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1 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

2 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 Nuit 1 核电厂 ) 及部分大亚湾核电厂内容

3 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 :2 压水堆核电厂运行

4 1 1 核电厂运行特点 压水堆核电厂生产流程

5 火电厂的生产流程

6 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

7 核电厂安全性特征 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

8 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 Bq (1Ci) 热功率 3000MW 核电厂 裂变产物放射性 Bq ( Ci) 环保容许水的放射性活度的量级 Ci/m 3 (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.

9 3 剩余发热 定义 : 反应堆停闭后, 堆芯释出的热量 导出余热是安全功能之一 担负安全功能的设备是安全设备 导出正常热量不是安全设备, 导出余热是安全设备 反应堆停堆后, 仍需不断冷却

10 剩余发热由三部分组成 : 剩余裂变 : 缓发种子裂变热 ; 停堆 60s 后可以忽略 裂变产物衰变热 ; 裂变产物继续发射 β 和 γ 射线, 裂变产物的半衰期都比较长, 射线在与周围物质作用时将释出热量, 即衰变热 中子俘获产物的衰变热 后两项时间长 裂变产物衰变热 ; 是主要的 所以通常又说衰变热

11 ANS 曲线

12 ANS 曲线

13 裂变产物的衰变功率 在 N(0) 功率水平下稳定运行了无限长时间 : 每次裂变产生的裂变产物的平均裂变能量对停堆后某时刻能量释放的贡献 : (, τ ) ( 0) (, ) N S 1 τ N = M 200 能量释放率 功率 N(0) 下运行有限长时间 τ 0, 停堆后 时刻 每裂变一次的衰变能 : M 也可表示成 : ( τ, τ ) M (, τ ) M ( τ + τ ) 0 =, 0 ( τ ) ( 0) N τ 0, = { M M (2-10) (, τ ) (, τ )} N S 1 τ τ (1) (2) (3)

14 2 裂变产物的衰变功率 表示成 : N ( τ τ ) s1 0, ( 0 )[ ( ) ] a 1 a 2 Aτ A τ + N = 1 2 τ (4) τ 停堆前的运行时间, s; τ 0大, N s 1, 大 (2-13) 0 τ 停堆后的时间, s τ大,, 小 ; N s 1 A a 由定, A,a 2 2 由定 ( 查表 ) 1, 1 τ + τ τ 0 (4) 式中的常数表见下页

15 (4) 式中的常数表 时间间隔,s A a 0.1<τ< <τ <τ <τ ANS 曲线 : 美国核学会公布裂变产物衰变热, 作为设计基础

16 停堆后的释热功率图 N(0)= 1.00 N(0)-N(0)= S N(0)= S 停堆后总功率 N(τ) 衰变功率 N(τ) s 裂变产物衰变功率 N (τ) 中子俘获产物衰变功率 N (τ) 10 s1 剩余衰变功率 N(τ) 停堆后的时间 τ, 单位 :s 图 2-1 压水堆停堆前后功率的衰减过程 ( 停堆前经无限长时间运行 ) s2 n

17 4 核电厂运行过程中, 产生气态 液态 固态放射性废物, 它们的处理与贮藏是核电发展的特殊问题 运行产生长半衰期放射性废物,

18 5 核电厂的核蒸汽供应系统及为保障安全的安全设施系统比较复杂, 造价昂贵 6 火电厂的蒸汽参数比较高, 限制条件是生产过热汽的换热器金属管材料承受能力 ; 核电厂大多数采用饱和蒸汽, 蒸汽的参数较低 蒸汽流量大, 造成汽轮机叶片长, 大部分级在湿蒸汽区工作, 加热器多列

19 核电厂系统复杂, 投资比火电厂高, 而燃料费在电价中比例低, 核电厂运行瞬变比起火电厂更难以驾驭, 故核电厂往往作为基础负荷运行 ( 尤其对核电装机容量低的地区 ) 当基本负荷不能满足要求时, 也视负荷变化按照下列变负荷方式运行 : 3 小时内将核电厂功率由 50% 提升到 100%; 12 小时稳定运行在满功率 ; 3 小时内将核电厂功率由 100% 降到 50% ; 在 50% 功率下运行 6 小时 同上

20 1.1.2 核电厂与研究堆的比较 核电厂与研究堆的共同点是 : 都有一个实现自持裂变反应的反应堆 都有一个保护系统, 对功率, 冷却剂流量, 功率分布, 冷却剂温度和压力进行监测, 超过安全保护定值实施停堆 核电厂与研究堆的差异是 : 核电厂有一个动力转换系统, 特别是汽轮机的功率调节和保护系统及辅助系统 而试验堆一般没有动力转换系统, 仅有小功率的冷却系统 核电厂包括 堆 机 电 三部分 其它差别要看具体是什麽试验堆

21 1.1.2 核电厂与研究堆的比较 1 核电厂 Runback: 自动减负荷 ; 当汽轮机接到 Runback 信号时, 以 200%/min 的速率降低负荷, 持续 1.5s 时间,( 总计降低 5% 功率 ), 等待 28.5s, 若 Runback 信号依然存在, 重复上述过程 设置 Runback 的目的是, 利用功率控制系统的机制, 通过自动降负荷, 降低反应堆功率, 缓解一 二回路间的矛盾, 减少停堆次数 增高核电厂运行的经济性

22

23 1.1.2 核电厂与研究堆的比较 美国西屋公司的电厂, 一回路导致的自动降负荷 : OT T( 超温 T ) 低于停堆保护定值 3%; OP T( 超功率 T ) 低于停堆保护定值 3%; 二回路导致的自动降负荷 : 高于 80% 功率时一台主给水泵停 ; 3# 加热器疏水箱高水位疏水被旁通到冷凝器, 自动降负荷至 85% 满功率

24 压水堆核电厂二回路热力系统

25 2 载硼运行 压水堆采用冷却水里溶解硼酸, 补偿反应性的慢变化部分 由此带来的好处 : 减少了控制棒数目 ; 减少了固体吸收物带来的堆内通量不均匀性 ; 代价 : 增加了化容系统复杂性 ; 产生含硼酸废液 ; 为保证慢化剂温度系数为负, 对慢化剂温度有限制 ;

26 1.2 反应堆运行工况与事故分类 按反应堆事故出现的概率 ( 和可能的放射性后果 ), 核电厂运行工况 (condition) 分为四类 : 工况 Ⅰ 正常运行和运行瞬变 (1) 正常启动 停闭和稳态运行 ; (2) 带有允许偏差的极限运行 ; (3) 运行瞬变 这类工况出现较频繁, 无需停堆, 依靠控制系统进行调节, 到所要求的状态, 重新稳定运行

27 正常运行 大亚湾核电厂分 9 个 mode, 用热工参数描述, 冷态 - 热态 (RC10ºC-310ºC); 常压 - 额定压力 ; 临界 - 次临界度不小于 5000PCM 从一个模式向另一个模式过度 ;

28 大亚湾核电厂的运行模式 序号 模式 换料冷停 维修冷停 正常冷停 单相中间 过渡中间 反应性 次临界度 5000 PCM 次临界度 5000PC 次临界度 M 1000PC 次临界度 M 1000PC 次临界度 M 1000PCM 功率 一回路平均温度 10 T av T av T av T av T av 180 T av 控制 余热排出, 乏燃料池冷却 余热排出, 乏燃料池冷却 余热排出 余热排出 / 蒸发器 余热排出 / 蒸发器 压力 MPa p p p 3 稳压器 满水 满水 满水 满水 两相 主泵 0 0 T av 7 0, 至少 1 台 1 1 并网 无 无 无 无 无

29 序号 模式 反应性 功率 一回路平均温度 / 控制 压力 / MPa 稳压器 主泵 并网 6 正常中间 次临界度 1000PC M T a v 余热排出 / 蒸发器 3 p 15.5 两相 2 无 7 热停 次临界度 1000PC M 0 T av =291.4 蒸发器 / 蒸汽排放 15.5 两相 2 无 8 热备 临界 2% T av 蒸发器 / 蒸汽排放 15.5 两相 3 并 / 不并 9 功率运行 临界 2% P 100 % T av 310 蒸发器 15.5 两相 3 并网

30

31 反应堆保护停堆正常启停规程的使用 核功率 100%PN 15%PN 反应堆控制运行 F RRCRPNRPR 保护停机GS 4 热备用 2%Pn 热停堆 D28 D34 G2 GS2 GS3 G1 GS1 GS5 ( F COR) 按程序停堆 G3 G4 D21 D26 冷停堆 G5 维修冷停堆 E1 G5 E2 换料冷停堆 E6 E5

32 (2) 带有偏差的极限运行 为了获得较高的负荷因子等经济性指标, 带有偏差的极限运行是必要的, 在安全性和经济性找到折衷 例如 : 一回路不可识别的小泄漏 ; 法国蒸汽发生器传热管泄漏 >72L/h 才停堆 ; 各个电厂的技术规格书 (Technical Specification) 有细致的规定

33 运行瞬变 线性 (1-5)% 额定功率升降 ; 阶跃正负 10% 额定功率升降 ; 以上情况属控制系统能够应对范围, 即不会出现停堆 ; 超出 10% 额定功率升降,( 各电厂设计不同 ) 总之, 运行瞬变是个广泛的概念

34 预期运行事件 (Anticipated transients) 核电厂在寿期内出现 1 次或数次偏离正常运行的所有运行过程 ( 频率 10-2 ~1/ 堆年 ) 比如甩负荷 ; 安注系统误动作 ; 凝汽器低真空 ; 主蒸汽管线上阀门误开等 落棒

35 ! 要区分工况 1 中的运行瞬变和属于二类工况的运行事件

36 核反应堆运行工况与事故分类 工况 Ⅲ 稀有事故发生概率约为 10-4 ~ 次 /( 堆 年 ) 为了防止或限制对环境的辐射危害, 需要专设安全设施投入工作

37 核反应堆运行工况与事故分类 工况 Ⅳ 极限事故发生概率约为 10-6 ~10-4 次 /( 堆 年 ), 因此被称作假想事故 它一旦发生, 就会释放出大量放射性物质, 所以在核电厂设计中必须加以考虑 如二回路蒸汽管道大破裂 (MSLB), 大 LOCA Ⅲ Ⅳ 类事故是需要专设安全设施投入运行

38

39 核电厂事件的分类 按核事件影响核安全和辐射安全的严重程度来区分 1 级 异常, 核电厂运行偏离规定的功能范围 2 级 事件, 核电厂运行中发生具有潜在安全后果的事件 3 级 严重事件, 核电厂的纵深防御 ( 见纵深防御原则 ) 措施受到损害 厂内严重污染, 工作人员受到过度的辐照 向厂外环境释放极及量放射性物质, 公众受到的照射远低于规定限值 较低级 (1~3 级 ) 称为事件,

40 核电厂事件的分类 4 级 主要在核设施内的事故, 核电厂反应堆堆芯部分损坏, 对工作人员具有严重的健康影响 向厂外环境释放少量放射性物质, 公众受到规定限值量级的照射 5 级 具有厂外风险的事故, 核电厂反应堆堆芯严重损坏 向厂外环境有限度地释放放射性物质, 需要部分地实施当地应急计划 6 级 严重事故, 核电厂向厂外明显地释放放射性物质, 需要全面地实施当地应急计划 7 级 极严重事故, 核电厂向厂外大量释放放射性物质, 产生广泛的健康和环境影响 较高级 (4~7 级 ) 称为事故

41 三级以下的叫事件, 四级以上的叫事故 等级越高事故越严重, 比如说切尔诺贝利事故定为七级 ; 三哩岛事故 5 级

42 1.3.0 核安全发展史 第一阶段 : 核工业起步之初 重点是技术方面, 考虑的是设计的充分性, 强调保守设计 重视设备可靠性和规程的质量 确立了许多基本原则 : 纵深防御 固有安全性和故障安全原则, 安全组合的单一故障准则, 安全系统的多重性和多样性原则 第二阶段 : 三哩岛事故之后 重点强调人因工程 为了防止和减少人的失误, 加强运行人员的培训, 改进人机接口, 引入 控制室系统 的新概念 ( 即操纵员 人机接口和硬软环境组成的整体 ) 考虑严重事故的预防和缓解 并将研究成果纳入到核安全法规和标准及核电厂改进中, 从而提高核安全水平

43 1.3.0 核安全发展史 第三阶段 : 切尔诺贝利事故以后 强调安全文化的重要性, 将安全文化作为一项基本管理原则, 形成新的安全管理理念 概率安全分析方法应用于核电厂设计 运行管理和安全监督领域

44 1.3.1 核安全文化 1986 年国际原子能机构国际安全咨询组 (INSAG = International Nuclear Safety Advisory Group ) 切而诺贝利事故评审总结报告 首次出现 核安全文化 一词 1988 年 INSAG 在 核电安全的基本原则 中, 表述为实现安全的目标必须渗透到为核电厂所进行的一切活动中去 1991 年, INSAG 出版的安全文化一书, 深入论述了安全文化

45 Definition: Safety culture "Safety culture is that assembly of characteristics and attitudes in organizations and individuals which establishes that, as an overriding priority, nuclear power plant safety issues receive the attention warranted by their significance. "

46 1.3.1 核安全文化 核安全文化定义 : 核安全文化是存在于单位和个人中的种种特性和态度的总和, 它建立一种超出一切之上的观念, 即核电厂安全问题由于它的重要性要保证得到应有的重视 核安全文化是所有从事与核安全相关工作的人员参与的结果, 它包括电厂员工 电厂管理人员及政府决策层

47 1.3.2 核安全文化 1 安全文化, 既是态度问题, 又是体制问题, 既与单位有关, 也与个人有关 同时还牵涉到在处理所有核安全问题时所应该具有的正确处理能力和应采取的正确行动 它把个人的工作态度思维习惯和单位的工作作风联系在一起 2 工作态度思维习惯和单位的工作作风这些抽象的东西却可以引出具体表现, 寻找各种办法, 利用具体表现检验隐含的东西 3 正确履行所有重要安全职责 具有警惕性 实时的见解 准确无误的判断力和高度的责任感

48 1.3.2 核安全文化 安全文化两大组成部分 : 1 单位内部的必要体制和管理部门的逐级责任制 ; 2 各级人员响应上述体制并从中得益所持的态度 安全文化属意识形态, 人们对其价值的认同, 考虑它的优先顺序, 人们为它所作的贡献 这种意识形态培养着人们的工作态度和方法

49 核反应堆运行安全要素

50 1 管理层不能直接干预机组的运行, 一切指令必须通过班组方可实施 2 管理层从政策 制度 计划 大纲 协调和保障六个方面指导和管理运行活动, 为操纵员创造良好条件 3 上述三个因素中, 操纵员是中心 当值的运行班组责任重大, 核电厂的安全系于操纵员手中 从操纵员的选拔 考核 培训 再培训任务分配和激励政策诸方面做起, 造就一个合格的运行班组

51 核安全文化 明确责任分工人员的资格审查和培训安全工作的安排管理奖励与惩罚监察 审查和对比 个人的响应 管理层的责任 决策层责任 探索的工作态度严谨的工作方法互相交流的工作习惯公布安全政策建立管理体制提供人力和物力资源自我完善

52 1.3.3 操纵员的责任与素质 核电厂操纵员, 对核电厂安全负有直接的责任 核电厂安全系于当值操纵员手中 核电厂操纵员应具备 : (1) 探索的工作台度 ; 做每一件工作 : 了解任务吗? 有能力完成吗? 与安全关系? 其它人责任? 有何异常? 带来什麽影响? 失误会带来什麽后果? 出现故障该怎麽做?

53 操纵员的责任与素质 (2) 严谨的工作作风弄懂程序 ; 按照程序办事 ; 注意意外情况发生 ; 遇事不慌 冷静思考 ; 必要时求助 ; 及时汇报请示 ; 不贪图省事 独断专行 (3) 互相交流的习惯与他人沟通信息 ; 交接 汇报工作有记录 ; 提出自己的安全建议

54 秦山三核运行规范三四五六七八 规范交流三字经三字经, 礼先行 ; 通电话, 先报名 ; 词规范, 言清晰 ; 备纸笔, 利记录 ; 细聆听, 谨复诵 ; 诵无误, 始执行 ; 干核电, 重协作 ; 勤沟通, 无差错

55 秦山三核运行规范三四五六七八规范操作四字文 工前会 : 明确任务, 分析风险, 预想事故, 审查规范, 分派工作, 把握要点 操作中 : 规程在手, 工具有效, 操作监护, 密切配合, 明星自检, 确保无误 操作后 : 查看参数, 检查响应, 发现异常, 设法纠正, 确认打勾, 及时汇报

56 秦山三核运行规范三四五六七八 规范记录五字令有令即有行, 有行即有痕 ; 口令限两步, 录音查有根 ; 记录五要素, 人时地事因 ; 字迹要清晰, 内容须完整

57 秦山三核运行规范三四五六七八 规范巡检六字言准备巡检工具, 掌握机组状态 ; 耳鼻眼手齐用, 质疑态度常在 ; 记录任何异常, 及时报告缺陷

58 秦山三核运行规范三四五六七八 规范监盘七字歌在役设备严监视, 明察秋毫不放松 ; 报警数量常控制, 报警功能慎屏蔽 ; 报警响应须及时, 保守决策不忘记

59 秦山三核运行规范三四五六七八 规范交接八字曲交接准备井然有序, 状态不稳先行处理 ; 交接无误工况清晰, 缺陷隐患逐个交代 ; 班前禁酒养精蓄锐, 班上专注心系安全 ; 报警缺陷先要查看, 机组状况了如指掌

60 1.3.2 培训 对所有人员进行核电厂知识培训 ; 对操纵员的培训 ;

61 1.4 运行文件管理型文件 ; 安保 ; 权限责任 ; 交接班 ; 进入安全壳 ; 进入控制室 ;.. 技术型文件 : 技术规格书运行规程 : 正常运行 ; 异常运行 ; 事故运行 ; 行政管理 ( 实施对设备行政性规定, 定期试验 )

62 1.4 核电厂运行文件 技术性文件 技术规格书 ( 略 ) 规程分为运行规程和定期试验规程运行规程包括 : a 正常运行规程总运行规程 : 各模式间过渡 系统运行规程 : 分 300 多个系统, 对系统启动停运监测等操作 换料大修规程状态检查点规程 : 分静态检查和动态检查 静态检查 : 一些冷停堆模式下安全相关系统设备可用性 动态检查 : 从一个模式转到另一模式时安全相关系统设备可用性

63

64 1.4 核电厂运行文件 b 故障运行规程警告信号手册 (Alarm book) 主控制室和现场控制室每一个报警光子牌对应一个信号卡 有如下内容 : 发信号的传感器, 报警阈值 ; 原因 ; 要执行的操作, 后果, 可能的危险 ; 有关程序与电源等 系统故障运行规程 : 处理发生于基本系统故障 c 事故运行规程发生事故按不同岗位, 分为操作单 : 值长操作单 ; 堆操操作单 ; 二回路操纵员操作单 ; 核辅助厂房现场操作单 ; 汽轮机厂房现场操作单 ; 外围厂房现场操作单 ; 逻辑框图逐步操作, 检查, 监测判断电厂状态 d 行政管理规程实施对设备的行政性规定 定期试验规程 : 实施核电厂监督大纲的主要手段 定期检查系统可用性, 检修工作后对系统鉴定 通过定期试验, 检查电厂与安全相关系统在各种模式下的可运行性

65 THE END

66 压水堆核电厂生产流程

Ⅰ Ⅱ1 2 Ⅲ Ⅳ

Ⅰ Ⅱ1 2 Ⅲ Ⅳ Ⅰ Ⅱ1 2 Ⅲ Ⅳ 1 1 2 3 2 3 4 5 6 7 8 9 10 12 13 14 15 16 17 18 19 20 21 ~ 22 23 24 25 26 27 28 29 30 31 32 ~ 34 35 36 37 38 39 40 41 42 43 44 45 ~ 46 47 ~ ~ 48 49 50 51 52 54 55 56 57 58 59 60 61 62 63

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