1、核反應堆運行和控制核反應堆運行和控制一、反應堆控制二、保護系統控制三、反應堆運行一、反應堆控制1、基本任務與原理2、功率控制3、穩壓器控制4、蒸汽發生器水位控制5、蒸汽排放控制1、基本任務與原理 兩個基本任務：（1）正常運行工況下對啟動、提升功率、變換功率、正常停堆等進行控制，并為維持穩態運行，對某些運行參數進行必要的調節。（2）在任何工況下確保安全停堆，并從堆芯移出熱量和限制預計運行事件及事故工況的后果，確保人身與設備安全。 作用： 維持反應堆的重要參數在穩態運行或給定的負荷擾動下，始終保持在所規定的范圍內。2、功率控制功能：通過移動控制棒來調節反應堆功率以適應核電站負荷變化的要求。它有自動

2、和手動兩種方式，手動方式用于堆的啟動直到15額定功率；在15100額定功率范圍內，則采用自動跟蹤負荷。必要時，也可以手動控制。壓水堆功率控制系統由冷卻劑平均溫度通道、功率失配通道和平均溫度定值通道組成。三個通道的輸出信號通過控制棒程序單元驅動控制棒。3、穩壓器控制壓力控制： 由設在穩壓器水空間內的電加熱器和設在穩壓器頂部的噴霧器、卸壓閥加以控制。水位控制： 壓水堆冷卻劑的容積是用化學和容積控制系統來調節的，特別是利用容積控制箱，以保持穩壓器液位在給定范圍內。4、蒸汽發生器水位控制根據給水流量、蒸汽流量和蒸汽發生器水位三個要素控制主給水控制閥或調節主給水泵轉速。當蒸汽發生器水位有異常上升時，主給

3、水控制閥及旁路給水閥全部關閉；當蒸汽發生器水位異常降低時，反應堆自動停閉，并自動啟動事故給水泵。另外，在低負荷時，可手動或自動使用旁路給水控制閥控制水位。5、蒸汽排放控制壓水堆核電站運行時，當負荷降低超過規定范圍時，就靠蒸汽排放控制系統將過剩蒸汽排向冷凝器。二、保護系統控制 目的：在于防止反應堆偏離安全限值以及一旦超過這種安全限值后緩解所發生的后果。亦即防止事故發生以及緩解事故所生的后果。 系統包括：（1）反應堆保護系統：當運行參數超過限值，危及堆芯及一回路壓力邊界時，該系統發出自動停堆信號。通過安全動作系統使控制棒下插，保證反應堆熱態安全停堆，并有足夠的熱態停堆深度。在反應堆事故停堆的同時，

4、汽輪機能自動脫扣。（2）專設安全設施：二、保護系統控制（1） 對于壓水堆，運行中的幾個主要危險是反應堆周期過短、中子水平過高、一回路冷卻劑溫度過高、壓力過低、流量過低等。故一般壓水堆設有如下保護： 短周期事故保護 反應堆超功率及超功率流量比保護 反應堆進、出口水溫過高保護 一回路冷卻劑壓力過低保護 一回路流量過低及斷流保護 控制電源、電離室、裂變室電源斷電保護 二回路系統、廠房放射性水平過高保護三、反應堆運行1、概述2、壓水堆核電站的正常啟動3、功率運行4、壓水堆核電站的停閉1、概述 核電站建成，堆芯燃料裝載后的反應堆啟動，稱為初次啟動，亦稱新堆的物理啟動 目的：檢驗設計、制造和安裝的質量，測

5、定各種必要的特性參數，為安全運行提供實驗數據 新堆的物理啟動：主要是指新堆的初次臨界試驗。通過相繼提升堆內各組控制棒組件，以及按一定規范稀釋冷卻劑中的硼濃度，使反應堆首次達到臨界。在這試驗中，對控制棒的臨界棒柵位置進行刻度，對零功率下臨界態附近的中子通量、反應性以及反應堆周期作出實驗研究，獲得必要的物理參數等。1、概述（1） 臨界前試驗： 燃料組件全部裝載完畢后一回路的水力特性試驗以及其他在未裝燃料前無法進行的一些試驗。 包括： 冷卻劑系統泄漏試驗 一回路系統流量測定 冷卻劑泵惰轉流量下滑試驗 控制棒驅動機構動作特性 控制棒落棒時間 棒位指示系統響應特性 反應堆保護系統動作特性 電阻溫度計旁路

6、流量測定試驗 堆內核測儀表響應1、概述（2） 初次臨界試驗： 在熱態額定工況下，進行首次物理啟動，達到臨界，實現反應堆的自持鏈式反應。 內容： 初次臨界 注意問題：次臨界狀態下中子通量變化規律 控制反應堆啟動周期 零功率物理試驗功率水平之測定 反應性測定 末點硼濃度測定1、概述（3） 低功率物理試驗： 在熱態稍高于零功率時進行堆的物理特性試驗，取得實驗數據來為運行服務和校核理論計算。 內容： 控制棒價值和硼價值的測定 模擬彈棒事故試驗 最小停堆深度驗證 慢化劑溫度系數測定 功率分布測定 放射性水平測定 壓力系數測定1、概述（4） 功率提升試驗： 一般分15、25、50、75、100額定功率5各

7、功率水平逐級提升功率。 內容： 自然循環試驗 發電機首次同步 汽輪機控制系統啟動試驗 功率測量和功率刻度試驗 功率系數測定 功率分布測定 二回路熱功率測量 帶功率工況下慢化劑溫度系數測定 取樣系統試驗 放射性水平測定 廢液廢氣檢測 蒸汽和給水流量儀表刻度試驗 蒸汽發生器水位自動控制試驗 核測量儀表調整試驗 堆內、堆外核測量儀表刻度試驗 控制棒組件落棒試驗 蒸汽發生器水份夾帶試驗 中毒曲線測定 碘坑測量 負荷擺動試驗 甩負荷試驗 電站滿功率停閉試驗 電站驗收試驗2、壓水堆核電站的正常啟動2.1、正常啟動2.2、初始狀態：換料的冷停閉工況2.3、第一階段：一回路充水和排氣2.4、第二階段：穩壓器投

8、入運行2.5、第三階段：一回路升溫升壓至工作溫度與壓力、啟動反應堆達到臨界2.6、第四階段：二回路啟動2.7、第五階段：發電機并入電網，提升功率2.8、啟動過程中應注意的問題2.1、正常啟動在正常運行過程中反應堆停閉后的再啟動稱為正常啟動。分為冷啟動和熱啟動。冷啟動：反應堆停閉了相當長時間，溫度已經降到60 以下時的啟動。包括換料后的冷啟動。熱啟動：反應堆停閉后不久的再啟動。這時堆內中子源比較強，還有一定的毒性，而且反應堆的溫度也與工作溫度比較接近。2.2、初始狀態：換料的冷停閉工況各系統的狀態： 供電系統：電源電壓為Hz，使反應堆、冷卻劑泵、一回路及二回路的輔助系統、反應堆控制與安全保護系統

9、、檢測儀表系統，信號處理系統等處于能運行狀態。 反應堆：裝換料結束，處于次臨界，堆內充滿200ppm的含硼水，控制棒在最低位置，堆內溫度10000pcm。 控制與安全保護系統：已作好準備，檢查與校驗工作已經完畢，中子源量程測量已投入運行，對反應堆進行監測。 設備冷卻水系統： 停堆冷卻系統：有一臺或兩臺熱交換器正在運行。 化學和容積控制系統： 安全注入系統： 二回路系統： 2.3、第一階段：一回路充水和排氣由化學和容積控制系統給一回路充水。充水時，將來自補水系統的除鹽水注入一回路，進行稀釋操作，使充水結束時，反應堆的停堆深度不小于1000pcm。降低蒸汽發生器二次側水位到零功率值，啟動冷卻劑泵并

10、投入穩壓器加熱器，使冷卻系統升溫預熱。在開始加熱階段，應注意監測和調節一回路水質，使冷卻劑水化學特性得到保證，當一回路水質合格時，將凈化系統投入運行。2.4、第二階段：穩壓器投入運行 當第一階段終了時，一回路溫度約100 至130 ，壓力為25bar，上充流已開始建立。容積箱頂部建立了氫氣空間，可手動控制容積控制箱上游的控制閥及補給水控制閥，進行氫氣替換氮氣。 用減少上充流量的方法形成蒸汽空間，然后用收到控制以保持穩壓器的水位。 當穩壓器水位達到零功率水位整定值時，就從調節轉為運行，承擔了壓水堆冷卻系統的壓力控制。一回路溫度180 ，壓力30bar 在一回路溫度達到180 之前，投入控制棒驅動

11、機構的通風回路，抽出停堆棒組。2.5、第三階段：一回路升溫升壓至工作溫度與壓力、啟動反應堆達到臨界 升溫升壓： 在滿足一定條件下，依靠穩壓器的電加熱器和冷卻劑泵轉動時的機械功，使一回路系統的壓力和溫度達到或接近零功率額定值，然后可以啟動反應堆達到臨界，稱為聯合加熱法。 當系統已升溫預熱、穩壓器汽腔已形成、冷卻劑壓力為30bar、溫度到180 的情況下，就啟動壓水堆達臨界，在低功率下利用核能加熱，使系統的溫度和壓力按規定速度上升到額定參數，稱為核加熱法。2.5、第三階段：一回路升溫升壓至工作溫度與壓力、啟動反應堆達到臨界 趨向臨界： 壓水堆由下列步驟向臨界趨進，為保證啟動安全，必須保證在每一時刻

12、，堆芯反應性只隨單個參數的變化而改變。 壓水堆的冷卻劑溫度應盡可能保持為常數，以避免任何能引起突然冷卻的操作；由冷卻劑泵提供的能量，可以通過二回路使產生的蒸汽排向大氣或冷凝器。 稀釋冷卻劑硼濃度到一個與臨界條件相對應的預定值。 然后根據堆芯的布置，推算出與最低無負荷臨界相對應的各個控制棒組件的位置，并按照所指定的順序，依次提升控制棒組件中的四個調節組件。2.6、第四階段：二回路啟動當壓水堆達到臨界以后，用來自蒸汽發生器的蒸汽，開始啟動二回路系統。其主要操作步驟如蒸汽通過隔離閥的旁路閥對主蒸汽管道進行暖管、低速暖機等，然后，反應堆功率近似上升到額定功率的5，汽輪機按規定的速度升速，直到1500轉

13、/分額定轉速。2.7、第五階段：發電機并入電網，提升功率反應堆功率上升到近似為額定功率的10，完成并網。調整廠用電的供電方式。緩慢增加汽輪機負荷，直到蒸汽排放閥完全關閉。繼續增加汽輪機負荷，直到反應堆功率達到控制系統能投入自動的最小值，即近似為額定功率的152.8、啟動過程中應注意的問題冷卻劑系統壓力以及系統升溫和冷卻速率的限值控制反應堆周期，防止發生啟動事故“瞬發臨界”正確估計反應堆的次臨界度3、功率運行 帶功率運行： 降功率運行： 低功率工況 熱備有工況 完全甩負荷工況 功率運行中的幾個問題： 冷卻劑壓力的控制 冷卻劑體積的控制 冷卻劑硼濃度的控制 蒸汽排放系統的控制 蒸汽發生器給水的控制

14、4、壓水堆核電站的停閉4.1、概述4.2、熱停閉4.3、冷停閉4.4、事故停閉4.5、壓水堆核電站停閉中的幾個問題4.1、概述核電站的停閉：把運行著的反應堆功率從運行水平降低到中子源水平。兩種停閉方式： 正常停閉 事故停閉正常停閉按停閉的工況及停閉的時間長短分為： 熱停閉（短期的停閉） 冷停閉（長期的停閉）4.2、熱停閉 核電站的熱停閉是短期的暫時性的停堆，這時，冷卻劑系統保持熱態零負荷時的運行溫度和壓力，二回路系統處于熱備有工況隨時準備帶負荷繼續運行。 調節棒組完全插入，安全棒組可以插入，可以抽出，處于次臨界狀態。 一回路和二回路的溫度由控制蒸汽壓力來維持，其能量來自堆芯的余熱和冷卻劑泵的轉

15、動，蒸汽排放到大氣或冷凝器。 如果停堆超過11小時，堆內裂變產物氙毒的變化越過碘坑，氙毒反應性減少，如果不加補償，可能會使反應堆重達臨界，為次，必須進行冷卻劑加硼操作，以保證在熱停堆期間K有效始終小于0.99。4.2、冷停閉 反應堆處于熱停閉狀態以后，才能進行冷停閉操作。冷停閉時，調節棒組和安全棒組全插入，尚需向冷卻劑加硼，以抵消從熱態降到冷態過程中，因負溫度效應引起的正反應性，維持堆的足夠的次臨界度。此外，還需對系統進行冷卻。 堆芯的剩余發熱和冷卻劑的顯熱通過蒸汽發生器，由二回路控制系統把產生的蒸汽旁路到冷凝器。冷凝器真空度破壞時，可由釋放閥向大氣排放。使冷卻劑冷卻至180 、30bar。啟

16、動停堆冷卻系統，用停堆冷卻系統繼續完成冷卻，直至達到溫度小于70 的冷停閉狀態。4.4、事故停閉當核電站發生直接危及反應堆安全的事故時，安全保護系統動作，緊急停堆，快速插入全部控制棒組件。如果事故嚴重（如主蒸汽管道破裂，失水事故），則需向堆芯緊急注入含硼水，使裂變反應瞬時停止。事故停堆后，必須保證對反應堆的繼續冷卻。4.5、壓水堆核電站停閉中的幾個問題衰變熱 壓水堆在停閉后相當長時間內，由于核分裂所產生的裂變產物的、放射線衰變而發出的熱量是相當可觀的。以一個滿功率運行100天的壓水堆為例：停閉后時間衰變熱（額定功率）1分鐘4.530分鐘2.01小時1.628小時0.9648小時0.624.5、

17、壓水堆核電站停閉中的幾個問題 壓水堆停閉后，為了除去衰變熱，防止燃料元件包殼熔化，冷卻劑泵必須運轉，衰變熱通過蒸汽發生器由二回路帶出。當一回路壓力、溫度降低一定程度時，停堆冷卻系統必須投入。若在反應堆停閉的同時發生了斷電事故，主泵不能工作時，則依靠冷卻劑自然循環使堆芯冷卻，停堆冷卻系統也靠應急電源的投入而繼續工作。此外，在發生一回路管道破裂的失水事故時，由安全注入系統將硼水注入堆芯，為堆芯提供應急的和持續的冷卻。4.5、壓水堆核電站停閉中的幾個問題 氙135的累積 反應堆停閉后堆內反應性的變化特點：由于裂變產物氙中毒而使堆內出現了積毒和中毒的過程。 壓水堆在一定功率水平上運行，隨著燃料的燃耗，裂變產物在堆內吸收中子將使反應堆中毒，而引起反應性損失。裂變產物中主要毒素氙135來自裂變產物碘135的衰變，以及裂變直接產生。當反應堆運行在高功率時，由氙積累所引起的反應性損失達到平衡，大致相當于碘的衰變速度。 在停堆時，碘和氙已經達到了穩定濃度，中毒實際