压水堆核电厂运行课程课件

压水堆核电厂的运行第一章绪论

1.核电的发展先军用后民用压水堆特点:a.以轻水作慢化剂和冷却剂,堆体积小,建设周期短,造价低.b.采用低富集度铀作燃料，铀的浓缩技术已过关。有放射性的一回路系统与二回路相分开，放射性不会进入二回路污染汽轮机，运行、维护方便，需要处理的放射性三废量少。2.核电厂的经济性与安全性2.1清洁、安全、经济的能源核燃料费：1/3燃煤电厂1/4~1/5燃气电厂

2.2风险概率飞机：10-4/Y，核电厂：10-6/y2.3纵深防御的安全原则：燃料芯块，燃料包壳，一回路压力边界，安全壳纵深防御原则贯穿在核电厂造址、设计、制造、建造、调试、运行、事故处置和应急准备等各个环节始终。

2.4多级防御第一级：设计、建造应防止事故的发生，追求固有安全性。第二级：及时发现故障和控制异常工况。第三级：专设安全设施，对前两级的补充，提高安全程度。第四级：针对严重事故采取的对策，保持安全壳的完整性；防止事故的恶化，限制放射性释放。第五级：应急对策，保护工作人员、公众和环境。

3．核电厂运行的特点一次换料，长期运行，12个月，18个月放射性停堆后余热三废处理满负荷运行，利用因子越大越好，建设费用高，燃料费低优点：a.环保，正常运行b.高能量，低消耗c.核电成本低d.核电厂同位素生产核电厂组成

核岛：反应堆及一回路系统反应堆蒸汽发生器主蒸汽管燃料厂房废燃料池相应系统与设备常规规岛岛：：汽轮轮机机二回回路路系系统统发电电机机5.我国国核核电电前前景景空前前发发展展第二二章章压压水水堆堆核核电电厂厂一一回回路路主主系系统统和和设设备备功能能组成成、、流流程程、、参参数数系统统的的运运行行1一回回路路主主系系统统功能能：：a.由冷冷却却剂剂将将堆堆芯芯中中因因核核裂裂变变产产生生的的热热量量传传输输给给蒸蒸汽汽动动力力装装置置并并冷冷却却堆堆芯芯b.防止燃料元件件烧毁流程：P11，图2-1参数：工作压力15.5MPa,约345℃(大亚湾)工作压力指一一回路平均压压力通常以稳压器器内蒸汽压力力为准2.压水反应堆以轻水作慢化化剂和冷却剂剂,在高温高压下下运行的反应应堆.反应堆:一种能以可控控方式产生自自持链式裂变变反应的装置置.P14,图2-3组成:压力容器(包括筒体和顶顶盖)下部堆内构件件反应堆堆芯上部堆内构件件控制棒组件及及驱动机构2.1压水堆堆芯堆芯:活性区,心脏a．轻水冷却剂从从压力容器上上部的进口接接管进入,沿吊篮和压力力容器内壁之之间的环状间间隙向下流,冷却吊篮,热屏蔽层和压压力容器壁,到达压力容器器底部后,改变方向向上上流经堆芯,带走热量,到SG把二回路给水水加热成蒸汽汽.b．反应性的控制制控制棒可可溶毒毒物B新堆用可燃毒毒物c．燃料组件:17×17264燃料棒:UO2芯块,富集度相同,每根275个芯块24控制棒或可燃燃毒物棒导向向管1通量测量管阻力塞组件d.中子源初级中子源:钋-铍(Po-Be)锎源（Cf）次级中子源:锑-铍(Sb-Be)2.2下部堆内物件件堆芯吊篮堆芯支承板堆芯下栅格板板流量分配孔板板堆芯围板热屏二次支承组件件功能:a．把堆芯重量传传给压力容器器法兰；b．确定燃料组件件下端的位置置；c．承受控制棒组组件在事故落落棒时的重力力，并把重力力传递给压力力容器；d．确定压力容器器内及堆芯内内冷却剂的流流向；e．降低压力容器器壁所受的放放射线剂量；；f．堆芯吊篮断裂裂时，起缓冲冲作用。2.3上部堆内物件件堆芯上栅格板板控制棒导向管管支承筒堆芯上支承板板换料时，上部部堆内物件被被整体卸出。。功能：a.固定燃料组件件上端的位置置；b.当控制棒组件件被提起时，，承受因冷却却剂横向流动动而引起的力力；c.作为控制棒组组件与驱动轴轴的导向，保保证控制棒组组件能顺利地地在燃料组件件内上、下移移动。2.4压力容器：不不可更换部件件包容和固定堆堆芯和堆内构构件，并把核核裂变反应限限制在其内部部。设计压力：17.2MPa工作压力:15.5MPa压力容容器大大小、、重量量随电电厂功功率的的增加加而增增加P23,表2-4组成:筒体组组合件件:法兰环环,接管段段,筒身,冷却剂剂进\出口接接管顶盖组组合件件底封头头法兰密密封结结构压力容容器材材料:含锰钼钼镍的的低合合金钢钢,SA533B,SA508II,SA508III优点:具有较高高的强度度极限和和屈服极极限;良好的塑塑性和冲冲击韧性性;良好的焊焊接性能能和抗中中子辐照照性能缺点:抗腐蚀性性能较差差.解决办法法:压力容器器各段拼拼焊以后后,必须在其其内壁堆堆焊两层层厚度共共为6-8mm的或因科科镍合金金覆盖层层.2.5控制棒驱驱动机构构布置在压压力容器器顶盖上上传动型式式:磁力提升升型,磁阻马达达型,其他形式式长棒控制制棒:采用磁力力提升型型,能让控制制棒靠重重力下落落停堆、补补偿剩余余反应性性、控制制运行时时的振动动因素。。短棒控制制棒：采采用磁阴阴马达型型，棒可可以进运运行，但但不能靠靠重力落落入堆芯芯。调节轴向向功率分分布，抑抑制振荡荡。目前前，大型型压水堆堆已不用用短棒。。控制棒位位置指示示器测量量原理是是基于同同心的一一次线圈圈和反驱驱动杆运运动的二二次线圈圈之间的的磁场强强度随控控制棒位位置的不不同而改改变，引引起线圈圈中感应应电压的的变化，，指示位位置。2.6运行中的的问题a.防止冷却却剂泄漏漏：探测测方法：：测温，，内部320℃℃，外部，，常温b.维持压力力—温度的关关系c.压力容器器水位控控制3．蒸汽发发生器SG3.1一回路冷冷却剂将将核蒸汽汽供应系系统的热热量传给给二回路路给水，，使之产产生一定定压力，，一定温温度和一一定干度度蒸汽的的热交换换设备。。两种类型型：带汽水分分离器的的饱和SG，常用；产生稍过过热蒸汽汽的直流流式蒸汽汽发生器器。3.2运行原理理下降通道道内，单单相的冷冷水；上升通道道内，温温度较高高的汽水水混合的的热水。。两根温度度和密度度不相同同的水柱柱，同一一压力下下，两者者的密度度差形成成自然循循环的驱驱动力，，冷水柱柱和热水水柱在上上部水箱箱中接触触,进行汽水水分离，，未汽化化的水流流再循环环进入冷冷柱。3.3SG的运行1.冷柱的水水位保持持水位低，，一回路路的冷却却不充分分，管束束因温度度升高破破裂。水位高，，导致流流向汽轮轮机的蒸蒸汽温度度过大。。2.限制管子子的腐蚀蚀腐蚀后泄泄漏，P37，图2-25a.一次侧的的腐蚀，，晶间应应力腐蚀蚀；b.二次侧晶晶间腐蚀蚀和晶间间应力腐腐蚀；c.微振磨损损。4主泵（冷冷却剂泵泵）4.1驱动高温温高压放放射性冷冷却剂，，使其循循环流动动，将堆堆芯热量量传给SG。一回路主主系统中中唯一高高速旋转转的设备备。正常运行行时，流流量24000m3/h,转速1500r/min，热态消耗耗功率6.6MW左右。P40，表2-7。4.2运行a.启动前，，一回路路必须有有足够的的压力防止气蚀蚀，每次次只能启启动一个个电动泵泵组，每每天启动动少于6次。b.停止指令令之前，，高压油油泵投入入运行，，直至冷冷却剂泵泵停止50S以后。c.运行极限限工况：：一回路加加硼或稀稀释硼，，至少有有一台冷冷却剂泵泵运转。。稳压器产产生气泡泡时，至至少连至至喷淋管管路的某某一环路路泵工作作可利用或或运转的的主泵不不到两台台，堆不不应临界界（实验验除外））5.5.稳压器PZR对一回路路压力进进行控制制和超压压保护的的设备，，表征堆堆芯压力力在正常运运行时，，保持一一回路压压力恒定定在负荷变变化时，，限制一一回路压压力的变变化，防防止冷却却剂在堆堆内沸腾腾当事故引引起一回回路压力力急剧升升高时，，安全阀阀提供超超压保护护吸收一回回路系统统水容积积的迅速速变化运行：启动时给给系统加加压稳态运行行时调压压，避免免停堆安全：防止系统统超压提供保护护信号工作原理理水是不可可压缩的的蒸汽可视视为理想想气体（（可压缩缩）PV=KTP=ρKT/m让一部分分水变成成气体，，蒸汽压压力变大大，水的的压力也也变大，，水位几几乎不变变。调节的是是蒸汽的的密度而而非蒸汽汽的体积积。工作方式式：加压：电电加热减压：喷喷淋，冷冷凝一部部分蒸汽汽，如压压力太高高，放气气法PZR：H=13m,D=2.5m~40M3(占主系统统容积的的10%)60%为水40%蒸汽PZR是堆内温温度最高高的地方方，甚至至超过堆堆芯波动管：：PZR与主系统统相连接接的管子子，从PZR底部出来来接到主主系统的的一个热热管上.D~35cm,太细，主主系统压压力很大大时，信信号传不不到PZR，信号传递递慢电加热器器：60根，总电电功率1440kW通断式加加热器：：1、2组，9根/组；5、6组，12根/组比例式加加热器：：3、4组，9根/组压力越高高，功率率越大喷淋系统统：两条管线线，每条条管线有有一个气气动调节节阀，小小流量连连续喷淋淋保持PZR内水温与与化学成成分的均均匀性限制在大大流量喷喷淋启动动时对喷喷淋管的的热冲击击卸压箱：：与PZR配合使用用卧式低压压容器，，37m3,上部~11.5m3N2,下部25.5m3为水当一回路路系统超超压时，，接收、、凝结、、冷却由由PZR安全阀排排出的蒸蒸汽，使使PZR的蒸汽免免于向安安全壳内内排放。。避免了了带放射射性的一一回路流流体可能能对安全全壳的污污染。6.一回路的的运行6.1一回路运运行时参参数测量量温度测量量压力测量量流量测量量6.2松动部件件的监测测松动部件件声监测测系统：：堆运行行时监测测零件松松动情况况并确定定其位置置a.信号采集集部分b.信号处理理部分c.信号显示示部分d.信号监测测部分e.系统刻度度刻度部部分：刻刻度各个个信号道道松动部件件声监测测系统的的投运：：必须经首首次启动动和录取取本底噪噪声后，，才可用用第三章一回路的的主要辅辅助系统统1化学和容容积控制制系统1.1功能a.化学控制制:化学试剂剂净净化回路路b.容积控制制：保持持一回路路水容积积上充(charge)下泄(letdown)c.反应性控控制：稀稀释、加加硼d.辅助功能能：轴封封水稳稳压器器辅助喷喷淋上充过程程：一回回路热管管段再再生热热交换器器节节流孔板板（出安安全壳））下泄泄热交换换侧管低低压压下泄控控制阀混混合合床离子子交换器器容容积控制制箱下泄：流流量不变变1.2运行a.下泄回路路的运行行b.除盐回路路的运行行c.容积控制制箱的运运行d.上充回路路的运行行e.主泵轴封封水回路路的运行行2.余热排出出系统——停堆冷却却系统2.1功能二回路停停运:堆停闭后后，余热热的排出出2.2系统的运运行堆正常运运行时，，系统隔隔离，停停堆后，，堆的冷冷却速率率限制值值：28℃当Tmax:180℃℃,P:3.1MPa时，系统统投入运运行在余热排排出系统统停运之之前，稳稳压器内内应已形成汽腔，，安全阀组组可用。3.设备冷却水水系统处在冷却的的生水与核核岛设备中中间的一个个封闭回路路。3.1功能a.冷却核岛内内的设备b.冷却泵和热热交换器c.避免污染3.2运行a.堆正常运行行时，排出出的热量为为常量。主主要用户是是冷却剂泵泵，非再生生热交换器器和控制棒棒驱动机构构。b.堆降温时，，需导出的的热量是变变化的，最最主要的是是余热排出出系统的热热交换器。。c.堆换料时，，一回路水水温≤60℃，需导出的的热量比降降温时小得得多。d.必须定期检检查冷却水水有无放射射性，注意意保持膨胀胀箱内的水水位4硼和水补给给系统4.1功能化容系统的的支持系统统4.2组成：补水回路，，硼补充回回路，硼酸酸配制回路路，化学添添加剂制备备回路。4.3运行堆启动前，，系统即处处于备用状状态，一台除盐水水泵和一台台硼酸泵选选在“自动动”方式，，收到补给给命令即运运转，另一一台除盐水水泵和一台台硼酸泵处处于“手动动”方式。。五种操作方方式：a.慢稀释：将将水补充到到容控箱中中b.快稀释：补补水同时从从容控箱上上、下游注注入到冷却却剂系统中中获得尽可可能快的响响应c.硼化：增加加回路硼浓浓度d.自动补给：：补充和停停止都由容容控箱水位位控制e.手动补给：：提高容控箱箱水位以进进行排气操操作为换料水箱箱补水和最最初的充水水5一回路其他他辅助系统统重要厂用水水系统乏燃料池的的冷却及净净化系统取样系统通风系统放射性废物物处理系统统第四章二二回路系系统和设备备二回路：热热能机机械能电电能功能：a.将核蒸汽供供应系统产产生的热能能转变为电电能b.在停机或事事故情况下下，保证核核蒸汽供应应系统的冷冷却4.1核汽轮机典典型结构a.转动部分：：动叶栅、、叶轮、轴轴、联轴器器等。b.静止部分：：汽缸、喷喷嘴叶栅、、隔板、汽汽封及轴承承等c.附属设备：：主汽阀、、调节阀、、调节系统统、主油泵泵、辅助油油泵及润滑滑装置等。。4.2核电厂汽轮轮机的特点点a.新蒸汽参数数在一定范范围内变化化，火电厂厂则是不变变的。b.新蒸汽参数数低，且多多用饱和蒸蒸汽新蒸汽参数数取决于一一回路冷却却剂温度T，而T又取决于一一回路压力力c.理想焓降小小（比火电电厂小一半半），容积积流量大d.汽轮机中积积聚的水分分多，汽轮轮机易超速速，使用湿湿蒸汽e.半速机组和和全速机组组采用全速机机组，减少少开发费用用，降低制制造成本4.3蒸汽旁路系系统二回路的安安全系统a.机组启动，，堆停闭和和堆冷却的的最初阶段段，排出热热量b.发电机组突突然减负荷荷或汽轮机机脱机时，，排走SG内的过量蒸蒸汽，避免免SG的安全阀动动作。c.安全作用：：防止冷却却剂系统过过热和二回回路超压;当蒸汽管道道破裂时导导出二回路路更多的热热量，防止止阀门的意意外打开，，和反应堆堆冷却剂系系统过冷，，确保堆芯芯安全。第五章二二回路凝结结水系统及及给水系统统在核电厂正正常运行中中，凝汽器器凝结水来来自汽轮机机、汽动给给水泵和旁旁路系统排排出的蒸汽汽；凝结水水经凝结水水泵，低压压加热器，，汽动给水水泵，高压压加热器，，作为二回回路给水供供给蒸汽发发生器。5.1凝结水抽取取系统接收乏汽疏疏水凝凝结水水泵给给水加热系系统5.2给水回热系系统利用抽汽在在独立的级级内加热给给水。5.3给水水除除气气器器系系统统利用用汽汽轮轮机机的的抽抽汽汽将将进进入入的的凝凝结结水水加加热热，，并并除除氧氧到到规规定定状状态态。。稳态态运运行行时时，，除除氧氧器器出出口口的的给给水水含氧氧量量为为5mg/kg左右右，，防防腐腐蚀蚀。5.4主给给水水系系统统。。在甩甩负负荷荷停停堆堆时时，，保保证证向向SG供水水，，带带走走堆堆的的剩剩余余发发热热。。在堆堆一一、、二二回回路路发发生生LOCA时，，具具有有安安全全隔隔离离的的功功能能5.5SG排污污系系统统SG二回回路路水水的的连连续续排排污污，，保保持持水水质质；；污水水处处理理，，冷冷却却排排放放或或处处理理后后送送回回二二回回路路；；SG维修修时时，，实实现现二二次次侧侧的的完完全全疏疏水水。。第六六章章专专设设安安全全设设施施（ＥＥngineeringSafetyFeatures）保护护核核电电厂厂的的主主要要措措施施：：自然然安安全全性性：：负负的的温温度度系系数数；；非能能动动安安全全性性：：不不靠靠外外力力，，如如控控制制棒棒下下落落；；能动动安安全全性性冗余余安安全全性性：：如如安安全全壳壳６.１安安全全注注射射系系统统紧急急堆堆芯芯冷冷却却系系统统，，需需定定期期试试验验，，P110①功能能a.发生生LOCA时，，向向堆堆芯芯注注水水，，冷冷却却和和淹淹没没堆堆芯芯。。b.化容容系系统统失失效效时时，，补补偿偿一一回回路路的的泄泄漏漏，，保保持持PZR的水位。c.蒸汽管道破裂裂，向堆芯注注入高硼水，，防止堆芯临临界。分为高压安注注管系，中压压安注管系，，低压安注管管系。②系统运行堆功率运行时时，除浓缩硼硼酸溶液的再再循环回路在在连续运转外外，安注系统统不工作，但但处于备用状状态。引发安注的信信号：a.PZR水位低，同时时压力也低；；b.安全壳内压力力高；c.SG间蒸汽压力不不一致；d.蒸汽流量高，，同时出现蒸蒸汽压力低或或一回路平均均温度低；e.手动触发。6.2安全壳PRV功能：a.发生失水或地地震时，承受受内压b.保护重要设备备，防止外袭袭；c.最后一道屏障障在任何情况下下，都要保证证PRV的完整性，认认真仔细设计计、建造和监监督。6.3安全壳喷淋系系统当一回路失去去冷却剂或蒸蒸汽管道破裂裂事故工况下下，使PRV内部T和P保持在可以承承受的值，保保持屏障完整整性。喷淋还能带走走LOCA时的裂变产物物停堆进PRV内的灭火当堆正常运行行时，喷淋系系统处于停运运状态，但随随时可用。6.4SG辅助给水系统统保证SG的给水，维持持一个冷源，，确保堆的余余热排出。启动时，为SG提供给水。堆热备用或热热停闭时，或或堆停止但余余热排出系统统投运之前，，为SG提供给水。当核电厂正常常运行时，系系统处于热备备用状态。系统的两台电电动给水泵和和一台汽动给给水泵都必须须处于备用状状态时，才允允许堆启动。。第七章控控制、保护和和控测系统控制：运行功功能保护：保证安安全1.设计要求：基本问题：a.预防哪些事故故？b.可以得到哪些些参数来判断断工况？c.需要多少传感感器？d.保护定值。对仪表的最低低要求：a.满足单一故障障准则b.传递同一类信信号的通道是是独立的，相相互分离的c.控制信号和保保护信号间必必须有隔离引起控制动作作的单一随机机故障：如果造成一个个保护系统的的单一故障，，则其余系统统必须在其他他单一故障时时，能起到保保护作用。2动作逻辑1/2:1/3:敏感但误动作作多2/3:防止发生误动动作3.主要仪表系统统①核工艺仪仪表a.堆外核仪表：：测量功率，，12个量程，给出出堆功率变化化率和功率不不均匀系数，，异常工况，给给出一个保护护信号。b.堆内仪表：测测量功率分布布，水位，温温度，无任何保护作作用c.控制棒棒位批批示仪表：每每根棒的棒位位，与预期值值的偏离d.辐射监测仪表表：提供一个个参数与定值值比较4.主要控制系统统一次侧：a.控制棒系统：：调节棒位及及停堆b.压力控制系统统：维持压力力，处于欠热热状态，给出出运行段c.稳压器水位控控制系统：产产生保护信号号和安注信号号二次侧：a.SG水位控制系统统b.汽机负荷跟踪踪系统c.排气控制系统统特点：a.测量值与定值值比较，产生生信号，从而而控制动作b.自动响应，减减少操纵员体体力的精力的的消耗保护系统：安全功能系统设计和组组成是以反应应堆事故分析析为依据第八章汽汽轮机调节保保护系统满足汽机运行行的任务，在在安全运行的的前提下，按按用户的需要要保质保量的的提供足够的的电力设有性能良好好的调节系统统、保护系统统、润滑、顶顶轴和盘车系系统第九章发电电机及其辅助助系统核电厂的发电电机：全速与半速两极、四极，，频率一致，，50HZ随着单机容量量的增大，定定子和转子的的尺寸相应增增加发电机单机容容量主要受转转子及护环锻锻件的尺寸和和机械性能的的限制厂用电系统第十章核电电厂的调试启启动核电厂厂工程程：选址、、设计计、制制造、、建造造、调调试和和运行行调试的的目的的：进行必必要的的试验验，以以保证证各部部件、、设备备系统统及其其整个个电厂厂都能能按设设计要要求及及有关关准则则正确确的运运作1.调试的的主要要阶段段A阶段：：预运运行试试验a.设备初初步试试验：：单向向试验验，设设备达达到设设计要要求的的性能能b.基本系系统试试验：：系统统及相相关联联的回回路功功能检检查c.系统综综合试试验：：相互互并联联的若若干基基本系系统进进行联联合的的功能能检查查分为冷冷态试试验和和热态态试验验（升升温升升压至至额定定参数数检查查）Ｂ阶段段：装装料、、初始始临界界和低低功率率试验验Ｃ阶段段：功功率试试验：：10%、25%、50%、75%、100%调试启启动的的目的的（~60周）：：a.验证建建造和和设备备安装装是否否符合合设计计标准准b.运行瞬瞬态和和假想想事故故下运运行特特性是是否符符合设设计，，提供供改进进参考考c.验证限限值与与条件件，检检验运运行规规程和和事故故处理理规程程d.运行人人员熟熟悉核核电厂厂性能能和各各种设设备与与系统统的操操作２预预运行行试验验a.冲洗管管道b.管道水水压实实验c.辅助系系统调调试：：电气气、供供气、、供水水、供供汽、、控制制与检检测、、通风风、三三废处处理、、通讯讯系统统的调调试，，二回回路的的冷态态调试试3.系统综综合试试验：：运行行前试试验保证堆堆芯首首次装装料、、初次次临界界和随随后的的功率率运行行能安安全进进行所所必须须的实实验3.1冷态试试验a.一回路路主系系统水水压试试验：：1.5倍工作作压力力b.一回路路主系系统冷冷态调调试3.2热态试试验a.一回回路路升升温温升升压压：：加加热热到到正正常常运运行行温温度度并并使使SG产生生一一些些蒸蒸汽汽，，进进行行性性能能试试验验b.冷却却剂剂系系统统热热态态性性能能试试验验：：PZR压力力与与水水位位控控制制试试验验冷却却剂剂流流量量试试验验一回回路路系系统统热热量量损损失失测测定定PZR辐射射热热损损失失测测定定冷却却剂剂系系统统泄泄漏漏量量测测定定c.化学学容容积积控控制制系系统统热热态态性性能能测测定定d.汽轮轮机机初初始始转转动动实实验验：：暖暖管管、、低低速速暖暖管管、、高高速速暖暖管管3.3系统统综综合合实实验验P176-177,表10-23.4役前前检检查查：：打开开PRV底盖盖，，取取出出全全部部堆堆的的构构件件PRV焊缝缝作作100%检查查3.5燃料料装装载载前前的的准准备备a.装料料系系统统调调试试b.安全全壳壳耐耐压压、、泄泄漏漏率率试试验验c.局部部泄泄漏漏率率试试验验：：测测定定安安全全壳壳贯贯穿穿件件的的密密封封性性4.装料料、、初初始始临临界界和和低低功功率率试试验验燃料料装装载载临界界前前试试验验初次次临临界界低功功率率物物理理试试验验功率率试试验验电厂厂验验收收试试验验---电厂厂可可靠靠性性保保证证：：满满功功率率100小时时以以上上;性能能保保证证值值测测定定：：净净效效率率、、净净电电功功率率输输出出。。第十十一一章章核核电电厂厂的的运运行行与与维维护护1.重要要事事项项：：功率率运运行行：：正正常常发发电电控制制反反应应性性堆芯芯冷冷却却限制制放放射射性性释释放放2.标准准运运行行状状态态a.换料料停停堆堆b.冷停停堆堆（（维维修修冷冷停停堆堆，，正正常常冷冷停停堆堆））c.次临临界界中中间间停停堆堆d.热停停堆堆：：相相当当于于空空载载e.热备备用用:≤≤2%Pnf.堆带带功功率率运运行行3.正常常启启动动冷启启动动：：T＜60℃℃热启启动动：：T、P略低低于于工工作作值值响应应的的系系统统：：供电电系系统统反应应堆堆控制和保保护系统统设备冷却却水系统统余热排出出系统化学容积积控制系系统安全注射射系统二回路系系统4.冷停堆状状态向热热备用状状态过渡渡第一阶段段：一回回路充水水和排气气，由化化容系统统充水第二阶段段：稳压压器投入入运行第三阶段段：一回回路升温温至热停停堆状态态5.二回路启启动6.发电机并并网，提提升功率率10%功率时进进行并网网操作7.停闭热停闭、、冷停闭闭、余热热排出8.启动过程程中注意意的问题题a.冷却剂系系统压力力及升温温（冷却却）速率率的限制制b.控制反应应堆周期期，防止止发生启启动事故故c.正确估计计堆的次次临界度度d.控制棒组组的插入入与抽出出极限e.每个阶段段观察仪仪表参数数，并在在每个功功率台阶阶上运行行一段时时间9．运行管管理a.燃料管理理：经济济利用b.燃料元件件破损的的检测：：β、γ测量c.一回路水水质管理理d.二回路水水质管理理：关系系到SG运行的可可靠性10.定期试验验、检验验与检查查a.日常维护护b.定期试验验c.SG传热管的的检修d.在役检查查第十二章章核核电厂的的异常运运行和事事故分析析安全分析析报告中中，对各各类事故故做出分分析，表表明堆可可以在没没有危及及工作人人员、公公众健康康和安全全的风险险下运行行。1.运行工况况第I类正常运运行和运运行瞬态态工况元件无损损坏，不不启动保保护系统统和安全全设施第II类常见故故障元件不损损坏，屏屏障不损损坏，采采取措施施后机组组能再启启动，不不导致III、IV类事故第III类不常见见事故（（稀有事事故）损坏的元元件有限限，一回回路和安安全壳完完整，不不导致四四类事故故第IV类极限事事故损坏的元元件有限限，一回回路和堆堆厂房的的持久性性所必须须的系统统功能不不损坏2.设计基准准事故四类工况况3.超设计基基准事故故分三类a.事故后果果与第IV类事故相相似，但但事故的的处理已已为现有有的保护护系统、、安全设设施所考考虑b.出现概率率非常低低，后果果极为严严重的事事故c.比IV类事故更更严重的的事故，，如SG管道破裂裂+蒸汽管道道破裂+余热排出出系统有有破口4.国际核事事故等级级P254表12-15.反应性事事故机械故障障电气故障障人因故障障故障后果果：反应应性上升升，热流流密度增增加，温温度上升升，元件件烧毁事故保护护措施导致反应应性事故故的典型