第一讲 压水堆核电厂运行特点及运行工况分类

(3) 运行试验
⊙升温升压试验
(<10%FP) ⊙负荷线性变化（<5%FP/min) ⊙甩负荷
⊙负荷阶跃变化

中等频度事件
最坏的情况下，会使反应堆紧急停堆，但能很快 恢复运行，不会扩展并引起更严重的事故。主要 包括：
⊙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 ⊙正常给水流量丧失 ⊙控制棒组件下落

核电厂系统、设备复杂
大型核电厂具有250个系统，西屋公司阀门40000多个， 火电厂阀门为4000多个。

使用饱和蒸汽
火电厂为过热蒸汽。饱和蒸汽热焓低，导致核电厂使用的 蒸汽管道和阀门比火电厂大。

压水堆核电厂运行具有汽轮机快速降负荷功能 ＊ 超温保护防止偏离泡核沸腾 ＊ 超功率保护防止燃料棒高的线功率密度
13 Exciter 17 Feedwater pre-heater 14 Condenser 18 Concrete shield 15 Cooling water 19 Cooling water pump 16 Feedwater pump
主蒸汽 主蒸汽
MS MS
稳压器
FW
蒸发器
FW
給水
給水
⊙功率运行期间安全注射系统的误运行

稀有事件
极少发生，但一旦发生可能造成部分燃料损坏，使电站 长期不能恢复运行。但事件所产生的放射性污染不会危害 到隔离半径以外的公用地区，也不会失去冷却剂系统或安 全壳的屏蔽功能。主要包括：
⊙蒸汽系统小管道破裂 ⊙冷却剂强迫流量全部丧失 ⊙单个棒束控制棒组件在满功率下抽出 ⊙燃料误装载 ⊙冷却剂从小破裂管道和大管道裂缝流失 ⊙废气处理系统破坏 ⊙放射性废液系统泄漏和破坏

工况I：正常运行和瞬态运行
正常运行指在核电厂功率运行、换料、维修过程中频繁发生的事 件。 典型的事件： (1)稳态和停堆运行
⊙功率运行
⊙启动（或热备用） ⊙热停堆 ⊙换料停堆 ⊙冷停堆（维修冷停堆，正常冷停堆） ⊙次临界中间停堆
(2) 带有允许偏差运行
⊙某些系统和部件不能工作 ⊙燃料元件包壳有缺陷 ⊙冷却剂中放射性活度过高 ⊙蒸汽发生器有泄漏 ⊙技术规格书中允许在运行过程中做的试验
时间范围 10-1~101 101~1.5*102 1.5*102~4*106 4*106~2*108
中子俘获反应产源自文库的衰变热
A 12.05 15.31 26.02 53.18
a 0.0639 0.1807 0.2834 0.3350
P(t ) [1.63 103 exp( 4.91104 t ) 1.6 103 exp( 3.41106 t )]P(0)

极限事故
对环境造成污染。单一极限事故不会相继引起对付事故所 需要系统功能的丧失，如应急堆芯冷却系统和安全壳系统 的丧失。
⊙蒸汽系统大管道破裂 ⊙给水系统管道破裂 ⊙冷却剂泵轴卡住 ⊙冷却剂泵轴断裂
⊙各种控制棒组件弹出堆外
⊙一回路压力边界破坏引起失水事故 ⊙燃料装卸事故 ⊙乏燃料容器坠落
波动管
A
B
上充、安注 （边界）
上充、安注 （边界）
下泻 （边界）
第一讲 核电厂运行特点
1、 核电厂运行的特点

反应堆临界，停堆换料 产生大量放射性物质 堆芯余热
●剩余裂变发热
P(t ) 0.15P(0) exp(0.1t )
●剩余衰变发热
裂变产物的衰变热
P (t ) 5 10 3 P (0) A[t a (t t ' ) a ]
压水堆核电厂的运行
核科学与工程学院 2009年4月
1 Reactor vessel 5 Pressurizer 9 Feedwater 2 Fuel elements 6 Steam generator 10 High pressure turbine 3 Control rods 7 Main circulating pump 11 Low pressure turbine 4 Control rod drive 8 Fresh steam 12 Generator

压水堆核电载硼运行 ＊必须具有负的慢化剂温度； ＊使控制棒在运行的上、下限之内，通量密度 分布得到改善；
问题：核电厂与火电厂有何区别？
2、核电厂运行工况分类
核电厂最终安全分析报告的事故分析中，把分 析的事件分为四类： 工况I：正常运行和运行瞬态 工况II：中等频度事件 工况III：稀有事件 工况IV：极限事故