第七讲 压水堆核电厂的停堆

a*cc图1压力容器KPV 脆性断裂曲线由于低温超压事件直接对一冋路造成了不可逆且相当 严重的损坏，因此这种现象受到了各个国家安全审査的重 视。

不同压水堆核电技术对于低温超压始发事件的预防也 采取了相应的措施。

这些措施既包括安全泄压阀配置方案, 也包括一定的运行行政措施，以及对低压超压始发事件的规 避等。

应对传统的二代及二代改进型核电厂、以及国内在役 的三代核电厂的低温超压始发事件的预防进行梳理,为后续 的电厂改进、及新电厂的设计提供思路。

二、M 310中的低温超压保护方案国内在役的电厂，大多以法国引进的大亚湾核电为参考 的二代及二代改进型压水堆核电技术（M 310)。

其一回路系 统为三环路，执行停堆过程中堆芯衰变热导出的余热排出系 统全部布置在安全壳内。

M 310机组低温超压保护始发事M 310机组的余热排出系统在丨60 ~ 180T ：接入到一回路，稳压器在丨20弋灭汽腔后一回路进人到水实体状态。

在 稳压器灭汽腔前,始发事件的发生不会导致一回路压力的迅速上升。

且由于高温下RPV 脆性断裂强度远超过始发事件 导致的峰值压力，因此这个温度区间下的事故，不会导致一 回路的破裂。

但由于始发事件最终会导致一回路压力超过 安全阀的峰值压力，安全阀最终会起跳。

安全阀起跳压力 下、]20T 以上的反应堆冷却剂排放时,会产生汽水混合的流 体,其冲击力也较低温情况下大很多。

考虑到事故的进程以及人员干涉的假定事件，如安注泵 误启动时，操作人员〇.5h 后停止安注泵。

通过余排系统先 导阀排放的总量超过了稳压器卸压箱的容积，最终会导致冷 却剂通过卸压箱进人到卸压箱房间环境中。

M 310堆型中，安全注人系统包括高压安注泵、安注箱、 低压安注泵。

余排系统接人后，运行人员会对安注箱的出口 电动隔离阀进行断电处理，以防止误安注信号引起的安注箱 向一回路的快速注人，有助于降低一回路失效风险。

在役的二代及二代改进型压水堆，稳压器的安全阀均配Industrial & Science TribuneRPV 雎性断裂曲线/―、低温超压事件的背景介绍对于压水堆核电厂一回路系统，其低温情况下的主设备 材料韧性较电厂正常运行工况下降。

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。

第一章能源和发电1-1 人类所认识的能量形式有哪些？并说明其特点。

答：第一、机械能。

它包括固体一流体的动能，势能，弹性能及表面张力能等。

其中动能和势能是大类最早认识的能量，称为宏观机械能。

第二、热能。

它是有构成物体的微观原子及分子振动与运行的动能，其宏观表现为温度的高低，反映了物体原子及分子运行的强度。

第三、化学能。

它是物质结构能的一种，即原子核外进行化学瓜是放出的能量，利用最普遍的化学能是燃烧碳和氢，而这两种元素是煤、石油、天然气等燃料中最主要的可燃元素。

第四、辐射能。

它是物质以电磁波形式发射的能量。

如地球表面所接受的太阳能就是辐射能的一种。

第五、核能。

这是蕴藏在原子核内的粒子间相互作用面释放的能。

释放巨大核能的核反应有两种，邓核裂变应和核聚变反应。

第六、电能。

它是与电子流动和积累有关的一种能量，通常是电池中的化学能而来的。

或是通过发电机将机械能转换得到的；反之，电能也可以通过电灯转换为光能，通过电动机转换为机械能，从而显示出电做功的本领。

1-2 能源分类方法有哪些？电能的特点及其在国民经济中的地位和作用？答：一、按获得方法分为一次能源和二次能源；二、按被利用程度分为常规能源和新能源；三、按能否再生分为可再生能源和非再生能源；四、按能源本身的性质分为含能体能源和过程性能源。

电能的特点：便于大规模生产和远距离输送；方便转换易于控制；损耗小；效率高；无气体和噪声污染。

随着科学技术的发展，电能的应用不仅影响到社会物质生产的各个侧面，也越来越广泛的渗透到人类生活的每个层面。

电气化在某种程度上成为现代化的同义词。

电气化程度也成为衡量社会文明发展水平的重要标志。

1-3 火力发电厂的分类，其电能生产过程及其特点？答：按燃料分：燃煤发电厂；燃油发电厂；燃气发电厂；余热发电厂。

按蒸气压力和温度分：中低压发电厂；高压发电厂；超高压发电厂；亚临界压力发电厂；超临界压力发电厂。

按原动机分：凝所式气轮机发电厂；燃气轮机发电厂；内燃机发电厂和蒸汽—燃气轮机发电厂。

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。

反应堆余热排出系统(RRA)反应堆余热排出系统又可称反应堆冷却系统，核安全的主要问题是要在任何情况下能够保证燃料的持续冷却，正常运行情况下燃料产生的能量由一回路通过蒸汽发生器向二回路传热来导出。

反应堆停闭以后，核功率虽然消失，但是由裂变碎片及它的衰变物的衰变产生的剩余功率却缓慢下降。

为了导出剩余功率，最初仍用二回路冷却，当二回路不能够再运行时，由反应堆余热排出系统保证反应堆的冷却。

一、系统功能1.主要功能（1）二回路停用时，由余热排出系统排出：a）堆芯的停堆余热；b）水和一回路设备的显热。

（2）当反应堆在冷停堆状态，进行装卸料和维修操作时，余热排出系统排出堆芯余热，维持一回路温度低于60℃。

（3）当反应堆启动时，余热排出系统保证一回路水的循环。

从图1可以看出，运行于满功率的反应堆停堆后，由裂变碎片及它的衰变物的衰变而产生的剩余功率缓慢下降。

运行人员可以调节反应堆的核功率，但却控制不了剩余功率的释放。

为了反应堆的安全，在任何时刻必须要将剩余功率导出。

2.安全功能（1）在蒸汽发生器传热管破裂事故下，冷却反应堆。

（2）在RCP小破口事故下，如果RCV系统能够维持稳压器水位的话，使用该系统排出余热。

（3）在冷停堆期间，通过RRA的卸压阀防止RCP系统超压然而该系统不是一个专设安全系统。

1011023. 辅助功能⑴反应堆换料池水的传输在换料以后，通过RRA 系统将反应堆换料池水重新打入反应堆换料水箱PTR001BA 。

⑵一回路容积控制当一回路压力低到正常下泄管路失效时，RRA-RCV 联管保证在下述工况时净化一回路冷却剂。

①一回路充水及静态排气 ②升压及动态排气 ③加热④为换料、或维修而停堆⑶当RCP 处于单相状态时，这条联管RRA-RCV 也可用来防止一回路升压， ⑷当主泵停运时，用RRA 泵使RCP 硼浓度均匀化。

时间（t ）功率（%图1 停堆后的剩余功率二、系统描述反应堆余热排出系统（RRA）的原理图如图2所示。

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。