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核电站运行

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1、 核电站运行的特点:

A反应堆临界，停堆换料

B产生大量放射性物质

C堆芯余热:●剩余裂变发热●剩余衰变发热

2、核电站与火电厂有何区别？

A核电站系统、设备复杂

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

C压水堆核电站运行具有汽轮机快速降负荷功能

D压水堆核电载硼运行

3、核电站运行工况分类：

工况I：正常运行和运行瞬态：在核电站功率运行、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；(3) 运行试验⊙升温升压试验⊙负荷阶跃变化 (<10%FP)⊙负荷线性变化（<5%FP/min)⊙甩负荷

工况II：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⊙功率运行期间安全注射系统的误运行

工况III：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IV：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

4、核电站的标准运行状态：

A换料停堆:允许进行换料操作的停堆。压力容器处于打开状态，顶盖已吊起并移走。反应堆中充满2000ppm的硼水；

B冷停堆:Keff<0.99，一回路TAV低于90℃。 ① 维修冷停堆: Tav在10~70 ℃之间，压力容器敞开，一回路水部分排空，已处于设备维修状态； ②正常冷停堆:压力容器处于封闭状态，处于受压状态；

C次临界中间冷停堆:Keff<1，一回路TAV在90~291.4 ℃；① 单相次临界停堆：稳压器没有气泡，Tav在90~177 ℃之间；② 双相次临界停堆：稳压器内有气泡，Tav在120~291.4 ℃之间；

D热停堆： Keff<1；Tav=291.4 ℃

E热备用：Keff=1 Tav=291.4 ℃ 功率<2% FP

F功率运行：Keff=1 >2% FP

5、核电站的安全运行和管理

1. 安全审评和安全监督:选址、设计、设备生产、建造、调试、运行、退役各阶段都要审评和监督；核安全局独立执法。

2. 运行限值和条件：确定运行的安全界限；物理、热工参数必须设定正常运行的运行限值，整定值和安全限值；堆控制调节系统加以自动控制。

3. 正常运行规程：必须利用详细的、验证过的和正式批准的规程来管理电厂的正常运行。

4. 事故处理规程：异常事故的响应依据。

5. 核电站安全状态的监测 —— 安全参数显示系统（safety parameter display system）

6. 应急计划和准备：假想事故，定期演习。

7. 运行的质量保证：为了保证质量而规定和完成的全部工作综合在一起，构成质量保证大纲； 核电站安全。

6、核电站运行的一般原则：

从安全性和经济性出发，核电站运行的一般原则：（1）在2%~100%之间的任何功率的各种工况下都能带功率运行；（2）反应堆控制系统能使堆芯发出的功率与机组要求的功率匹配；（3）保证任何时刻堆芯都有足够的冷却剂循环；（4）保证一回路冷却剂压力在运行范围内，以免堆芯沸腾或超；（5）有足够的剩余反应性控制能力，需要时可快速停闭；（6）限制负荷变化和中子通量密度的畸变，以免由于热应力过高和温度过高而损坏燃料组件；（7）液体排放量减低到最低限度，限制放射性物质对环境的影响。

7、正常启动

核电站正常启动分为：冷态启动：停闭相当长时间，冷却剂温度下降到60 OC；热态启动：短时间停闭后启动，温度、压力略低于工作状态。

A初始状态(换料冷停闭状态)：1供电系统：“检查备用电源的完整性，重要负载的电压是否正常；2反应堆：处于次临界状态。硼浓度2000 ppm,停堆深度不小于5000pcm；3控制和保护系统：作好启动准备。中子源量程通道已经投入运行。反应堆的其他保护、控制和检测仪表系统也投入运行；4设备冷却水系统：一台运行，一台备用，可以对各系统供应冷却水；5余热排出系统：处于运行状态，控制一回路温度在38~60OC之间；6 化学与容积控制系统：处于可用状态，控制冷却剂硼浓度；7安全注射系统：处于可启动状态；8二回路系统：所有设备均在停闭状态；

B由冷停闭状态向热停堆状态过渡：第一阶段：一回路充水和排气：由化学和容积控制系统充水。充水结束后，反应堆的停堆深度不小于1000 pcm。同时注意排气。通过启动冷却剂泵和稳压器加热器加热，使冷却剂升温；在90℃时，溶解氧气，调节水质。一回路净化系统投入使用。达到120 ℃后，为防止N2H4高温分解，不再调节水质。该阶段结束时，一回路温度为100~130℃，压力为2.5MPa上充流已经建立。然后，在化学与容积控制箱内建立氢气空间。在该阶段，系统的温度由余热排出系统控制；第二阶段：稳压器投入运行：稳压器的加热速度快于一回路其余部分，它的温度比冷却剂平均温度高50~110 ℃ ，最大加热速率为 56 ℃ /h。当稳压器温度达到系统压力（2.5~ 3.0MPa)的饱和蒸汽温度时，通过下泄流不变，上充水突然减少的方法来形成蒸汽空间。稳压器水位达到零功率水位时，从调节转为运行，承担冷却剂系统的压力控制。冷却剂参数达到180 ℃ 、2.8~3.0MPa时，余热排出系统必须退出。当一回路温度达到180 ℃之前，停堆棒必须提出堆芯。第三阶段：一回路升温升压至热停堆状态：达到临界前必须遵守的条件：（1）负慢化剂温度系数；（2）稳压器已建立汽腔，水位控制系统已经运行；（3） 化容系统至少有两台上充泵和硼酸泵投入运行，并且有一条通道可以向堆芯提供硼酸；（4）冷却剂的硼浓度随燃耗下降。在这些条件满足后，可以通过稳压器的电加热器和冷却剂泵使系统的温度和压力达到或接近零功率额定值。在该阶段的升温升压过程中，稳压器水位已受到控制，而压力上升导致下泄流量增加，必须通过逐步关小下泄流孔板隔离阀以控制下泄流。 加热时，温度上升速率不超过28OC/h；材料热应力：1.系统压力达到7.0MPa时，安全注射箱处于备用工况；2.系统压力达到13.8MPa时，将安注系统的所有设备和阀门切换到备用状态；3.系统压力达到正常运行压力（15.2MPa)和温度(291.4OC),切断加热电源。压力控制从手动变自动，系统进入热停堆工况。

C趋近临界、临界、达到热备用状态：第一步：硼浓度稀释：冷却剂硼浓度稀释到一个与临界条件对应的预定值。注意事项：（1）稀释速率，防止反应性变化过大；（2）对稳压器进行最大喷雾，使它与冷却剂系统的硼浓度均匀化；<50 ppm（3）对冷却剂取样分析，保证有足够的混合时间 >10 min；（4）冷却剂温度尽可能保持为常数，避免任何能引起突然冷却的操作；冷却剂泵提供的能量通过二回路产生蒸汽排向大气（或凝汽器）。第二步：控制棒的提升：根据堆芯的布置，推算出最低无负荷临界相对应的各个控制棒组件的位置，并按照顺序提升四组调节棒。在控制棒提升过程中，应预期反应堆随时都会达到临界。提升顺序：棒组A、B分别到堆顶，棒组C接近堆顶，棒组D提升到调节带下限，预期反应堆能达到临界。趋向临界的过程由源量程测量通道来检测，一旦通量水平达到中间量程测量通道的最小探测阈，就应该手动闭锁“源量程通量过高”的保护措施。第三步：控制棒提升，功率提升至<２％FP：控制棒继续提升，二回路暖管，然后调节二回路蒸汽排放，反应堆进入热备用状态。

D由热备用状态过渡到功率运行状态:：热备用状态特征：1、反应堆临界、输出功率小于2% P；2、一回路冷却剂平均温度Tav接近291.4ºC；3、稳压器压力等于整定值（15.3MPa~15.5MPa)，且处于自动调压状态；4、稳压器水位处于整定值，处于自动调节状态；5、至少有两台主泵投入运行，升功率时全部投入运行；、6、停堆棒组处于完全抽出状态，调节棒组手动操作状态，并保持最低插入限制；由热备用状态过渡到并网：蒸汽发生器给水由辅助给水系统切换到给水流量调节系统，手动控制抽出调节棒组，将反应堆功率提升到4% P；以产生足够多的蒸汽使汽轮机投入运行，多余部分进入冷凝器。一回路冷却剂温度维持在290.4~292.4 ºC；汽轮机升速，汽轮机发电机组并网。升功率到15% P：核功率和汽轮机负载保持平衡，从而限制蒸汽向冷凝器的排放。在此基础上，增加汽轮机负荷，同时抽出调节棒，严格控制冷却剂平均温度；核功率的增长不应超过对反应堆要求的限制（5%

P/min)和汽轮机增加负荷时要求的限制（30 MW/min)；大于15% P运行：当功率大于15% P后，进入自动控制状态，反应堆输出的热功率依靠功率调节系统，自动跟踪汽轮机发电机组的负荷。过程如下：（1）当负荷增加时，汽轮机通过开大进汽调节阀来增加蒸汽流量；

（2）控制棒驱动机构接受功率调节器信号，控制棒组件动作以增大反应堆功率；功率调节系统采用冷却剂平均温度作为参数，以消除一回路与二回路的不平衡；

E启动过程中应注意的问题：冷却剂系统压力和升温（冷却）的限制：保证冷却剂系统的压力容器等设备经得起温度和压力变动而引起的循环负载的影响，一回路在升温升压时温度和压力的组合是受到限制的。

冷却剂系统升温时温度压力曲线 冷却剂系统降温时温度压力曲线 控制反应堆周期，防止发生启动事故：避免瞬发临界，应采取措施：（1）启动时限制提棒速度，间歇提棒，不连续引入反应性；（2）如发现控制棒驱动机构的误动作而使棒组连续提升，应立即按停堆按钮，或切断电源紧急停堆；正确估计反应堆次临界度：避免盲目引入反应性；在实际操作中规定：(1)Keff<0.99时，每次引入的反应性小于外推值x，一般取：δ＝1/3x；(2)当Keff>0.99时，应根据不使反应堆临界后的倍增周期不小于15s来限制反应性的引入量。控制棒组的插入与抽出极限：对于调节棒组，考虑它的停堆能力、恢复满功率能力和运行时对功率分布的影响，在堆芯的位置有一定要求，即对最小插入限度和最大插入限度有要求。最小插入限度是为了是棒组插入更深堆芯时具有一定价值；最大插入限度是为了满足反应堆安全性的需要。

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中国核电站运行安全可靠

中国核电站运行安全可靠

Ｅｘｃｌｕｓｉｖｅ　ｌｎｔｅｒｖｉｅｗ　ｏｎ　Ｎｕｃｌｅａｒ　Ｐｏｗｅｒ　核电　访　中国核电站运行安全可靠　叶奇蓁　Ｓａｆｔｙ　ａｎｄ　Ｒｅｌｉａｂｉｌｉｔｙ　ｏｆ　Ｎｕｃｌｅａｒ　Ｐｏｗｅｒ　Ｐｌａｎｔ　Ｏｐｅｒａｔｉｏｎ　ｉｎ　Ｃｈｉｎａ　ＹＥ　Ｑｉ－ｚｈｅｎ　我国核电站主要分布在沿海地区，核电机组　运行安全稳定。可以讲几个数据，我国核电站没　有出现过国际原子能机构（ＩＡＥＡ）规定的核事件　和核事故的分级事故。根据ＩＡＥＡ的划分，０～４级　的事件还达不到事故，５～７级就是核事故了。世　界核电站历史上有三次大的核事故：１９７９年美国　三哩岛事故被定位为５级，因为它没有对周围的环　境造成很大的影响，但是把反应堆熔化了；１９８６　年苏联切尔诺贝利事故和２０ｌ　１年日本福岛事故被　定位为７级，因为它们不仅是反应堆熔化了，还对　周围的环境造成了影响。再回过来讲，我国的核　电站是２０世纪八九十年代才开建的，技术很成熟　了，运行相当安全，在正常运行的波动范围内，　更谈不上出现事故了。　目前，全球有３１个国家建有核电站，占全　球发电总装机容量的ｌ２％左右，占全球发电总量　的１７％左右。核电站负荷因子比较高，现在一般　是８５％～９２％，火电站大概是５０％～６０％，水电　站可能是３０％，所以核发电能力占的比例高。据　２０１２年对４３７台运行机组进行的统计，核电运行　总装机容量是３．７亿千瓦。美国ｌ０４台、法国５８　台、日本５０台、韩国２３台。法国的核电占全国　发电比例高达７７．７％，主要是核电，剩下一部分　２９０　是气电，还有一部分水电。韩国是３４．６％，俄　罗斯是ｌ８％，美国也将近２０％。中国大陆排名靠　后，大概是２％，法国是第一，最高，所以从核　电所占发电量的比例来讲，我国的比例很小。　国家能源局在２０１４年能源工作指导意见中提　出，要适时启动核电重点项目审批，稳步推进沿　海地区核电建设，做好内陆地区核电厂址保护，　下一步再继续发展内陆的核电。我们截至２０１４年７　月已经有１７台机组在运行，装机容量大约是ｌ　４００　多万千瓦。从２０１２年开始有２４台机组在建设，装　机容量是２　６００多万千瓦，到２０１５年，就可以达到　４　０００万千瓦。从２０１２年ｌ０月２４日国务院会议后，　又开工５台机组，装机容量约４００万千瓦。而我国　在“十二五”期间要再建设８台机组，所以到２０２０　年，我国核电装机总容量将达到６　０００万千瓦。　我国核电发展空间广阔，目前核电装机容量仅占　我国发电总装机容量的２％，而世界的平均水平是　１６％～１８％，所以未来核电有相当大的提升空问。　我国核电站主要分布在沿海，核电机组运行　安全稳定。秦山地区现在有８台机组运行，将来　是９台，大亚湾地区有６台机组运行，我们的核电　排放量仅仅占到国家标准的１％，低两个量级，无　

核电站安全生产运行存在哪些风险

核电站安全生产运行存在哪些风险

核电站安全生产运行存在哪些风险

近年来世界不少国家相继出现核电站的泄漏风险，不仅为地区和世界带来前所未有的问题和危机，同时也可能造成更加严重的环境污染，成为当前核电站设施发展的重要议题。

1、技术风险

核电站运行的系统风险中，技术风险是其项目本身自带的风险内容，需要对项目建设或者项目运行的技术类型、技术难度、技术复杂程度等一系列因素进行分析和探索。技术风险，包含核电站的总体规划以及所有关联设备，不少的技术问题，大多是由于设备异常或者设备失效等因素所引发，因此核电站的技术问题，是一项极为复杂和多样的风险问题，需要从多元化的角度和策略进行分析。其还包含设备技术风险、人员技术风险以及系统运行技术风险，任何一项内容，都可能造成核电站运行过程中产生不确定的问题和隐患。通常，作为核电站系统运行管理部门，都会构建完善的技术风险管理举措，其目的是进一步控制技术风险出现的频率和程度，从系统化的运行模式中，控制技术风险的影响。另外，我国核电站设施众多，包含的核电技术种类万千，几乎涵盖全世界所有核电技术的应用类型，对应的技术复杂程度以及技术风险种类极为庞杂，需要大量专业化以及专项化的核电人才给予相应的保障和支持。近年来，我国相继开展CP1000等级的核电站技术研究，与法国、德国等国家相继开展核电技术研究，进一步将技术风险问题进行限制和管控，防范技术风险的出现和影响。

2、管理风险

核电站运行系统的管理风险，主要是指项目运行过程中的管理体系、管理人员、管理举措等相关内容产生的风险问题。通常，管理风险大多是针对项目的常见风险问题进行规划和考量，不少风险问题是由于管理不善或者管理疏漏等情况产生的异常风险。例如：日本福冈核电站的泄漏问题，虽然看起来是由于海啸引发的事故灾难，但是实际上依然存在对于风险的管控不当以及管控不足等问题，特别是对于自然灾害以及相关风险，未能建立完善的管理机制以及预警体系，导致在管理过程中，出现无法解决的风险和问题。核污染是核电站事故的巨大衍生问题，也是当前全世界无法解决的重要难题，需要相关设施在建设过程中，进一步强化对于核电站系统运行的管控力度，尤其是对于管理风险的预判和分析，进一步提升核电站风险管理的强化和水平，以系统化的管理模式，有效降低管理风险的发生。管理风险发生的原因相对多元化，包括项目进度、资源配置、资金建设程度以及管理原则等，存在较多的意外性和不确定性，需要与电厂日常工作情况、电力供给需求等各个方面的细节进行关联，从而有效控制核电站管理风险的发生。

WANO对核电站运行性能的评价指标

WANO对核电站运行性能的评价指标

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Word文档

核动力装置热力分析大作业（一）

WANO对核电站运行性能的评价指标

院（系）名 称：动力与能源工程学院

专 业 名 称：动力工程

学 生 姓 名：干依燃

学 生 学 号：S314037015

哈尔滨工程大学

2014 年 9 月 .

Word文档 WANO（World Association of Nuclear Operators）世界核电运营者协会，意在通过WANO成员利用其制定国际上通用的性能指标，进行统一管理和协调，有利于加强核电技术、经验和事故情报的交流，从而不断提高世界核电站的安全可靠性。

WANO组织至今已成功运作十多年，为核电站的安全可靠运行作出了很大的贡献。根据WANO指标的实际应用情况和积累的经验反馈，WANO组织决定更新最初制定的指标体系，从而进一步地提高核电站的安全可靠性。

WANO 对核电站运行性能的评价指标详细介绍如下：

一、机组能力因子

机组能力因子是：某段时间内可发电量占参考发电量之比率，以百分比表示，用于监视电站获得高发电可靠性的进展。此指标可以反映出电站追求最大发电能力的各种程序以及实践的有效性，并可显示出电站中运行和维修的整体成效。

为了计算机组能力因子需要采集参考发电量、计划性电能损失、非计划性发电损失的数据，对某一时期内的机组能力因子（UCF）按下式来计算：

UCF（机组值）=REG100%UEL)PEL(REG－－

REG—该段时期内的参考发电量

PEL—该段时期内的计划性电能损失总和

UEL— 该段时期内的非计划性电能损失总和

计划性发电损失总和PEL = ∑(PPL×HRP)

PPL是由于计划性事件而减少的发电功率，称为计划性功率损失，以MWe表示。HRP是由于计划性事件而降负荷运行（或停机）的时数。计划性发电损失的总和是由该期间内所有计划性事件造成的电能损失的总和。

核电运行作业安全操作程序

核电运行作业安全操作程序

核电运行作业安全操作程序

核电作为一种高效、清洁的能源，在为社会提供大量电力的同时，其运行作业的安全性至关重要。为了确保核电站的安全稳定运行，保障工作人员和周边环境的安全，必须严格遵循一系列安全操作程序。

一、前期准备

在进行核电运行作业之前，需要进行充分的前期准备工作。首先，对作业人员进行严格的专业培训和资质审核，确保其具备相应的知识和技能。作业人员要熟悉核电站的系统结构、设备原理以及各种操作规范。

其次，对作业所需的工具和设备进行全面检查和维护，确保其性能良好、安全可靠。对于关键设备，要进行严格的测试和校准，以保证其准确性和稳定性。

同时，制定详细的作业计划和安全预案。作业计划应包括作业的步骤、时间安排、人员分工等内容；安全预案则要针对可能出现的各种风险和突发情况，制定相应的应对措施。

二、现场操作

1、 进入现场 作业人员必须穿戴符合要求的个人防护装备，如安全帽、防护鞋、工作服等。进入现场前，要进行严格的安检，禁止携带任何可能影响作业安全的物品。

2、 设备操作

在操作设备时，必须按照操作规程进行，严禁违规操作。对于重要设备的操作，要实行双人监护制度，一人操作，一人监护，确保操作的准确性和安全性。

在操作过程中，要密切关注设备的运行状态，包括仪表指示、声音、温度等，如有异常情况，应立即停止操作，并采取相应的措施。

3、 物料处理

对于涉及到的核燃料、放射性物质等物料，要严格按照相关规定进行处理和运输。在搬运和储存过程中，要采取有效的防护措施，防止物料泄漏和辐射污染。

4、 工作交接

在进行作业交接时，交接双方要对作业的进度、设备状态、存在的问题等进行详细的交接和记录，确保后续工作的顺利进行。

三、安全监控

1、 辐射监测 在核电运行作业现场，要设置多个辐射监测点，实时监测辐射水平。作业人员要佩戴个人辐射剂量计，定期进行剂量检测，确保其受到的辐射剂量在安全范围内。

2、 环境监测

对作业现场及周边环境进行定期监测，包括大气、水、土壤等，及时发现可能的环境污染问题，并采取相应的治理措施。