供除盐除氧硼水，以保证RCV系统的容积控制功能； 注入联氨、氢氧化锂等药品，以保证RCV系统的化学控 制功能； 提供硼酸溶液和除盐除氧水，以保证RCV系统的反应性 控制功能。
3.4.2
系统运行
补给的操作方式
稀释 关闭065VB，隔离硼酸补给管线，只补充除盐除氧水 硼化 关闭016VD，隔离除盐除氧水补给管线，只补充硼酸溶液 自动补给 容控箱水位低，自动补充与冷却剂当前硼浓度相同的硼酸 溶液 手动补给 为换料水箱初始充水及补水，或提高容控箱水位，由操纵 员控制除盐除氧水和硼酸溶液的流量
3.3
系统功能
冷却功能
设备冷却水系统
为核岛内需要冷却的设备提供除盐冷却水，将热负 荷通过重要厂用水系统SEC传到海水中。
隔离作用
作为隔离核岛设备与冷却海水的屏障，既可避免放 射性流体不可控地释放到海水中污染环境，又可防 止海水对核岛各换热器的腐蚀 。
3.4
3.4.1
反应堆硼和水补给系统
4.6
蒸汽转换器系统（STR）
4.6.1 系统功能
产生1.2MPa、188℃的低压辅助蒸汽 通过辅助蒸汽分配系统（SVA）供给核岛和常规岛
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。
【清华压水堆核电厂运行】系统与设备(3)热工基础3小时
燃料棒束的阻力损失，流道摩擦阻力损 失，
提升损失，重力压降，
ቤተ መጻሕፍቲ ባይዱ
堆芯出入口联箱的阻力损失，
定位格架的阻力损失，
沿程加速压降。
系统与设备（3）
26
热工设计准则
为了反应堆的运行安全可靠，热工设计必须满足一些准 则：
燃料元件表面的最大热流密度小于临界热流密度。定
义偏离泡核沸腾比DNBR：
燃料元件的总温降
从燃料中心线到冷却剂的总温度降可以表示为：
T −Tf = q′ r F + 1 + tc + rF 中心 2 π rF 2λ αfG λc α(r + t ) F c
q′为线功率密度，r为燃料元件芯块的半径，
λf为燃料元件的导热系数，λc为包壳的导热系 数，
tc为包壳厚度， α为包壳表面与冷却剂的放热系数，αG为燃料与
反应堆冷却剂回路依靠三台主泵使冷却剂循环，将热量 传给蒸汽发生器二回路的给水。
单位时间冷却剂输送的热量P为：
P = G C ∆T
mp
mp
G 为流量率，C 为冷却剂热容，∆T为冷却剂的温升。
因为∆T＝ ∆H/ Cp，所以上式可以改写为：
P =Gm∆H
∆H为冷却剂的焓升。H＝u＋P/ρ，u为内能，P为压 力， ρ为流体密度。
燃料非均匀装载对功率分布的影响。为了展平径向功率 分布，压水堆一般分三区配置不同富集度燃料，高富集 度的新燃料在最外区。
„ 控制棒对功率分布的影响。
5
系统与设备（3）
6
压水堆传热特点
传热有三种基本形式，即对流换热、导热和辐射传 热。压水堆堆芯的换热主要依靠前两种方式。 UO2芯块裂变后产生的热量主要是通过热传导传给 芯块表面及燃料包壳。一回路的冷却剂通过主泵进 行强制循环进入堆芯，将燃料元件表面热量通过对 流换热带走。冷却剂带出热量后流入蒸汽发生器， 也是通过对流换热把热量传给二次侧的给水。 为了提高整个电厂的循环效率，需要提高二回路蒸 汽的温度和压力，从而必须提高一回路冷却剂的温 度，因而必须提高一回路压力。大亚湾核电站的一 回路冷却剂压力为15.5MPa。波动范围为0.2MPa。
压水堆核电厂运行复习资料
压水堆核电厂运行复习资料1、核电厂构成三个部分：核岛、常规岛、配套设施。
2、核电厂工作原理：U235裂变产生的热量传给一回路冷却剂，再通过蒸汽发生器传给二回路产生蒸汽，在二回路转为动能，由汽轮机传给发电机产生电流，供给用户。
3、稳压器功能：压力控制，使一回路压力波动限制在小数值范围；压力保护，当某种事故引起一回路压力急剧升高，安全阀组能提供压力保护；升压、降压、除气、水位调节4、目前采用电加热式稳压器。
5、蒸发器的三个功能：一回路冷却剂将核蒸汽供应系统的热量传给二回路给水；使二回路产生一定压力，一定温度和一定干度蒸汽的热交换设备。
6、一回路冷却系统主要参数：出口，310~330；入口，288~300，一般温升30~40，300MW的电功率时环路流量：15000~24000t/h。
7、反应堆本体结构：压力容器；反应堆堆芯；上下部堆内构件；控制棒组件及其驱动结构▲8、稳压器卸压箱结构个功能：功能：凝结和冷却当稳压器过压时，通过安全阀组排放到卸压箱的蒸汽，防止一回路冷却剂对反应堆安全壳可能造成的污染；结构：一个卧式低压容器在它筒体的上部为氮气空间，但装有一组喷雾器，筒体的底部沿轴线方向装有一根鼓泡管。
▲9、一回路主要功能：又称压水堆冷却剂系统，功用是由冷却剂将堆芯中因核裂变产生的热量传输给蒸汽动力装置冷却堆芯，防止燃料元件烧毁。
▲10、压水堆中冷却剂：除盐除氧的含硼水。
▲11、可燃毒物组件只在第一炉料时使用，新的反应堆装入第一炉燃料时，装入它，补偿掉一部分过剩反应性。
▲12、压力容器泄漏的探测主要用温度测量。
▲13、蒸发器水位就是冷柱的水位。
▲14、稳压器的顶端喷雾器的作用是降温降压。
15、连续喷淋作用：一，保持稳压器内水的温度与化学成分的均匀性；二，限制大流量喷淋启动时对管道的热冲击。
16、稳压器泄压箱作用：同8。
▲17、压水堆稳压器中水位随一回路的平均温度的变化而变化。
▲18、压力变化给系统带来的影响：一，压力过大，一回路处于不允许的应力下，某一管道可能破裂造成失水事故；二，压力过低，水将大量汽化，导致燃料与水热交换不良，燃料温度升高，致使包壳破裂，燃料融化。
压水堆核电厂的工作原理
压水堆核电厂的工作原理压水堆（Pressurized Water Reactor，PWR）核电厂是一种常见的核电发电系统，其工作原理如下：1. 核燃料：压水堆核电厂使用铀（Uranium）燃料。
铀燃料通常以浓缩氧化铀（Uranium Dioxide）的形式呈现，如UO2。
2. 核反应：铀燃料中的铀-235核发生裂变反应。
裂变释放大量的能量，并产生了新的裂变产物或核中子。
3. 热交换：核反应释放的能量用于加热循环中的冷却剂，通常是水。
热交换器（Steam Generator）中的核反应区通过与循环中的水隔离，以避免辐射泄漏。
4. 主循环：加热的水蒸气离开热交换器并进入主循环，通过高压泵被重新压缩。
通过高温和高压，水将保持在液体状态，即使其温度超过了常规沸点。
5. 反应堆压力控制：循环中的水压力决定了水的沸点。
为了保持恒定的温度和压力，系统具备压力控制装置。
6. 蒸汽发电：在主循环中，压缩的冷却水进入蒸汽发生器（Steam Generator），再次加热潜藏在核反应中产生的热。
加热的水蒸气通过旋转的涡轮叶片，驱动发电机产生电能。
7. 冷却：离开蒸汽发生器后，剩余的水蒸气在冷凝器（Condenser）中冷却并转化为液体。
冷却水从冷却器中收集，并重新注入热交换器，以形成循环。
8. 辅助系统：核电厂还包括其他辅助系统，例如安全系统、应急供电系统和核废料处理系统等，以确保核电站的安全运行和辐射防护。
总体来说，压水堆核电厂利用铀燃料的核反应释放的热能，通过循环中的水冷却产生蒸汽，进而驱动发电机产生电能。
冷却水循环不断，使得反应堆保持在恒定的温度和压力条件下工作，确保核电厂的安全与稳定性。
压水堆核电厂运行中的负荷瞬变
4
3
时间,min
2
1
Tref跟踪 汽轮机负荷
Tav有延缓，然后有所减小
TAV及Tref
4
4
3
时间,min
3
2
时间,min
2
1
1
0
0
由于功率失配， 引起液位先降低 ，后上升
稳压器压力
20MPa
稳压器液位
100%
4
3
时间,min
2
1
为适应负荷阶跃变化， 蒸汽流量一开始有较大增长
0
蒸汽流量
5t/h
四、负荷快速下降时的瞬变
蒸汽排放
100%
20
15
时间,min
10
5
蒸汽排放阀打开，蒸汽 流量下降速度减小 汽轮机控制阀关闭 引起蒸汽流量下降
0
蒸汽流量
5t/h
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。
4
4
3
3
时间,min
2
时间,min
2
1
排放阀打开， 控制棒停止动作 功率失配和温度失配 使控制棒迅速下插
控制棒棒位，D棒组
4
3
时间,min
2
1
旁排系统动作， Tav与TREF的差值减小 Tref跟踪 汽轮机负荷 旁排系统动作， 限制Tav的升高
TAV及Tref
4
3
时间,min
2 Tav与TREF接近，逐 渐减小蒸汽排放 1
压水堆核电厂安全运行规程体系
简称EOP
以症状导向的安全状态逼近法事故规程，
简称SOP
核动力运行研究所 评估中心培训, 2010
14
EOP最早使用，目前还用得比较广泛。对单一原因 造成的故障及事故，只要原因找对，非常有效。但 当原因判断错误时，核安全就没有保证。现今事故 的发生往往不是单一因素，如果核电厂得的是并发 症，判断往往不准确。现在正在研究推行以症状导 向的安全状态逼近法的SOP来决策。这项工作正在 广核岭东核电厂上同EDF合作攻关。
核动力运行研究所 评估中心培训, 2010
11
系统故障运行规程
这类规程用以处理发生于整个基本系统故障， 它除了给出报警卡相同的内容外，还描述了运 行人员所需执行的紧急操作和后续操作，同时 还描述了将受故障影响的各系统置于某一安全 状态所需的全部操作。
核动力运行研究所 评估中心培训, 2010
12
事故规程
2
规程体系
运行规程是核电厂运行的各种工况下运行人
员进行操作控制的依据。
运行规程包括四大类：
正常运行规程
故障运行规程
事故规程
行政管理规程
3
核动力运行研究所 评估中心培训, 2010
正常运行规程:
a) 总运行规程（G规程）
b) 系统运行规程
c) 换料大修运行规程（outage）
d) 状态检查点规程
核动力运行研究所 评估中心培训, 2010
16
在看规程中要学会几个最基本的词语，每个词语都有特定的含义 。 如： 确认（to confirm）指重复手动指令确保设备在要求状态 检查（to check）观察期望的参数或工况，如不适）） 稳定（to stabilize）操作执行机构将参数设在接近规程指示 的数值。 维持（to maintain）操作执行机构限制参数在一定范围内变化 可用的（be operable）能够没有延时地执行赋予它的功能 不可用的（be inoperable）不能够没有延时地执行赋予它的功 能 在线（to line-up）将回路或其中的一段按照检查单或流程 图要求进行配置
900MW压水堆核电站系统和设备运行教程
电动主给水泵 系统（APA）
--保持SG水位的必要性 --SG的给水 --SG的排污7—46.7T/H
一回路水入口
排污
一回路水出口
蒸 汽 发 生 器 主 要 参 数
参数
资料仅供数参考 值
一次侧: 设计压力
17.2 MPa(abs)
设计温度
343 ℃
运行压力
15.5 MPa(abs)
反应堆冷却剂温度（最佳估算）
冷却剂在堆芯的流动 资料仅供参考
--总流量 48580m3/h ； --总流量的6.5% 的旁通流量； --堆芯的压头损 失1.5bar，压力 容器的压头损失 3bar；
压 力 容 器 泄 漏 的 探 测
--瞬态允许〈20L/H；
资料仅供参考
--探测泄漏的两种方法，
温度计和水位计。
内密封环
外密封环
虑
每一台饱和式蒸汽发生器按照满负荷运行时传
递二分之一的反应堆热功率设计。
自
然
循
环
给水
原
理 冷水柱
图
资料仅供参考
二回路蒸汽 集水箱
水-汽混合物
一回路水 热源 热水柱
资料仅供参考
设 备 描 述
SG 水 位 调 节
资料仅供参考
蒸汽出口
水位 调节
水位 测量
给 水 流 量 蒸汽流量信
信号
号
给水
给水流量控制 系统（ARE）
资料仅供参考
设备描述
资料仅供参考
压 力 容 器
压水堆纵剖面
资料仅供参考
--1个排气孔640VP --30支热电偶 --33束控制棒 --56根紧固螺栓 --121组燃料组件 --38个堆内核测通道
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压水堆核电厂运行
课程论文
AP1000反应堆冷却剂系统
与传统压水堆的比较
学生姓名：
班级：0
学号：090
二零一二年十一月
反应堆冷却剂系统（RCP）
1.主要功能
使冷却剂循环流动，将堆芯中核裂变产生的热量通过蒸汽发生器传输给二回路，同时冷却堆芯，防止燃料元件烧毁或毁坏。
2．辅助功能
(1) 中子慢化剂：反应堆冷却剂为轻水，它具有比较好的中子慢化能力，使裂变产生的快中子减速成为热中子，以维持链式裂变反应。
另外，它也起到反射层的作用，使泄漏出堆芯的部分中子反射回来。
(2) 反应性控制：反应堆冷却剂中溶有的硼酸可吸收中子，因此通过调整硼溶度可控制反应性（主要用于补偿氙效应和燃耗）。
(3) 压力控制：RCP系统中的稳压器用于控制冷却剂压力，以防止堆芯中发生不利于燃料元件传热的偏离泡核沸腾现象。
(4) 放射性屏障：RCP系统压力边界作为裂变产物放射性的第二道屏障，在燃料元件包壳破损泄漏时，可防止放射性物质外逸。
AP1000简介
AP1000属于第三代先进压水反应堆，是美国西屋公司开发的一种双环路100千瓦级的先进压水堆核电机组。
与二代反应堆技术相比，AP1000通过采用非能动专设安全系统，提高系统的可靠性；通过简化系统，并采用模块化建造技术缩短建造周期。
通过这些改进，来达到电厂安全性和经济性的有机协调。
在传统成熟的压水堆核电技术的基础上，安全系统采用“非能动”设计理念。
“非能动安全系统”利用自然物理现象-重力、自然循环(蒸发、冷凝和密度差）以及气体蓄能驱动流体流动，带走堆芯余热和安全壳的热量，不需要外部能源。
AP1000核电厂的非能动安全系统有：1.非能动堆芯冷却系统（PXS）;2.非能动余热排出系统（PRHR）；3.非能动安全壳冷却系统（PCS）;4.主控室应急可居留性系统（VES）;5.安全壳隔离系统。
传统压水堆的堆芯冷却系统
传统压水堆的堆芯冷却系统主要由安注系统和辅助给水系统来共同实现，在设计上主要是在发生LOCA事故、弹棒事故、二回路主给水或主蒸汽管道破裂、SGTR等设计基准事故时为一回路提供硼化和冷却。
其中安注系统可分为高压安注、中压安注和低压安注三个分系统，其中除了中压安注系统是非能动系统之外，其它两个都是能动系统。
AP1000堆芯冷却系统
AP1000的非能动堆芯冷却系统由应急堆芯余热导出子系统、安注子系统和安全壳内PH控制子系统组成，主要包括一个非能动余热导出热交换器（PRHR HX）、两个堆芯补水箱（CMT）、两个安注箱（ACC）、一个pH调整化学药品的篮筐和一个安全壳内换料水箱（IRWST）以及相关的阀门、管道和仪表，这些设备均被设置在钢制安全壳内部。
本系统在功能设计上与传统压水堆类似，主要也是在发生LOCA事故、弹棒事故、二回路主给水或主蒸汽管道破裂、SGTR等设计
基准事故时为一回路提供硼化和冷却。
AP1000反应堆冷却剂系统与传统压水堆的比较
AP1000反应堆冷却剂系统的主要功能与传统压水堆核电站的功能要求相 同，因而两者的设计基准、主要设备的安全分级、制造质量要求、抗震要求以及选材方面的考虑也基本相同。
但由于AP1000安全系统的非能动化，降低了冷却 剂系统及其相连系统的某些安全功能的要求，因而在冷却剂系统及其设备的设计上均有许多不同的特点两台蒸汽发生器对称布置，系统管路由两个主冷却剂环路构 成。
每个环路的冷端完全相同，并采用了大半径弯管使管路流动阻力降低，并为调节冷热管不同的膨胀率提供柔韧性。
管子整体锻造，消除焊缝，既降低成本，也减 少在役检查的工作量。
管路结构和材料的选择显着降低了管子的应力。
主泵采用屏蔽式泵，电机与水泵共用一根转动轴，其间没有联轴器，所有转动部件均被包容在 与主回路冷却剂相连通的承压壳中。
由于屏蔽泵没有轴封，使主回路成为一个“封闭的”系统，传统压水堆核电站中的轴封LOCA 事件在AP1000设计中不会 发生。
在反应堆冷却剂系统中，引入一个非能动热交换器。
当冷却剂泵失效时，水流 自然循环到该热交换器，后者将热量载带到安全壳内的换料水箱（IRWST ）。
传热过程无需动力。
当 IRWST 达到饱和时，向安全壳大气蒸发，非能动安全壳冷却系统动作，冷凝水沿壳壁流回环料水池，可以实现长时间的堆芯冷却。
安全注入系统由两台堆芯补给水箱（CMT ）、两台安全注射箱和IRWST 组成，
M
M
M
M (1 OF 2)
IRWST SCREEN CL
HL
N2
PRESSURIZER
IRWST
ACCUM. (1 OF 2)
CORE
REACTOR VESSEL
CORE MAKEUP TANK (1 OF 2)
#3#2
#1
FAI REFUEL CAVITY
FO
RNS SPARGERS M
RNS PUMPS
LOOP
COMPART.RECIRC SCREEN (1 OF 2)
M
DVI CONN.(1 OF 2)
PRHR HX
(1 OF 2)
ADS STAGES 1-3(1 OF 2)
ADS STAGE 4(1 OF 2)PUMPS
CONTAINMENT
M
M
M
M
M
M
连接于反应堆冷却剂环路并充满硼水，注射依靠重力和气体储能的释放。
当正常上充水系统失效时，可应付小泄漏及由失水事故引起的大泄漏，CMT、安全注射水箱和IRWST 为堆芯提供冷却。
依靠 IRWST 提供冷却水注入保持LOCA后期冷却和余热去除，和安全壳冷却系统一起建立再循环，使堆芯保持淹没。
综上所述，AP1000反应堆冷却剂系统采用了简化、安全和紧凑布置的设计，压力边界相对于传统压水堆核电站有所简化，冷却剂压力边界的完整性比传统设计更加可靠。
大大降低了人因失误发生的可能性，提高了系统运行的可靠性和安全性，而且还明显的降低了电站的建设成本，提高了电厂的经济效益。