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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。
