核能发电技术 主讲：韩奎华 山东大学能源与动力工程学院.

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1 核能发电技术 主讲：韩奎华 山东大学能源与动力工程学院

2 核电厂系统的组成 2019/4/28 核能发电技术——核电厂工作过程

3 压水堆核电站 Pressurized Water Reactor (PWR) NPP
蒸汽 汽轮机 稳压器 发电机 蒸发器 压力容器 输配电 主管道 一回路 主泵 凝汽器 水 水 二回路 基本参数： 一回路：压力154 bar，高压水； 二回路：压力~55bar，饱和蒸汽。 2019/4/28 核能发电技术——核电厂工作过程

4 压水堆的主要特性 Characteristics of PWR
 核燃料 fuel 低浓缩铀 low-enriched uranium，富集度2~4％enrichment  慢化剂 moderator 轻水 light water  冷却剂 coolant  回 路 loop：双回路（间接循环）  压 力 pressure：一回路：15.4MPa，二回路：~5.5MPa 一回路水保持在不发生整体沸腾；二回路蒸汽发生器出口饱和蒸汽。  蒸汽温度steam temperature：饱和温度 saturated steam  换 料 refueling：12个月18个月  目前，全球总共441个在运行的核电机组中，209个是压水堆。  压水堆是上国际上使用最广泛的堆型。 2019/4/28 核能发电技术——核电厂工作过程

5  核电站厂房（Plant Buildings）
核电厂的组成（压水堆）  核电站厂房（Plant Buildings） 核岛（安全壳（反应堆）厂房+燃料厂房+核辅助厂房+主控室） Nuclear Island 常规岛（汽机厂房：二回路设备及相关辅助系统） Conventional Island BOP（电站辅助与公用设施） Balance of Plant 2019/4/28 核能发电技术——核电厂工作过程

6 2019/4/28 核能发电技术——核电厂工作过程

7 安全壳厂房 汽机厂房 燃料厂房 核辅助厂房 2019/4/28 核能发电技术——核电厂工作过程

8 安全壳厂房布置 环形吊车 蒸汽发生器 压力容器 Steam Generator Pressure Vessel 2019/4/28
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9 安全壳 Containment  作用  结构 将一回路系统中带放射性物质的主要设备包容在一起，以防止放射性物质向外扩散；
秦山核电三期 秦山核电二期  作用 将一回路系统中带放射性物质的主要设备包容在一起，以防止放射性物质向外扩散； 即使在核电站发生最严重事故时，放射性物质仍能全部被封闭在安全壳内不致影响到周围环境。  结构 内径约40m，壁厚约1m，高约65-70m的圆柱状或球形预应力混凝土大型建筑物； 内设置有直径为10m的设备闸门和一个联接核辅助厂房的人员闸门； 顶部设置有起吊能力为250300t的环形吊车。 2019/4/28 核能发电技术——核电厂工作过程

10 压水堆安全壳厂房 双层安全壳 2019/4/28 核能发电技术——核电厂工作过程

11 汽机厂房 秦山核电二期汽轮机厂房 2019/4/28 核能发电技术——核电厂工作过程

12 秦山核电三期汽轮机厂房 2019/4/28 核能发电技术——核电厂工作过程

13  电厂辅助与公用设施 BOP (Balance of Plant)  海水循环  输变电  取排水  应急柴油发电机组
 电厂辅助  服务设施 2019/4/28 核能发电技术——核电厂工作过程

14 压水堆核电站原理 2019/4/28 核能发电技术——核电厂工作过程

15 核能发电与常规火力发电的区别 2019/4/28 核能发电技术——核电厂工作过程

16 Pressurized Water Reactor Plant 压水堆核电站原理
稳压器 反应堆 汽轮机 主泵 蒸汽发生器 发电机 给水泵 凝汽器 循环泵 控制棒 Transmission Line 输电线 Pressurizer SG CRDM Generator Turbine Cir. Water Pump Condenser Reactor RCP Feedwater Pump 2019/4/28 核能发电技术——核电厂工作过程

17 核电站能量转换过程 核裂变能 热能 机械能 电能 反应堆冷却剂系统 汽轮机组 发电机组 2019/4/28 核能发电技术——核电厂工作过程

18 核能 电能 机械能 动力装置 蒸汽的动能（热能） 汽轮机 发电机
堆内铀-235核裂变时释放出来的核能迅速较化为热量，热量通过热传导传递到燃料棒表面，然后，通过对流放热，将热量传递给快速流动的冷却水（冷却剂），使水温升高，从而由冷却水将热量带出反应堆，再通过一套动力回路将热能转变为电能。 2019/4/28 核能发电技术——核电厂工作过程

19 压水堆核电站系统组成 反应堆冷却剂系统 专设安全系统 核岛 核辅助系统 三废处理系统 PWR核电站 汽轮机回路 常规岛 循环冷却水系统
电气系统 电站配套设施 2019/4/28 核能发电技术——核电厂工作过程

20 a.专设安全系统 反应堆发生失水事故时自动投入，阻止事故的进一步扩大，保护反应堆不烧毁，同时防止放射性物质向大气环境扩散。 专设安全系统
安全注入系统 安全壳喷淋系统 辅助给水系统 安全壳隔离系统 2019/4/28 核能发电技术——核电厂工作过程

21 b.核辅助系统 保证反应堆和一回路正常启动、运行和停堆。 核辅助系统 化学和容积控制系统 硼和水补给系统 余热排出系统
反应堆和乏燃料水池冷却和处理系统 设备冷却水系统 2019/4/28 核能发电技术——核电厂工作过程

22 c.三废处理系统 回收和处理放射性废物以保护和监视环境。 三废处理系统 废液处理系统 废气处理系统 固体废物处理系统 2019/4/28
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23 放射性“三废”的处理 2019/4/28 核能发电技术——核电厂工作过程

24 常规岛系统 汽轮机回路 通过汽水循环,将蒸汽的热能转换为机械能,最后在发电机内转换为电能 循环冷却水系统 为蒸汽循环提供冷源 电气系统
完成电能的产生和输出 2019/4/28 核能发电技术——核电厂工作过程

25 a.汽轮机回路 主蒸汽系统 汽轮机旁路排放系统 汽水分离再热器系统 汽轮机轴封系统 汽轮机蒸汽和疏水系统 蒸汽转换器系统 辅助蒸汽分配系统
凝结水抽取系统 低压给水加热器系统 给水除氧器系统 主给水泵系统 高压给水加热器系统 主给水流量控制系统 汽轮机调节油系统 汽轮机保护系统 汽轮机排汽口喷淋系统 蒸汽发生器排污系统 冷凝器真空系统 2019/4/28 核能发电技术——核电厂工作过程

26 b.循环冷却水系统 循环水系统及循环水过滤系统 循环水处理系统 辅助冷却水系统 常规岛闭路冷却水系统 2019/4/28
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27 c.电气系统 发电机及其辅助系统 输配电及保护系统 厂用电系统 2019/4/28 核能发电技术——核电厂工作过程

28 电厂配套设施 核岛和常规岛以外的配套建筑物、构筑物及其设施的统称 辅助核厂房：废物处理辅助厂房等
生产辅助厂房：机加工车间、仪修车间、除盐水厂房 厂前区建筑物：厂区警卫室、办公楼、食堂等 厂区附近建筑物：淡水厂、厂区污水处理站等 厂区工程设施：厂区道路、停车场、室外管线和管沟 厂外工程设施：淡水取水泵房、淡水输水管线等 环境监测工程设施：气象站、辐射监测站等 生活区及其他有关建筑项目 2019/4/28 核能发电技术——核电厂工作过程

29 核反应堆内传热与流动 反应堆释热 反应堆传热 反应堆流体流动 2019/4/28 核能发电技术——核电厂工作过程

30 反应堆释热 堆内释热：堆内释热是指在燃料组件、反射层、热屏蔽层、压力容器及控制棒等部件内的热量产生与分布。燃料组件内的发热主要是由裂变脆片的动能、β与γ射线的吸收而引起的。表示堆芯燃料发热强度的参数： 堆芯平均比功率：指1kg燃料平均发出的热功率，单位为kW/kg 堆芯平均比功率密度：单位体积所发出的功率，单位为kW/L 水堆 kW/kg 8-10kW/L 高温气冷堆 kW/kg kW/L 钠冷快堆 kW/kg kW/L 2019/4/28 核能发电技术——核电厂工作过程

31 堆芯剩余发热 堆芯剩余发热是指反应堆停堆后堆芯内的释热。它由两部分组成，剩余裂变发热和衰变热。停堆后，剩余中子继续引起核裂变，从而会导致反应堆继续发热，称之为剩余裂变发热。 衰变热包括裂变产物和中子俘获反应产物的放射性衰变所释放出来的热量。中子俘获反应产物的衰变热比较小，但衰减的比较慢。 2019/4/28 核能发电技术——核电厂工作过程

32 反应堆传热 堆内的热源来自核燃料的裂变，要把堆芯裂变产生的热量输出到堆外，需依次经过燃料元件内的导热、元件壁面与冷却剂之间的对流换热和冷却剂将热量输送到堆外的输热等三个过程。 PWR堆芯的正常工况下的传热基本上属于垂直通道单相强迫对流传热和两相过冷沸腾传热，在某些事故工况下还可能有自然对流传热、饱和沸腾（核态直至膜态沸腾）传热等。BWR堆芯正常工况下还会发生两相容积沸腾（饱和池沸腾）。 燃料 元件 内的 导热 元件壁面 与冷却剂 间的 对流换热 冷却剂将 热量输送 到堆外的 输热 2019/4/28 核能发电技术——核电厂工作过程

33 传热的三种基本形式 热传导（导热）：有温差的物体的各部分直接接触而产生的热量传递现象。（燃料芯块、包壳） 一维热传导的Fourier定律
 热对流（对流换热）：随着流体不同部分的相对位移，把热量从一处带到另一处的现象，热对流与流体的流动有关。 （包壳外表面与冷却剂之间的传热）  强迫对流  自然对流（流体在传热面附近的局部相对流动） Newton冷却定律  热辐射（辐射换热）：物体通过电磁波传热的方式，常温下起的作用不大，高温时起重要作用。 （如失水事故时堆芯裸露，燃料元件温度升得很高时，就要考虑热辐射的作用） Steffen-Boltzmann定律 2019/4/28 核能发电技术——核电厂工作过程

34 2019/4/28 核能发电技术——核电厂工作过程

35 临界热流密度：由泡核沸腾转变为膜态沸腾的单位表面积、单位时间内所传出的热量。
冷却剂不发生相变（主要指沸腾）的换热过程，为单相换热。压水堆内的换热即属此类换热。冷却剂有相变的换热，为沸腾换热。沸水堆中，沸腾被用来降低工作压力和增强换热。 临界热流密度：由泡核沸腾转变为膜态沸腾的单位表面积、单位时间内所传出的热量。 2019/4/28 核能发电技术——核电厂工作过程

36 在加热面上发生的沸腾可分为泡核沸腾和膜态沸腾。
欠热沸腾：发生沸腾时，蒸汽在加热面上的汽化核心处生成，并随着热量的吸收而逐渐长大，到一定尺寸后，在浮力和流体冲击的作用下，脱硫加热面进入冷却剂主流。若冷却剂主流温度低于饱和温度，则汽泡因冷凝而缩小乃至消失。 饱和沸腾：若冷却剂主流温度已达饱和温度，则汽泡与主流中其他汽泡汇合、撞击；同时在热质交换过程中破裂或长大，并与液相共同形成两相流动，这种沸腾称为饱和沸腾。 不论是欠热沸腾还是饱和沸腾，由分散独立的汽化核心和汽泡组成的沸腾系统称为泡核沸腾。 2019/4/28 核能发电技术——核电厂工作过程

37 当加热面上汽泡生成密度很大，以致汇集成片，形成汽膜，而这种汽膜将液相冷却剂与加热面成片的隔离时，这种沸腾称为膜态沸腾。
不论是欠热沸腾还是饱和沸腾，都可能出现泡核沸腾或膜态沸腾。 由于泡核沸腾伴随着汽泡的运动，这就给液体，特别是边界层内的液体带来强烈的扰动，使得换热系数大大提高。但汽膜远比液相流体冷却能力差，当出现膜态沸腾时，加热面温度往往会急剧升高，传热恶化，甚至出现过热烧毁问题。 2019/4/28 核能发电技术——核电厂工作过程

38 反应堆流体流动 反应堆的流动形态、流动压降、流量分配、流动不稳定性和临界流等内容属于反应堆流体力学的范畴。反应对你流体力学和传热有密切关系，共同构成反应堆热工水力学。 单相流动：系统内只有一种物相的流动。根据雷诺数大小，将单相流分为层流和湍流两种流动形态。 两相流动：系统内两种物相同时存在的流动。 流动压降：流体流动过程中，流道内两个流通截面间流体静压的差，包括沿程摩擦压降、重力压降、加速压降和局部阻力压降。 临界流：流速达到声速的流体流动。其标志是管口处的流速不再随着下游压力的降低而增大。临界流量决定了反应堆冷却剂系统坡口事故的危险程度。 2019/4/28 核能发电技术——核电厂工作过程

39 以均匀加热的垂直传热管流动沸腾为例，右图为其两相流动结构、传热工况及相应的管壁温度分布与管内流体温度分布图。
*此图为在热流密度比较低、不会出现偏离泡核沸腾（DNB）工况时随着液体不断汽化而相继出现的传热工况区。 2019/4/28 核能发电技术——核电厂工作过程

40 由该图可以看出其流动沸腾的过程：单相液体自管内入口从下向上流动，在入口段，液体温度低于饱和温度，而壁温仍低于汽泡核化所需温度，管内的传热过程为单相液体的对流换热。从入口段向上，壁面上某些位置形成汽化核心，开始形成汽泡。但这些汽泡迅速又在壁面附近被欠热的主流冷凝。此时发生的是欠热沸腾。继续向上，主流被加热至饱和温度，从而进入饱和沸腾阶段。随着干度增加，流动工况由泡状流逐渐向弹状流过渡，再由弹状流转变为环状流。随着液膜变薄，管壁上将不再产生汽泡。这是由于液膜很薄，其导热良好到足以阻止与壁面接触的液体过热到要产生汽泡的程度。此时的汽化过程主要是在液膜与蒸汽的相分界面上进行的，此即液膜的强制对流与蒸发。随后液膜越来越薄，最后达到临界热流密度点（又称干涸点）。此时虽尚由液体存在，但已不在壁面上，而是以液滴形式悬浮与汽流中。由于壁面无液体（称为缺液区）。它的传热称为临界后传热。实际上是湿蒸汽的强迫对流传热。对壁面来说，这有时又被称为对加热管壁的雾化冷却。最后，蒸汽中的液滴完全蒸干，称为单相蒸汽的强迫对流传热。 2019/4/28 核能发电技术——核电厂工作过程

41 总结一下 单相对流传热：在本区内液体虽然被加热升高了温度，但仍低于它的饱和温度，且壁温仍低于产生汽泡所必需的过热度。
泡核沸腾区：欠热核沸腾和饱和泡核沸腾。 两相强制对流区：通过液膜的强制对流，把从通道壁面导出的热量传到液膜与汽核的分界面上，并在分界面上产生蒸发。 缺液区：液膜中断或“蒸干”称为沸腾临界，从烧干点到开始向H区转变之间的区域称为缺液区。壁面温度大大超过饱和温度。 干饱和蒸汽区：液膜被完全蒸干。 2019/4/28 核能发电技术——核电厂工作过程

42 需要指出，从整个流动沸腾的温度曲线来看，达到干涸点后，蒸汽是过热的，而液滴仍为饱和状态。此时汽液之间存在温差，两相之间处于热力非平衡状态。最后液滴全部蒸干，蒸汽温度将继续升高。
考察壁面温度情况，可以看到，在欠热沸腾时，换热系数增加，液体温度也增加，故壁面温度与液体温度之间的差值减小。但在临界热流密度（CHF）点处，换热系数突然下降，从而会使壁温突然急剧升高。当热流密度过高时，它可能会导致受热面发生烧毁现象。随后由于流速增加，换热系数增加，壁温又有所下降。 2019/4/28 核能发电技术——核电厂工作过程

43 在核反应堆中是不允许有干涸现象出现的，而反应堆中的热流密度很大，所以核反应堆中的设计的临界热流密度通常要求比实际热流密度高出两倍左右。
另外，对于水平蒸发管，当质量流速较低时，产生的蒸汽易与液相分离而形成汽液分层流动，致使上部传热系数显著下降。因此临界热流密度现象可能提前发生。 临界热流密度也被称作烧毁热流密度：在此热流密度下开始偏离泡核沸腾而向膜态沸腾过渡，故又称为偏离泡核沸腾的热流密度。 临界热流密度与实际或设计的热流密度之比称为偏离泡核沸腾比（DNBR），也称为烧毁比，设计上需大于1。 2019/4/28 核能发电技术——核电厂工作过程

44 核电厂工作过程 核电厂运行特点 核电厂运行方式 反应堆启动过程 负荷调节与停堆过程 换料操作 2019/4/28
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45 核电厂运行特点 发电能量来自于核裂变能——可控 核反应堆产生放射性物质——包容 堆芯剩余热量——余热排出 2019/4/28
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46 核电厂运行方式 标准运行方式： 冷停堆： 中间停堆 热停堆 热备用 功率运行 换料冷停堆：允许反应堆进行燃料更换操作的停堆方式。
维修冷停堆：允许反应堆对一回路部分设备进行维修的运行方式。 正常冷停堆：正常条件下的停堆。 中间停堆 单相中间停堆：一回路充水排气后稳压器充满水的状态 两相中间停堆：一回路充水排气后稳压器为双相的状态 正常中间停堆：在两相中间停堆的基础上，余热排出系统完成隔离的状态。 热停堆 热备用 功率运行 2019/4/28 核能发电技术——核电厂工作过程

47 反应堆逼近临界时的操作原则 反应堆启动过程中，逼近临界和达到临界时，为保证反应堆的安全，必须遵守的准则：
温度：必须避免引起一回路平均温度变化的任何操作 反应性变化：在逼近临界的过程中，在任何时间内，只允许使用一种方法来控制反应性的变化，即改变硼浓度或者控制棒棒位不允许同时进行。 反应性控制：逼近临界时，中子通量倍增时间必须大于18s。 2019/4/28 核能发电技术——核电厂工作过程

48 核电厂启动过程 1 正常启动 2 过渡到功率运行 3 停闭 4 核电厂的换料 2019/4/28 核能发电技术——核电厂工作过程

49 开堆前的临界棒位(或临界硼浓度估算)，稀释和硼化计算，热平衡计算，停堆余度计算； 理解负荷瞬变过程主要参数的变化趋势，掌握负荷瞬变的规律。
介绍核电厂正常运行，包括从冷停堆开始，电厂加热升温，趋近临界，汽轮机暖机、升速、并网带负荷，负荷瞬变，升功率至满功率运行；最后介绍功率运行到冷停堆的全过程。 了解从冷停到满功率的主要过程； 开堆前的临界棒位(或临界硼浓度估算)，稀释和硼化计算，热平衡计算，停堆余度计算； 理解负荷瞬变过程主要参数的变化趋势，掌握负荷瞬变的规律。 正常运行使用正常运行规程(General Procedure)。 2019/4/28 核能发电技术——核电厂工作过程

50 1 正常启动 冷态启动：压水堆停闭了相当长时间，温度已降到60℃以下时的启动；
1 正常启动 冷态启动：压水堆停闭了相当长时间，温度已降到60℃以下时的启动； 热态启动：指压水堆短时间停闭后的启动，启动时压水堆的温度和压力等于或略低于工作温度和压力。 初次启动：当核电厂建成，堆芯装载燃料后的启动。 由于对冷态启动的研究可以包括所有的各种工况，以下叙述从换料冷停闭工况开始，到功率运行工况的所有操作，为方便起见，将启动过程按时间次序分成一些独立的阶段。 2019/4/28 核能发电技术——核电厂工作过程

51 1、初始状态各设备状态、参数 (1)反应堆。装换料结束，堆顶所有设备与仪表已装上，堆处于次临界，堆内应充满浓度约2400mg／kg的含硼水，使停堆深度不小于5000pcm；所有控制棒组件都在最低位置，堆内温度低于60℃。 (2)控制和保护系统。已作好启动准备，检查与校验工作已完毕，堆外核仪表系统的中子源量程测量通道己投入运行，对反应堆进行监测；反应堆的其他控制、保护、检测仪表系统也已投入。 (3)一回路主要辅助系统。化学和容积控制系统应处于可用状态，补水控制使冷却剂的含硼浓度为一定值，并保持堆内水位，下泄流由余热排出系统经过剩下泄管系进入容积控制箱。 2019/4/28 核能发电技术——核电厂工作过程

52 安全注射系统的高压注射管系和低压注射管系应经检查，处于可启动状态，中压注射管系的安全注射箱已因电动隔离阀门的关闭而隔离开。
余热排出系统的一台(或两台)热交换器正在运行，控制一回路温度在60℃以下，但应高于反应堆压力容器脆性转变温度，和避免冷却剂中任何可能的硼酸结晶。 设备冷却水系统的设备冷却水泵一台运行，一台备用，可根据需要对冷却剂泵、停堆热交换器、停堆冷却泵、过剩下泄热交换器、安全注入泵等核岛设备供应冷却水。 安全注射系统的高压注射管系和低压注射管系应经检查，处于可启动状态，中压注射管系的安全注射箱已因电动隔离阀门的关闭而隔离开。 2019/4/28 核能发电技术——核电厂工作过程

53 (4)二回路系统。所有设备均在停闭状态，蒸汽发生器二次侧处于湿保养状态，即充入除盐除氧水至一定高度，其余空间充氮使压力稍高于常压。蒸汽隔离阀关闭。
(5)供电系统。检查所有的母线和配电盘上的交直流电源，调整厂用电方式使符合启动要求，检查备用电源的完整性，检查重要负载的电压是否正常。启动时，电源电压应在( )额定电压之间，对电网频率的限制为(50±0.5)Hz。保证反应堆、冷却剂泵、一回路及二回路的辅助系统，反应堆控制与安全保护系统，检测仪表系统，信号系统等处于能够运行状态。 2019/4/28 核能发电技术——核电厂工作过程

54 2、由冷停闭状态向热备用状态过渡的六个阶段？各阶段状态参数（如反应性、压力、温度等）的变化？
一、第一阶段—— 一回路充水和排气 由化学和容积控制系统充水。充水时，将来自补水系统的除盐水注入一回路，进行稀释操作，使充水结束时，反应堆的停堆深度不小于1000pcm。充水时应注意系统排气，调节余热排出系统的流量，将温度调到50-70℃。 降低蒸汽发生器二次侧水位到零功率时值，然后，启动冷却剂泵并投入稳压器加热器，使冷却剂系统升温预热。 2019/4/28 核能发电技术——核电厂工作过程

55 在开始加热阶段，应注意监测和调节一回路水质，使冷却剂水化学特性得到保证，当系统加热到90℃时，从化学物添加箱对冷却剂系统添加氢氧化锂(LiOH)以控制pH值，加入联氨(N2H4)以消除溶解氧。当一回路水质经取样系统检查合格后，将化学和容积控制系统的净化回路投入运行，一回路温度达到120℃时，不能再调整水的化学特性。 2019/4/28 核能发电技术——核电厂工作过程

56 二、第二阶段——稳压器投入运行 当第一阶段结束时，一回路温度约100℃至130℃，压力为2.5MPa，上充流已开始建立。在容积控制箱顶部建立氢气空间(抑制水辐射分解生成的氧)，使一回路水中有足够的溶解氢浓度。这时，容积控制箱水位控制阀转为自动控制。 用稳压器电加热器的投入和反应堆冷却剂泵的启动，使一回路升温，升温时，应注意在反应堆一回路和稳压器之间维持温差和分别限制升温速率，稳压器比一回路其余部分加热得更快，它的温度比冷却剂平均温度高50~110℃，最大加热速率为56℃/h。 2019/4/28 核能发电技术——核电厂工作过程

57 从容积控制箱排出来的一回路水被排放到硼回收系统。当稳压器水位达到零功率水位整定值时，就从调节转为运行，承担了压水堆一回路系统的压力控制。
当稳压器温度达到系统压力(2.5~3.0MPa)的饱和蒸汽温度(221~232℃)时，减少上充流量使其形成蒸汽空间、建立汽腔，然后用手动控制以保持稳压器水位。汽腔形成过程中，由化容控制系统维持压力在2.5~3.0MPa之间的一个常数值上。 从容积控制箱排出来的一回路水被排放到硼回收系统。当稳压器水位达到零功率水位整定值时，就从调节转为运行，承担了压水堆一回路系统的压力控制。 然后断开余热排出系统和化容控制系统之间的连接、并且降低低压膨胀阀的整定值至15MPa左右，来控制通过下泄孔板的下泄流量，在系统温度达到177℃时应及时隔离余热排出系统。 在一回路温度到达180℃之前，投入控制捧驱动机构的通风系统，从堆芯中抽出停堆棒组。 2019/4/28 核能发电技术——核电厂工作过程

58 三、第三阶段—— 一回路升温升压至热停堆状态
反应堆临界前遵守的条件： (1)压水堆随着核燃料或慢化剂的温度变化而改变其反应性，在工作温度范围内反应性的负温度系数是保证压水堆稳定运行的重要条件。应在负慢化剂温度系数时启动反应堆达临界。 核燃料温度系数源于多普勒效应，总是负值。慢化剂温度系数不仅随温度和燃耗而变动，而且与硼浓度有关，对于新装载的堆芯，冷却剂含硼浓度较高，直到200~250℃时，慢化剂温度系数都是正的。在燃料寿期末，在20~320℃的温度范围内，它总是负的。 2019/4/28 核能发电技术——核电厂工作过程

59 (2)稳压器已建立汽腔，水位控制已投入运行。
(3)化学和容积控制系统至少有两台上充泵、两台硼酸泵投入运行，并且至少有一条管道可向反应堆供应硼酸。 (4)冷却剂的临界硼浓度值，随燃料的燃耗而降低，通常可由理论计算得出它们之间的关系曲线，如图4-1所示。在每一次启动反应堆时，可根据反应堆投入运行以来，已发出的累计功率，以满功率小时为单位，从图示曲线上估计出本次启动时临界硼浓度值。 2019/4/28 核能发电技术——核电厂工作过程

60 在满足上述条件情况下，依靠稳压器的电加热器和冷却剂泵转动时的机械功，使一回路系统的压力和温度达到或接近零功率额定值，然后可以启动反应堆达到临界。这种升温升压方式称为联合加热法。
压水堆冷却剂系统的温度和压力一起增加时，必须注意限制它们在设备工艺所允许的范围内，温度上升的速率必须不超过28℃／h，要注意安全保护系统及有关设备应处于良好的工作状态，例如开始升温时，应关闭安全注射箱的电动隔离阀，以避免安全注射箱排水。 2019/4/28 核能发电技术——核电厂工作过程

61 当系统压力达到7. 0MPa时，核实安全注射箱的气压并打开电动隔离阀，使安全注射箱处于备用工况。当系统压力升至13
当系统压力达到7.0MPa时，核实安全注射箱的气压并打开电动隔离阀，使安全注射箱处于备用工况。当系统压力升至13.8MPa时，应将中压安全注射系统安全注射系统的所有设备和阀门切换至安全注射准备工况，同时，凡和高、低压安全注射系统相连接的外系统管路、阀门均应关闭。 当系统达到正常运行压力15.52±0.1MPa和温度(291.4℃)时，切断稳压器的可调加热器电源，压力控制由手动转为自动控制，达到热停堆工况。 2019/4/28 核能发电技术——核电厂工作过程

62 四、第四阶段——趋近临界和临界 压水堆按下述步骤向临界趋近，为保证启动安全，必须保证在每一时刻，堆芯反应性只随单个参数的改变而变化。
(1)压水堆冷却剂温度应尽可能保持为常数，以避免任何能引起突然冷却的操作；冷却剂泵提供的能量，可以将二回路产生的蒸汽由蒸汽旁路排放系统排向大气或凝汽器。 2019/4/28 核能发电技术——核电厂工作过程

63 (2)稀释冷却剂硼浓度到一个与临界条件相对应的预定值。
水堆核电厂的各种运行工况下冷却剂的硼浓度值是不同的。稀释时，由补水系统的补水泵将补水送到容积控制箱，再从容积控制箱注入上充泵吸人口，向一回路系统克注。注意限制冷却剂硼浓度的稀释速率，以防止反应性变化过大。在稀释的同时，必须对稳压器进行最大喷雾，使得稳压器和冷却剂系统的硼浓度均匀化，它们之间的差值应小于50mg／kg。另外，对冷却剂进行取样分析时，应保证冷却剂有足够的混匀时间，至少不小于10min。 2019/4/28 核能发电技术——核电厂工作过程

64 (3)根据堆芯的布置，推算出与最低无负荷临界相对应的各个控制棒组件的位置，并按照所指定的顺序，依次提升控制棒组件中的四组调节棒组。
如按A模式运行控制棒组件的调节棒组有A、B、C和D四组，四组调节棒的前后两组之间有一定的重叠度。棒组重叠的目的是为了使反应性与调节棒组位置的关系曲线线性化，使棒组在堆芯内移动时的反应性引人率近似为常数。 2019/4/28 核能发电技术——核电厂工作过程

65 趋向临界的过程由堆外核仪表系统源量程测量通道来监测，一旦通量水平达到中间量程测量通道的最小探测阂，就要手动闭锁“源量程通量过高”的保护措施。
压水堆启动时，如果达到临界的条件(冷却剂温度、压力以及硼浓度)与预先计算的数据不一致，并且有可能造成堆芯的反应性增加0.5％△k／k以上时，则必须像初次启动时那样，在画出的中子计数率倒数对应控制捧组件位置的监督曲线指导下，逐步达到临界。 2019/4/28 核能发电技术——核电厂工作过程

66 五、第五阶段——二回路启动 当压水堆到达临界以后，用来自蒸汽发生器的蒸汽，开始启动二回路系统。其主要操作步骤有蒸汽通过隔离阀的旁路阀(启动汽门)对主蒸汽管进行暖管，低速暖机等。然后反应堆功率上升到大约额定功率的5％，汽轮机按规定的速度升速，直到额定转速(1500 r/min)。 2019/4/28 核能发电技术——核电厂工作过程

67 六、第六阶段——发电机并网，提升功率 发电机作好并网准备，反应堆功率上升到大约为额定功率的10％时，进行并网操作，完成并网以后，带最小负荷(约5％Pe的负荷)运行，调整厂用电的供电方式，从机组启动前的外电源供电切换到由汽轮发电机组供电。反应堆与汽机之间功率要达到平衡，以限制蒸汽的排放。 接着，缓慢增加汽轮机负荷，直到蒸汽排放阀全部关闭，继续增加汽机负荷，同时手动提升堆功率与此相适应，直至反应堆功率达到控制系统能投入自动的最小值，即约为额定功率的15％。 2019/4/28 核能发电技术——核电厂工作过程

68 然后：①把给水控制由辅助给水系统切换到主给水系统，检查蒸汽发生器二次侧水位是否在规定的范围内；②将蒸汽排放从压力控制切换到冷却剂的平均温度控制；③当冷却剂平均温度处在正常范围内时，将反应堆控制从手动切换到自动。 一旦反应堆功率达到10％Pe，就手动切除“中间量程通量过高”安全保护和“低功率量程通量过高”安全保护，在这一功率水平上，反应堆保护系统的允许系统接通了所有在低功率下被闭锁的保护通道。 在15％Pe功率水平时，由于反应堆已转为自动控制，保护系统的连锁系统不闭锁控制捧组件的自动提升，核蒸汽供应系统的功率可以满足汽机所要求的负荷，可以由控制系统的介入或运行人员的要求来继续增加负荷。在60％Pe水平上，允许系统接通一直被闭锁着的由功率量程测量通道给出信号的那些保护通道。 2019/4/28 核能发电技术——核电厂工作过程

69 压水堆从冷态启动的整个过程见图。 2019/4/28 核能发电技术——核电厂工作过程

70 3、若反应堆启动是从热停闭状态开始，则应完成哪几个阶段？
如果反应堆启动是从热停闭状态开始，则可以从第四阶段向临界趋近起以相同的方法完成，若启动时二回路己处于热备用状态，则第五阶段——二回路启动可以取消。 2019/4/28 核能发电技术——核电厂工作过程

71 一、冷却剂系统压力及升温(冷却)速率的限制
4、启动过程中应注意的问题 一、冷却剂系统压力及升温(冷却)速率的限制 各特定温度变化速度所允许的压力和温度组合应在所示极限曲线的下面和右面。 2019/4/28 核能发电技术——核电厂工作过程

72 曲线的垂直部分，规定了反应堆可以临界的最小温度，在这温度之下，所引起的压力偏差将超过规定值。
这是为了保证冷却剂系统的压力容器等设备经得起由于温度和压力变动而引起的循环负载的影响，这些循环负载是由正常机组负载的瞬变，反应堆事故停闭，以及启闭操作所引起的； 曲线的垂直部分，规定了反应堆可以临界的最小温度，在这温度之下，所引起的压力偏差将超过规定值。 在高温部分，加热曲线提高了23℃，这是考虑到反应堆压力容器在辐照下引起脆性转变温度升高而作的偏移。 2019/4/28 核能发电技术——核电厂工作过程

73 二、控制反应堆周期，防止发生启动事故 瞬发临界：启动反应堆时，如果由于运行人员的误操作，或因机械故障，以致连续引入反应性，使反应堆仅在瞬发中子的作用下就达到临界的状态。反应堆将失去控制。 为防止出现危险周期的启动事故，应采取的措施： (1)启动反应堆时必须限制调节棒组提升速度，应间歇提棒，不连续引入反应性，这样可以观察到中子通量的变化，及时发现异常。 (2)如发现因控制捧驱动机构的误动作而使调节捧组连续提升，则应立即按停堆按钮，或切断电源，紧急停堆。 2019/4/28 核能发电技术——核电厂工作过程

74 三、正确估计反应堆的次临界度 四、控制棒组的插入与抽出极限 当反应堆临界时，控制棒的停堆棒组应全部抽出，只有物理试验时可以例外。
运行时，调节棒组在堆芯内的实际位置应尽可能处在调节带内。 2019/4/28 核能发电技术——核电厂工作过程

75 负荷调节与停堆过程 负荷调节：根据电网负荷特性进行主动调节，调节控制棒和冷却剂流量，从而调节反应堆的输出热负荷，使系统在较低负荷下安全运行。出现事故后的被动调节，调节的目标是减少反应堆热负荷，极端情况下实现停堆，这时除了调节控制棒和冷却剂流量外，通常会启用安全注射系统和喷淋系统等专设安全保护系统。 停堆时先按照一定的速率降负荷，当负荷降低到一定程度（约5MW）时，汽轮机跳闸，同时发电机解列。随后继续硼化或者插入G棒，降低功率到2%Pn以下。机组处于热备用状态。 2019/4/28 核能发电技术——核电厂工作过程

76 ｛ ｛ 1、核电厂的停闭 长期的停堆，热停闭后进行。
是指( ) 运行着的反应堆从功率运行水平降低到中子源水平 短期的暂时性的停堆 冷却剂系统保持热态零负荷时的运行温度和压力，二回路系统处于热备用工况，随时准备带负荷继续运行。 反应堆keff＜0.99。 ｛ 热停闭： ｛ 正常停闭 冷停闭： 长期的停堆，热停闭后进行。 控制棒全插入、加硼，冷却到70℃ 以下。若维修或换料，温度低于60℃ ，keff＜0.9。换料时注入大于2000mg/kg含硼水。 事故停闭 发生直接危及反应堆安全的事故时，保护系统动作，快速插入全部控制棒组件紧急停堆。若事故严重，则需向堆芯紧急注入含硼水。 2019/4/28 核能发电技术——核电厂工作过程

77 2、衰变热及导出 压水堆在停闭后的相当长时间内，由于核裂变所产生的裂变产物的、放射性衰变而发出的热量。 衰变热的导出： 蒸汽发生器；
余热排出系统； 安全注射系统 (失水事故时) 2019/4/28 核能发电技术——核电厂工作过程

78 3、裂变产物(135Xe)的积累。“积毒”与“消毒”
随着燃料的燃耗，裂变产物在堆内吸收中子将使反应堆中毒，而引起反应性损失。主要毒素135Xe来自裂变产物135I的衰变，以及由裂变直接产生。 当反应堆运行在高功率时，由氙积累所引起的反应性损失达到平衡，大致相当于碘的衰变速度。在停堆时，碘和氙已达到了稳定浓度，中毒实际上已达到了平衡值。 在停堆以后，由于氙的消失速度减慢，便会产生碘坑，堆热停闭后大约11个h内，由于碘的衰变速度NI(t)（即氙的积累速度）大于氙的衰变速度Nxe(t)，因此，氙的积累是主要的，这时，堆内剩余反应性将下降，这一阶段称为“积毒”； 到停闭后11个h，碘的衰变速度=氙的衰变速度，氙中毒所致反应性损失达最大值，即碘坑的最大值； 之后，氙的衰变速度大于由碘而产生的速度，反应性损失减小，即中毒减小，反应性开始回升，这个阶段称为氙的“消毒” 。 2019/4/28 核能发电技术——核电厂工作过程

79 4、停闭后再启动时的三种操作 (1)在积毒阶段启动。 (2)最大碘坑中启动。 (3)在消毒阶段启动。 最简单。可直接按顺序提升调节棒组而达临界。提升时，应估计到随时都有可能达到临界；在接近临界时，必须避免冷却剂平均温度突变5℃或冷却剂硼浓度稀释10mg/kg的操作，并且应注意堆内中子的倍增率不超过每分钟10倍(相当于反应堆周期T=26s)。 控制棒组件全部抽出，对冷却剂进行适当的硼稀释操作，才有可能使反应堆启动。启动后，功率的提升，氙的浓度下降，反应性相应地上升。又需要及时对加硼，不使反应堆功率有急增的可能。 可见，操作过程复杂，且产生大量废水，应尽量避免这样的启动。 氙的自发消毒引入了反应性，不需要对冷却剂硼浓度作稀释，但启动操作必须十分小心，防止因反应性引入速率过大而出现短周期事故。 2019/4/28 核能发电技术——核电厂工作过程

80 换料操作 堆芯一般分为三区，在初始堆芯中装入三种不同富集度的燃料，将最高富集度的燃料置于最外区，较低富集度的两种燃料按一定布置方式装入中区和内区，以尽量展平中子通量。 第一运行周期全部为新燃料，在运行周期内，随着能量的释放，可燃物浓度将不断下降，最终不能达到反应性要求的燃耗，因此需要及时换料。第一个运行周期长度一般为1.2—1.9年。以后每年换一次料，每次换料更换其中的1/3或1/4堆芯用新燃料替换，同时将未燃尽的燃料组件做适应的位置倒换，以求达到最佳的径向中子通量分布。倒换方案有燃料管理程序制定。 2019/4/28 核能发电技术——核电厂工作过程

81 C1-C2 2019/4/28 核能发电技术——核电厂工作过程

82 轻水堆换料一般需要停堆3-4周，可利用这个时间进行汽轮机、发电机组及其他设备的检修、压力容器和蒸汽发生器在役检查工作。
通常将新燃料装入最外区，将辐照过的燃料移向中部，称为“由外向内”换料方案。由于辐照过的燃料组件的放射性水平较高，所有装卸料操作均在水屏蔽层以下进行。 轻水堆换料一般需要停堆3-4周，可利用这个时间进行汽轮机、发电机组及其他设备的检修、压力容器和蒸汽发生器在役检查工作。 为了确保燃料元件的安全，在换料期间要严格限制核电厂的负荷变化速率（每分钟5%额定功率），用化学与容器控制系统和取样系统对冷却剂进行净化，并对pH值及氧、氢、氯、氟、硼、锂等含量进行控制和检测，同时加强对燃料包壳完整性的检查。 乏燃料棒需要置入专门的乏燃料棒水池进行冷去和储存，以后再进入核废料处理工序。 2019/4/28 核能发电技术——核电厂工作过程

83 本章结束