【核电站】压水堆核电厂启动与停运.doc

1.5 核电厂启动与停运§1.5.1核电厂的启动概述秦山第二核电站与常规火电厂不同，常规火电厂根据电力负荷需求量来调整锅炉的发热量，使热功率与电负荷相匹配。而秦山二期基本上不考虑电网对电能需求量的变化而产生的对核电站的约束，即反应堆能输出多大功率，就向电网输出多大功率，也称“机跟堆”模式。它优先考虑核电站，避免了核电站的频繁调节，有利于核电厂安全、经济地运行。但并不是说秦山二期不具有功率调节的能力，设计上已考虑了这种运行方式12-3-6-3，即12小时满功率运行，3小时从100%降至50%满功率，6小时50%满功率运行，3小时从50%满功率升到100%。§1.5.2 运行状态核电机组的运行状态往往由于外部（如电网故障）或内部（某一设备故障或失效）的原因，使各种运行参数产生变化。为了使运行人员能在各种工况下控制好各种重要的运行参数，保证机组正常运行和核安全，在技术规范中对反应堆的各种标准运行状态都做出了具体的规定。技术规范书（GOR）对每一种运行工况都规定了具体的运行参数，而且各种运行参数都具有一定的变化范围和运行区间，见图1（反应堆标准工况P-T图）。§1.5.2.1 换料冷停堆状态1） 换料冷停堆状态是指允许反应堆更换燃料操作的停堆状态，此时，必须具备以下条件：·反应堆压力容器顶盖已移开·反应堆的次临界度至少大于5000pcm，冷却剂硼浓度大于2100ppm，所有控制棒插入堆芯。·RCP平均温度处于1060之间。2） 系统运行状态·余热导出和冷却剂温度控制由RRA来完成，PTR备用。·冷却剂的化容控制由RCV和REA来完成。·用于停堆的高通量报警定值为30，0为换料停堆前，未开盖前的中子通量。·换料腔水位：如果没有安装水闸门，15m如果已安装水闸门，19.3m·实施防止误稀释的行政隔离（D类）§1.2.2 维修冷停堆状态1） 维修冷停堆状态指允许对一回路设备进行维修的停堆状态，特征是：·一回路通大气，部份水被排空。·RCP平均温度在1070之间。·反应堆次临界深度至少为5000pcm，冷却剂中硼浓度大于2100ppm。所有控制棒都插入堆芯。2） 系统运行状态。系统运行状态与换料停堆时相同。但注意在排水时，最低水位应保证RRA系统正常运行。§1.5.2.3 正常冷停堆状态1） 正常冷停堆是指冷却剂温度在90以下，压力在2.9Mpa以下，一回路压力边界是封闭情况下的停堆状态。特征是：·RCP是封闭的。·RCP平均温度在1090之间。·反应堆次临界，其停堆深度应大于等于图1.2.3所示的值。·停堆棒、调节棒B棒和C棒在堆顶，其余棒在5步处。PpmPcmCB69010002000（690，1000）图1.2.32） 系统运行状态·当RCP平均温度大于70时，至少有一台主泵在运行。·热量的导出和一回路冷却剂平均温度控制由RRA来完成，GCT备用。·RCP压力由RCV013VP调节，压力限制不超过2.9Mpa，超压保护由RRA两个安全阀来完成。·稳压器充满水，RCP的化学和容积控制由RCV和RRA完成。§1.5.2.4 单相中间停堆1）单相中间停堆是指：冷却剂温度在90177时，RCP压力在2.42.9Mpa之间，稳压器单相的停堆状态。特征是：·反应堆处于次临界，次临界深度大于或等于图1.2.3。·停堆棒、调节棒B棒和C棒在堆顶，其余棒在5步处。·冷却剂平均温度，90177。2）系统运行状态·一台以上主泵运行·稳压器满水，压力由RCV013VP调节，超压保护由RRA的安全阀完成。·RCP的温度控制由RRA来完成，SG备用。·化容控制由RCV来完成。§1.5.2.5 双相中间停堆状态1） 冷却剂温度在120177之间，稳压器已建立汽腔，特征如下：·堆芯次临界度同上。·停堆棒、调节棒B棒和C棒在堆顶。·冷却剂平均温度120177之间。·系统压力维持在2.3Mpa2.9Mpa。2） 系统运行状态：·RCP压力由稳压器控制。·其余同单相中间停堆。§1.5.2.6 正常中间停堆1） 正常中间停堆指冷却剂温度在160290.8之间，稳压器为两相的停堆状态，特征是：·反应堆次临界度同上。·控制棒位置同上。·冷却剂平均温度在160290.8，压力在2.9Mpa15.5Mpa之间。2） 系统运行状态·至少一台主泵运行。·RCP压力由稳压器控制，稳压器水位整定在零负荷。（RCV控制）·RCP温度由GCTa控制，SG补水由ASG供给。·RCV、REA处于运行状态。§1.5.2.7 热停堆状态1） RCP温度为290.8，压力为15.5Mpa，其余与正常中间停堆相同。2） 系统运行状态·至少一台主泵运行；·稳压器压力，水位投自动；·RCP温度由GCT控制；·SG补水由ASG或ARE来完成；·RCV、REA设运。§1.5.2.8 热备用状态1) RCP温度为290.8，压力为15.5Mpa，反应堆功率2%Pn 以下的临界状态称热备用状态。2) 系统运行·两台主泵运行；·其余同热停堆。§1.2.9 功率运行状态1） 系统特征·压力维持在15.5Mpa；·平均温度290.8310之间；·稳压器水位在25.3%59.6%之间。2） 系统运行·两台主泵运行；·稳压器压力、水位控制投自动；·SG水位由ARE提供；·专设安全设施可用。各标准状态的比较见表1。序号运行状态堆功率%Pn反应堆的反应性表1 标准运行状态控制棒组位置一回路平均温度Tm控制稳压器状态压力MPa（绝对）压力控制主泵运行台数汽轮发电机组备注1换料冷停堆源量程5000 pcm和CB>2100ppm全部插入10<T<60RRA（PTR备用）排空0.102维修冷停堆源量程5000和CB>2100ppm全部插入10<T<70RRA（PTR备用）排空0.1.03正常冷停堆源量程1000pcmS、B、C棒提出，A、D 棒在堆内10<T<90RRA(SG 备用)满水0.1P2.8RCV013VP0或1Tm70时至少投入一台主泵4RRA投运工况下的单相中间停堆源量程1000pcmS、B、C棒提出，A、D 棒在堆内90<T<180RRA(SG 备用)满水2.4P2.8RCV013VP15RRA投运工况下的双相中间停堆源量程1000pcmS、B、C棒提出，A、D 棒在堆内120<T<180RRA(SG 备用)汽水两相2.4P2.8稳压器16RRA退出工况下的正常中间停堆源量程1000pcmS、B、C棒提出，A、D 棒在堆内160<T<290.8GCT或ASG汽水两相2.8P15.5稳压器17热停堆源量程>1000pcmS、B棒提出，A、C、D 棒在堆内290.8(+3)(-2)GCT,ARE或ASG汽水两相15.5稳压器18热备用2%临界S棒提出，A、B、C、D棒在要求棒位以上290.8(+3)(-2)GCT,ARE或ASG汽水两相15.5稳压器2并网或不并网9功率运行2100%临界S棒提出，A、B、C、D棒在要求棒位以上290.8<T<310ARE水位在25.3%59.6%之间15.5稳压器2并网9-功率运行8-热备用7-热停堆6-两相中停5-过渡中停4-单相中停3-正常冷停2-维修冷停1-换料冷停图1 反应堆标准工况P-T图290.8表1 标准运行状态§1.5.3 反应堆的正常启动§1.5.3.1 概述机组的标准状态如图1所示，每个标准状态的详细描述见前面的章节。图1.3.2粗略地描述了各标准状态之间过渡所使用的总体规程。这些规程将分别调用各个系统的运行规程。G规程和E规程调用核岛系统的规程，而GS规程调用常规岛规程。换料停堆情况下，使用D规程，（换料大修规程）。功率运行热备用热停正常冷停维修冷停换料冷停GS1G1E1E6G1(FCOR)G4(FCOR)G3G3G2GS2I1F RRC,RPN,RPRGS3GS4GS5G5G5E2E5图 1.3.21.5.3.2.1 初始状态检查1) 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（85%105%）额定电压之间，对电网的频率限制为500.5HZ，使一、二回路的主系统，辅助系统，RRC，RPR，RPN等系统处于可用状态。2) 反应堆换料结束，所有设备和仪表已装上，堆处于次临界，堆内充满2100Ppm的含硼水，停堆深度不小于5000Ppm，所有控制棒组件都在最低位置，堆内温度低于60（10T60）。3) 控制和安全保护系统已作好启动准备，检查与检验工作已完毕。中子源量程测量通道已投入运行，对反应堆进行监测，反应堆的其他控制，安全保护，检测仪表系统已投入。4) RRI一台运行，另三台处于备用。根据需要对主泵、RRA热交换器等供应冷却水。5) RRA一台或两台热交换器在运行，控制一回路温度在60以下，10以上。6) RCV正常运行，保持RCP一定的硼浓度，保持堆内水位，下泄流由RRA往过剩下泄管线进入RCV002BA。7) RISLHSI，HHSI应经检查，处于可用状态，安注箱隔离。8) 二回路系统所有设备均在停运状态，SG二次侧处于湿保养。1.5.3.2.2 由冷停堆状态向热停堆状态过渡1） 第一阶段 一回路充水和排气充水时同时进行排气，用RRA调节RCP的温度。降低SG二次侧水位至零负荷水位值，然后，启动主泵和稳压器加热器加热RCP系统。开始加热阶段，应注意监测和调节一回路水质，N2H2控制O2含量，LiOH控制PH值。一回路水质合格后投入净化系统。一回路达到120时，不再调整水的化学特性。冷却剂的临界硼浓度值，随燃料的燃耗而降低，见图1.3.2.2，每次启动时，从图示曲线上估计出本次启动时的临界硼浓度。每个燃料循环此曲线是不同的。2） 第二阶段稳压器投入运行0200040006000800010000120001400016000BU CMWd(fu)200400600800100012001400图 1.3.2.2临界硼浓度第一阶段终了时，一回路温度约100至130，压力约2.5Mpa，上充流已开始建立。RCV002BA进行氢、氮置换。使一回路建立足够的H2浓度，然后容控箱水位转为自动控制。主泵和稳压器电加热器投运，使一回路升温，应注意反应堆和稳压器之间的温差和限制温升速率。当RCP温度达到120时，可以开始建立汽腔。减少上充量，增大下泄量，然后用手动控制以保持稳压器水位，压力由RCV维持在2.5至3.0Mpa之间的一个常数值。一回路多余的冷却剂送到TEP系统。当稳压器水位达到零功率水位整定值时，就开始承担RCP的压力控制。RRA与RCV隔离，调节RCV013VP的整定值，控制下泄孔板的流量，在177退出RRA。一回路达到180之前，投运RRM，控制棒置于要求的位置。3） 第三阶段，一回路升温升压至热停堆状态反应堆在达到临界以前，要遵守的条件是：反应堆的负温度系数是保证压水堆稳定运行的重要条件。稳压器已建立汽腔，水位控制已投入运行。至少有两台上充泵，两台硼酸泵可投运，且至少有一条管道可向RCP供应硼酸，系统升温结束后，关闭一个或两个下泄孔板隔离阀，使上充流量恢复正常。升温时注意升温速率，环路之间的温差不超过限值，反应堆保护系统不相关设备处于良好的工作状态。安注箱处于备用状态；当系统达到正常运行压力和温度时，切断稳压器的备用加热器电源，压力控制由于手动转为自动控制，进入热停堆工况。1.5.3.2.3 逼近临界和临界1） 初始状态l 两台主泵运行；l 稳压器形成稳定的汽腔；l 一回路压力15.50.1MPa；l 一回路温度290.80.5；l RGL，RRA，RPN系统可用。2） 临界时注意事项l 源量程和中间量程指示面板上，中子倍增周期必须大于30S；l 逼近临界，采用单一反应性控制，即不可采用两种或两种以上的方式向堆芯引入正反应性；l 避免冷却剂温度突然变化的操作；l 硼浓度变化时，同一点的三次硼浓度差应小于20Ppm；l 慢化剂温度系数为正时，不可以进行临界操作l 不能用稀释法使反应堆达临界3） 确定临界硼浓度或临界棒位，此数据由技术处物理热工组提供。4） 达临界操作提棒至给定棒位；稀释到临界硼浓度；提棒达临界。1.5.4 核电厂的功率运行§1.5.4.1 概述如果把压水堆理想成均匀的圆柱形堆芯，理论分析计算表明，无棒条件下，堆芯轴向功率分布近似为贝塞尔函数，轴向功率分布近似为余弦函数，在运行中，堆功率分布是变化的，影响功率变化的参量有：慢化剂温度效应，可燃毒物效应，多普勒效应，功率水平效应，控制棒插入效应等。对反应堆运行来说，不仅需要监测堆芯功率的大小，而且还必须掌握堆内功率分布的状况，包括热流密度、热管因子FQN，核焓升因子FHN，象限功率倾斜比PQTR和轴向功率偏差I是否在运行限值范围内，即堆芯中子通量密度分布监测的目的在于要保证堆芯内任何一点所产生的最大功率都不会导致燃料元件受损。监督堆芯功率分布必须遵循的准则：DNBR限制。此限值用来防止包壳表面发生DNB而烧毁，由超温T来保证。LOCA准则。防止LOCA后造成堆芯烧毁，主要通过限制随堆芯高度变化的局部功率密度来保证。燃料熔化限值。保证燃料芯块不熔化，由超功率T来保证。包壳应力或疲劳限值。用于限制随燃料燃耗变化的局部功率密度。§1.5.4.2影响功率分布的参量图2-2集中影响功率分布的各种参量。1） 慢化剂温度系数由于慢化剂温度变化而引起的反应性变化，与硼浓度有关。2） 燃料温度系数（多普勒效应）由于燃料温度上升期间U238的中子共振吸收截面的增大，U238的原子核吸收更多的中子。3） 控制棒插入效应4） 空泡系数空泡系数是由于堆内的局部沸腾的形成所引起的反应性变化。空泡的产生减少了冷却剂的密度，从而影响了慢化剂的慢化能力，共振吸收和中子泄漏几率增大。但整体而言空泡对反应性的影响不太重要。5） 功率系数与功率亏损功率系数综合了燃料温度系数，慢化剂温度系数和空泡系数。它表示为功率每变化1%时反应性的变化，即/1%，它在整个堆芯内总是负的。功率亏损为功率系数的积分值，它指的是反应堆功率变化时，向堆芯引入的反应性变化量，进行反应性平衡计算时很重要。硼反应性燃料的潜在反应性+0-1年控制棒束多普勒慢化剂温度系数氙+钐图2-2-10010-20-30-40-502010Ppm500Ppm1000Ppm1500Ppm2000Ppm100150200250300(Pcm/)cm图2-2-1 慢化剂温度系数随慢化剂温度的变化-3.0-4.0-5.0300400500600多普勒系数(Pcm/)EOLBOLPcm/FP-14-13-12-11-10-9-8-7EOLBOL图2-2-2.1 Doppbr 系数与燃料温度关系图2-2-2.2 Doppbr 系数随功率的变化 轴向图2-2-3-1控制棒对轴向通量的影响图2-2-3-2 控制棒对径向通量的影响F-12-14-16-18-20-22204080100600-500-1000-1500-2000-250020408010060功率系数Pcm/1%EOLBOLEOLBOL功率水平%功率水平%图2-2-5-1图2-2-5-2§1.5.4.3 热点因子、AO和I热点因子FQT描述了堆功率分布的均匀程度Pmax堆芯最大线功率密度 Pmoy堆芯的平均线功率密度FQT是一个不可测的量，为了适应堆功率轴向分布监控的需要，避免出现热点，对于FQT可以通过一个可以有效测量的中间量，即轴向偏移AO来监测。PH堆芯上半部功率 PB堆芯下半部功率轴向偏移AO是轴向中子通量或轴向功率分布的形状因子，它还不能精确地反映燃料热应力情况；对不同功率水平，尽管AO相同，但由于堆芯上、下部功率差异而产生的热应力和机械应力将不相同。例：PH=40%Pn PB=60%PnPH=20%Pn PB=30%Pn可见两种不同功率水平AO值是相同的，但堆功率为100% Pn时，上下部功率差异较堆功率为50%Pn时是偏大的，所以，还必须引入一个量，用以反映在给定功率水平下中子通量不对称情况，这就是轴向功率偏差I I=PHPB=AO·（PH+PB）= AO·P为了遵守DNB，燃料不熔化和LOCA准则，在实际运行过程中要求必须通过对某些可测参数的监督，来确定反应堆堆芯始终处于安全准则要求的限制范围内运行。这样就要求在AO与FQT之间建立一个遵守准则的关系式。在FQT与AO之间确定满足准则的关系，就确定了堆芯的安全准则。通过对第一循环不同燃耗时刻所有工况瞬态的计算分析，给出了堆芯不同状态下的轴向功率偏移AO与热通道因子FQT的对应关系。 1.75-0.035AO AO-2.71% FQT= 2.7 -2.7AO14.6%2.19+0.035AO AO14.6%§1.5.4.4 恒定轴向功率偏移秦山第二核电厂是采用恒定轴向功率偏移CAOC（Constant Axial Offest Control）控制方式设计的核电站。即在任何功率水平下保持同样的轴向功率分布形状，也就是以一个恒定的AO值作为目标来控制反应堆的运行。这个恒定的目标值AOref又称为轴向功率偏移参考值，其物理意义是：在额定功率稳定运行下，Xe平衡及控制棒全部提出状态下，堆芯自然存在的相对功率偏差。即：见图2.4.1由此可见，随着燃耗的加深，AOref由负向正变化。轴向功率偏差参考值Iref与AOref的关系式如下：Iref= AOref×Pr 见图2.4.2Pr%FP100AOrefOAOPr%FPIrefI%FP图2.4.1 Pr-AO关系图图2.4.2 Pr-I关系图在反应堆运行过程中，Iref（或Aoref）值随着燃耗变化而变化，因而需要通过试验的方法对Iref（或Aoref）进行定期修正。实际运行点I（或Ao）不可能完全与Iref（或Aoref）相符，一般允许在参考值的5%区域内变动。在额定功率水平下，I通常限制在Iref3%带状范围内变化。恒定轴向偏移控制法能够提高核电站运行的安全性和经济性。见图2.4.3。为防止堆芯熔化，正常功率水平下Pmax378.1w/cmAoref-5% -3%Iref 3% 5%0100I%FPPr%FP图2.4.3则对于秦山二期，Pavg=160.89w/cm从蝇迹图而知： 1.75-0.035AO AO-2.7% FQT= 2.7 -2.7AO14.6% 2.19+0.035AO AO14.6%为了控制需要，应将FQT-AO关系转换为P-I关系式。对于运行功率为P=0100%Pn，引入系数K=Pmax/160.89。由于 FQ= Pmax/（160.89×P）则FQ=K/P又因AO=I/P把上述两式代入FQT-AO关系式： K/175+002I I-0.154K P= K/2.7 -0.154I0.0665K K/2.19-0.01598I I0.0665KP-I保护梯形取Pmax5%w/cmK=5%/160.89=3.67 182.0+2.0I I-32.0% Pr = 118 -32.0%I16.6% 144.5-1.598I I16.6%P-I运行梯形取Pmax=378.1w/cm不考虑燃料芯块密实性能恶化时，在斑点图上，我们取FQ=2.69 （对于LOCA准则无必要，主要考虑供电能力），则 134.2+2.0I I-23.6% Pr = 87 -23.6%I12.7%107.3-1.598I I12.7%Pr(%)120070-7087-50500100Iref(%)物理极限物理极限物理极限物理极限I (%)I (%)050图2.4.4图2.4.5我们把保护梯形图和运行梯形图画在一张图上，图2.4.6。图中ABCDO梯形为堆芯不熔化的保护梯形。图中EFGHO为运行梯形。正常运行期间，即功率水平在87%100% Pn之间运行时，允许功率偏差Iref5%Pn范围内。图中AOD以下区域为物理不可能运行区域。0-1000508710011815-5+5AEHGDGFGBCP=IP=IP=159+1.81IP=113+1.81IP=105+1.69IP=149+1.69II(%Pn)图2.4.6 保护梯形与运行梯形运行梯形中遵循以下准则：·DNB准则：DNBR1.22(WRB-1公式)·堆芯熔化准则：Pmax590W/cm·LOCA准则：Pmax378.1 W/cm或Pmax446.1 W/cm运行梯形图主要是为了保证第一道屏障的完整性，确定梯形图的边界是非常重要。MODE A运行方式见图2.4.5，² P87%Pn: I=Iref5%Pn，如工作点接近Iref5%Pn边界时，应降功率运行。² 15%PnP87% Pn应维持Iref5%Pn范围内，超出运行带时间在12小时运行时间内累计不应超过1小时。² P15% Pn无限制。87-50500100Iref(%)物理极限物理极限I (%)050P= 101.3-1.598IP= 134.2-2.0I图2.4.7 秦山核电二期初步设计运行梯形图整个寿期内，由于堆芯上、下部功率的变化，会导致整个梯形图的变化，图2.4.7为秦山二期初步设计第一循环运行梯形图。分为两个运行区域，运行区域工定义为Iref5%运行带。正常运行过程中，功率变化时调节棒组需插入堆芯，从而导致堆芯轴向功率畸变，功率峰值要比不插控制棒时大得多。这种情况下对功率分布控制要严格得多，区域I就是这种设置的，区域I左、右边界为自动降功率信号C21，（图2.4.8）,功率小于87% Pn不受此限制。运行区域用以所有控制棒组抽出堆芯的运行状态，左边界是遵守LOCA准则而定，右边界为了避免严重的Xe振荡和遵守LOCA准则。2%2%2%C21预警线2%C21图2.4.8-5%+5%Iref2100%P %PnI1.5.5 核电厂的停运§1.5.5.1 热停堆核电厂的热停堆是暂时性的停堆，冷却剂系统保持热停堆零负荷时的运行温度和压力，二回路处于热备用工况，随时准备带负荷继续运行。1) 反应堆次临界，Keff0.99；2) 一回路温度由GCT控制；3) 一回路压力由稳压器自动控制；4) 至少有一台主泵运行；5) 至少有一个源量程测量通道和一个中间量程测量通道运行。§1.5.5.2 冷停堆这种转换包括两个阶段：a) 冷却到180冷却这个阶段，至少一台冷却剂主泵保持运行以便把堆芯热量传到二回路。稳压器恒定输出电加热器切除，通过GCT冷却一回路， 冷却速率不大于28/h；保持连续喷淋，稳压器冷却速率控制在56/h，稳压器和冷却器环路之间温差限制在50至100之间。冷却剂收缩由RCV自动补偿，稳压器水位自动控制。降压冷却一开始，RCP的压力控制就改为手动操作。系统降压时，监测压力的变化情况，使压力和温差值维持在规定的范围内。当压力和温度达到2.8MPa和180时，RRA必须可用。b) 冷却到180以下冷却由RRA完成，经RRA的热交换器导出余热，流量手动调节，以限制冷却速率不大于28/h。当温度达到70时，主泵停运，并继续冷却至60。压力控制冷却时，压力保持恒定，由稳压器喷淋和比例加热器手动控制压力，稳压器水位自动控制。汽腔消失后，手动控制稳压器水位，增加上充流量至汽空间消失。稳压器满水后：1) 上充流量恢复到正常值；2) RCP压力由RCV013VP按RCP方式控制；3) 喷淋阀全开；4) 比例加热器关。c) 其它运行加硼开始冷却前，根据最终要达到的工况，把硼浓度调到期望值，由REA完成。除气如果停堆的目的是为了维修换料，则必须对冷却剂除气以减少放射性气体含量。停堆的第一阶段，启动RRA前，通过增加下泄流量和改变RCV002BA至90%水位量程以上进行除气。停堆第二阶段，RRA投运时，由TEP除气塔来完成。冷却剂取样为监测校核起见，冷却过程中，定期检查水化学和硼浓度。§1.5.5.3 维修和换料冷停堆RRA冷却RCP以达到维修或换料冷停堆状态。RCP压力通过RCV013VP调节而降低。当压力降到0.3Mpa时，RCV002BA建立较高压力，上充泵停运，由RCV002BA的重力给水保证主泵密封。通过RRA和RCV进行净化，PTR作为RRA的备用。为了换料，通过PTR001/002和RIS001/002PO向堆腔注水。