核电厂系统与设备(第12讲).ppt

1、核电厂系统及设备第十三讲,（20112012学年第2学期） 主讲：田丽霞,2,1、概述 2、压水堆核电站的正常启动 3、功率运行 4、压水堆核电站的停闭,反应堆运行,3,1 概述,核电站建成，堆芯燃料装载后的反应堆启动，称为初次启动，亦称新堆的物理启动 目的：检验设计、制造和安装的质量，测定各种必要的特性参数，为安全运行提供实验数据,4,新堆的物理启动：主要是指新堆的初次临界试验。通过相继提升堆内各组控制棒组件，以及按一定规范稀释冷却剂中的硼浓度，使反应堆首次达到临界。,5,2 压水堆核电站的正常启动,2.1、正常启动 2.2、初始状态：换料的冷停闭工况 2.3、第一阶段：一回路充水和排气 2

2、.4、第二阶段：稳压器投入运行 2.5、第三阶段：一回路升温升压至工作温度与压力、启动反应堆达到临界 2.6、第四阶段：二回路启动 2.7、第五阶段：发电机并入电网，提升功率 2.8、启动过程中应注意的问题,6,2.1 正常启动,在正常运行过程中反应堆停闭后的再启动称为正常启动。分为冷启动和热启动。 冷启动：反应堆停闭了相当长时间，温度已经降到60度以下时的启动。包括换料后的冷启动。,7,热启动：反应堆停闭后不久的再启动。这时堆内中子源比较强，还有一定的毒性，而且反应堆的温度也与工作温度比较接近。,8,2.2 初始状态：换料的冷停闭工况,各系统的状态： 供电系统：电源电压为0.851.05额定

3、电压，电网频率为500.5Hz，使反应堆、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，信号处理系统等处于能运行状态。,9,反应堆：装换料结束，处于次临界，堆内充满200ppm的含硼水，控制棒在最低位置，堆内温度10000pcm。 控制与安全保护系统：已作好准备，检查与校验工作已经完毕，中子源量程测量已投入运行，对反应堆进行监测。,10,设备冷却水系统： 停堆冷却系统：有一台或两台热交换器正在运行。 化学和容积控制系统： 安全注入系统： 二回路系统：,11,2.3 第一阶段：一回路充水和排气,由化学和容积控制系统给一回路充水。充水时，将来自补水系统的除盐水注入一回

4、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。,12,降低蒸汽发生器二次侧水位到零功率值，启动冷却剂泵并投入稳压器加热器，使冷却系统升温预热。 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，当一回路水质合格时，将净化系统投入运行。,13,2.4 第二阶段：稳压器投入运行,当第一阶段终了时，一回路温度约100度至130 度 ，压力为25bar，上充流已开始建立。容积箱顶部建立了氢气空间，可手动控制容积控制箱上游的控制阀及补给水控制阀，进行氢气替换氮气。 用减少上充流量的方法形成蒸汽空间，然后用手动控制以保持稳压器的水位。,14,当稳压器水位达到零

5、功率水位整定值时，就从调节转为运行，承担了压水堆冷却系统的压力控制。一回路温度180 度 ，压力30bar，然后断开余热排出系统和化学和容积控制系统之间的连接。 在一回路温度达到180度之前，投入控制棒驱动机构的通风回路，抽出停堆棒组。,15,2.5 第三阶段：一回路升温升压至工作温度与压力、启动反应堆达到临界（1）,升温升压： （1） 在满足一定条件下，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，称为联合加热法。,16,（2） 当系统已升温预热、稳压器汽腔已形成、冷却剂压力为30bar、温度到180 度的情况下，就

6、启动压水堆达临界，在低功率下利用核能加热，使系统的温度和压力按规定速度上升到额定参数，称为核加热法。,17,2.6 第四阶段：二回路启动,当压水堆达到临界以后，用来自蒸汽发生器的蒸汽，开始启动二回路系统。其主要操作步骤如蒸汽通过隔离阀的旁路阀对主蒸汽管道进行暖管、低速暖机等，然后，反应堆功率近似上升到额定功率的5，汽轮机按规定的速度升速，直到1500转/分额定转速。,18,2.7 第五阶段：发电机并入电网，提升功率,反应堆功率上升到近似为额定功率的10，完成并网。 调整厂用电的供电方式。 缓慢增加汽轮机负荷，直到蒸汽排放阀完全关闭。,19,继续增加汽轮机负荷，直到反应堆功率达到控制系统能投入自

7、动的最小值，即近似为额定功率的15,20,2.8 启动过程中应注意的问题,冷却剂系统压力以及系统升温和冷却速率的限值 控制反应堆周期，防止发生启动事故“瞬发临界” 正确估计反应堆的次临界度,21,3 功率运行,带功率运行： 降功率运行： 低功率工况 热备有工况 完全甩负荷工况,22,功率运行中的几个问题： 冷却剂压力的控制 冷却剂体积的控制 冷却剂硼浓度的控制 蒸汽排放系统的控制 蒸汽发生器给水的控制,23,4 压水堆核电站的停闭,4.1、概述 4.2、热停闭 4.3、冷停闭 4.4、事故停闭 4.5、压水堆核电站停闭中的几个问题,24,4.1 概述,核电站的停闭：把运行着的反应堆功率从运行水

8、平降低到中子源水平。 两种停闭方式： 正常停闭 事故停闭 正常停闭按停闭的工况及停闭的时间长短分为： 热停闭（短期的停闭） 冷停闭（长期的停闭）,25,4.2 热停闭,核电站的热停闭是短期的暂时性的停堆，这时，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有工况随时准备带负荷继续运行。 调节棒组完全插入，安全棒组可以插入，可以抽出，处于次临界状态。,26,一回路和二回路的温度由控制蒸汽压力来维持，其能量来自堆芯的余热和冷却剂泵的转动，蒸汽排放到大气或冷凝器。 如果停堆超过11小时，堆内裂变产物氙毒的变化越过碘坑，氙毒反应性减少，如果不加补偿，可能会使反应堆重达临界，为次，必须进

9、行冷却剂加硼操作，以保证在热停堆期间K有效始终小于0.99。,27,反应堆处于热停闭状态以后，才能进行冷停闭操作。冷停闭时，调节棒组和安全棒组全插入，尚需向冷却剂加硼，以抵消从热态降到冷态过程中，因负温度效应引起的正反应性，维持堆的足够的次临界度。此外，还需对系统进行冷却。,4.3 冷停闭,28,堆芯的剩余发热和冷却剂的显热通过蒸汽发生器，由二回路控制系统把产生的蒸汽旁路到冷凝器。冷凝器真空度破坏时，可由释放阀向大气排放。使冷却剂冷却至180 度 、30bar。启动停堆冷却系统，用停堆冷却系统继续完成冷却，直至达到温度小于70 度 的冷停闭状态。,29,4.4 事故停闭,当核电站发生直接危及反

10、应堆安全的事故时，安全保护系统动作，紧急停堆，快速插入全部控制棒组件。如果事故严重（如主蒸汽管道破裂，失水事故），则需向堆芯紧急注入含硼水，使裂变反应瞬时停止。事故停堆后，必须保证对反应堆的继续冷却。,30,4.5 压水堆核电站停闭中的几个问题,衰变热 压水堆在停闭后相当长时间内，由于核分裂所产生的裂变产物的、放射线衰变而发出的热量是相当可观的。以一个满功率运行100天的压水堆为例：,31,32,压水堆停闭后，为了除去衰变热，防止燃料元件包壳熔化，冷却剂泵必须运转，衰变热通过蒸汽发生器由二回路带出。当一回路压力、温度降低一定程度时，停堆冷却系统必须投入。,33,若在反应堆停闭的同时发生了断电事

11、故，主泵不能工作时，则依靠冷却剂自然循环使堆芯冷却，停堆冷却系统也靠应急电源的投入而继续工作。此外，在发生一回路管道破裂的失水事故时，由安全注入系统将硼水注入堆芯，为堆芯提供应急的和持续的冷却。,34,氙135的累积 （1） 反应堆停闭后堆内反应性的变化特点：由于裂变产物氙中毒而使堆内出现了积毒和中毒的过程。 （2） 压水堆在一定功率水平上运行，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。,35,36,裂变产物中主要毒素氙135来自裂变产物碘135的衰变，以及裂变直接产生。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。 （3） 在停堆时，碘和氙已经达到了稳定浓度，中毒实际上已达到了平衡值,37,（4） 而停堆以后，由于氙的消失速度减慢，便会产生碘坑。堆热停堆后大约11小时，由于碘的衰变速度（氙的积累速度）大于氙的衰变速度，因此，氙的积累是主要的，这时，堆内剩余反应性将下降，这一段称为“积毒”，反应堆则由于次临界度的加深而偏于安全。,38,（5） 到