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第六章压水堆核电厂的调试与运行6.1压水堆核电厂的调试一座大型压水堆核电厂建设工程可以分为设计、制造、建造、调试与运行几个阶段。调试启动过程是核电厂投产前的工程阶段，在此过程中，需要进行各种必要的试验，以保证安装好的各个部件、设备和系统，及整个电厂都能按设计要求及有关准则正确的运作。核电厂的调试启动的三个主要阶段是：A阶段：预备运行试验B阶段：装料，初始临界和低功率运行试验C阶段：功率试验A阶段：预备运行试验1设备初步试验每一台设备安装完毕，都必须进行单独试验，以检查设备安装是否正确及能否达到设计所要求的性能。2基本系统试验对互相并联的若干基本系统进行联合功能检查，又可分为冷态性能试验与热态性能试验两个分阶段：1）冷态试验对一回路主系统进行压水试验和冷态试验。冷态试验结束后安装设备与管道的热绝缘。2）热态试验利用冷却剂泵和稳压器电加热器对一回路升温升压至额定参数，试验核蒸汽供应系统的热态功能。如无外汽源，在一回路热态试验时，对二回路进行热态试验。在热态试验结束后，要进行一次全面检查，包括第一次在役检查（又称役前检查），作为运行中在役检查的基础，并做好装料前的准备工作。B阶段：装料、初始临界和低功率运行试验目的：证实核反应堆已处于能够启动的状态，证实冷却剂、堆芯、反应性控制、核反应堆物理参数和屏蔽等特性都能满足核电厂运行的有关安全要求。1装料和次临界试验按规定程序进行装料，以保证安全和正确的装载；装料后在核反应堆处于次临界状态时，为确定冷却剂流动特性以及核反应堆控制设备的可运行性，进行一些性能试验。2启动到初始临界按预定步骤，有次序地提升控制棒，改变堆内反应性，逼近临界。必须连续的监测和分析反应性的变化，确保初次启动安全。3低功率试验按核反应堆设计要求，在把核反应堆功率维持在足够低的水平情况下，进行持续时间较长的系统流动性能试验和冷态、热态性能试验。证实核反应堆已具备较高功率水平下运行的条件。调试启动的意义：从大量试验数据中，验证核电厂的建设和设备安装质量是否符合设计标准；通过核电厂运行瞬态和在假想事故条件下运行特性的检验，验证是否符合设计要求，以确保核电厂安全、可靠地投入运行，并可为设计、制造与施工的改进提供参考；验证运行限值和运行条件，检验运行规程和事故处理规程是否恰当；通过调试启动，使运行人员熟悉核电厂的性能和各种设备与系统的操作。调试启动的管理调试启动是一项复杂的技术组织工作，必须周密地计划和实施调试。制定一份详细的调试大纲，并且明确规定调试大纲各个部分的实施和报告的责任；调试大纲必须经国家核安全局批准；在制订和实施整个调试大纲期间，营运单位必须和国家核安全局保持密切的联系。6.2压水堆核电厂的运行压水堆核电厂的标准运行状态有换料、冷停堆、次临界中间停堆、热停堆、热备用、反用堆带功率运行。1换料停堆允许作换料操作的停堆。此时，压力容器已打开，顶盖已吊起并移走，燃料组件在压力容器的堆芯内，核反应堆换料水池充满含硼水。2冷停堆核反应堆有很深的次临界度，一回路水的平均温度低于90℃，压力容器封闭，一回路可能处于受压状态，冷停堆又有两种状态：维修冷停堆，这时一回路平均温度在10℃至70℃之间，是敞开的，一回路水部分排空，可以对一回路设备进行维修；正常冷停堆，该状态时压力容器是密封的，一回路至少用稳压器的一个安全阀组进行保护。3次临界中间停堆核反应堆有足够的负反应性，处于次临界状态，一回路平均温度处于90℃至291.4℃之间。有两种不同的运行工况：在稳压器内没有形成气泡，一回路温度在90℃至177℃之间，这是单相次临界中间停堆状态；在稳压器内形成气泡，一回路温度处于120℃至291.4℃之间，这是正常的两相次临界中间停堆状态。4热停堆核反应堆处于次临界，一回路平均温度为291.4℃，相当于空载条件。5热备用核反应堆为临界状态，然而产生的功率很小（≤2%额定功率Pn）,蒸汽的绝大部分排向大气或凝汽器。6核反应堆带功率核反应堆在临界状态，所产生的功率＞2%Pn，可分为两种运行状态：核反应堆控制：手动方式，运行在大于2%Pn而小于15%Pn的低功率工况；核反应堆控制：自动或手动方式，运行在大于15%Pn而小于（或等于）100%Pn范围内，带功率运行。6.3压水堆核电厂的维护1核电厂运营单位在运行开始之前必须制定出为安全运行所必需的建筑物、系统和部件的定期维修、试验、检验和检查的大纲。大纲必需存档，并便于国家核安全部门查验。2核电厂运营单位必须作出安排，由合格的人员使用合适的设备和技术完成符合要求的定期试验、检验和检查。3维修、试验和检查大纲必须计及运行限值和条件，以及其它适用的核安全管理要求。4必须确定安全重要的核电厂构筑物，系统和部件维修、试验、检验和检查的标准和周期，使其可靠性和有效性与设计要求保持一致，并保证运行开始后，核电厂的安全状态不致受到有害的影响。5构筑物、系统和部件的维修、试验、检验和检查的频度必须根据它们的相对重要性而定。同时，要适当地考虑到其功能失效的概率和维修时人员所受辐照，保持合理可行尽量低的要求。6核电厂投入运行后，进行的定期检查叫做在伇检查。检查时对核反应堆冷却剂压力边界的耐压设备（如容器、管道）进行无损探伤，并与伇前检查（又称基准检查）进行比较，判断原有缺陷有否扩展、有否新的缺陷等，以确保压力边界的安全性。有些情况下在伇检查工作也扩大至辅助系统和安全保护系统的设备。7在伇检查的时间间隔，一般为电厂运行开始后每10年检查一次，每次作100％检查。第七章压水堆核电厂的安全分析与辐射安全7.1压水堆核电厂的安全分析核安全的最高目标是辐射安全，即工作人员、居民和环境免遭放射性危害，辐射照射保持合理可行的尽量低水平，在正常和事故下，放射性剂量水平低于规定限值。AsLowAsReasonablyAchievable(ALARA原则）为了实现核安全的最高目标，又设定了如下核安全技术目标：充分的安全余量防止事故发生；确保严重事故发生概率极低；在事故下放射性危害极小。核电厂在技术上从三个方面控制核安全，即核安全的三要素：反应性控制，即在任何情况下都要保证核反应堆能及时停堆，使核反应中止。重要的措施有：确保反应性负反馈设计；核反应堆有两套独立的停堆系统；失水事故时，安注系统注入含硼水等。堆芯冷却，即在任何情况下都要保证堆芯的冷却。重要的措施有：正常运行时，保障蒸汽发生器的热阱功能；机组停运时保障余热排除系统的功能；泵停运时，依靠泵的惰转及自然循环使一回路有足够的流量排出堆芯剩余功率；失水事故时，保障安注系统投入。放射性物质屏蔽和包容，即在任何情况下都要保障放射性射线屏蔽，无放射性物质泄漏进环境。重要的措施有：在正常运行时，对一回路冷却剂中的放射性物质采取净化；安全壳保持负压；保障放射性物质的四道屏障的结构完整，所谓四道屏障分别指：燃料芯块、燃料包壳、一回路压力边界和安全壳。为了使核安全的三要素得到保证，核电厂的设计提出了四种概念的安全性，即：固有安全性，即核反应堆固有安全特性。例如负温度系数、负空泡系数属于此，其含义是：堆芯温度的异常升高或冷却剂的汽化导致核反应堆自动引入负反应性，使反应堆功率下降，阻止堆芯温度进一步升高。具有负温度系数的核反应堆，其反应性的控制易于实现。核反应堆设计中，要求有充分的固有安全特性。非能动安全性，即依靠自然力如重力、惯性力等自动实现安全功能，获得极大的可靠性。如自然循环排出余热，重力使安全棒下落，依靠泵的惰转维持一回路泵停运后的足够流量来排出余热等。现代先进型核电厂大量采用非能动安全技术。能动安全，即依靠能动部件实现安全功能。能动部件存在失效的可能性，为了确保能动部件的可靠，核电厂往往采用冗余原则、多样性原则、独立性原则，防止共因失效、失效传播，确保核电厂安全。纵深防御原则，即提高安全余度、多层次纵深防卫的原则。例如为了防止核电厂失去外电源，核电厂有两套独立供电电网，三套独立柴油发电机组，此外还有多套蓄电池组。核电厂在整体安全上则采用纵深防御原则，设有五道防线。第一道防线：精心设计，精心施工，确保核电厂的设备精良；有严格的质量保证体系，建立周密的程序，严格的制度和必要的监督，加强对核电厂工作人员的教育和培训，防止故障发生。第二道防线：加强运行管理和监督，及时正确处理不正常情况，排除故障。第三道防线：设计多层次的安全系统和保护系统，防止设备故障和人为差错酿成事故。第四道防线：启用核电厂安全系统，加强事故中的电站管理，缓解事故。第五道防线：厂内外应急计划，努力减轻事故对居民的影响。此外，核电厂还具有抵御自然灾害的能力。地震、海啸、热带风暴、洪水等自然灾害时，厂区附近发生堤坝坍塌、飞机坠毁、交通事故和化工厂事故时，反应堆能安全停闭，保持结构完整，无放射性物质泄漏。通过上述分析，可以说明核电是一种安全能源。核电的安全性可以通过概率安全分析来定量描述。核反应堆最严重的事故是堆芯熔化事故。大亚湾核电厂的压水堆的堆芯熔化概率为2×10-5/堆年，对1台压水堆来说，5万年才有可能发生1次这样的事故；对5万台压水堆来说，1年才可能有1台发生这样的事故。按目前世界441台机组来说，100年才有1台机组发生堆芯熔化事故。所以压水堆发生严重事故的概率极其低。7.2切尔诺贝利核电厂与三里岛核电厂的比较三里岛核电站事故切尔诺贝利核电站事故堆型压水堆石墨水冷堆（固有安全好）（固有安全差）反应性负反馈反应性正反馈有安全壳无安全壳后果无人伤亡，29人伤亡，轻微放射性物质释放大量放射性物质释放比较说明作为中国核电开发基本堆型的压水堆具有相当高的安全性，不可能发生切尔诺贝利核电厂那样的灾难。7.3核电厂的辐射安全辐射对生物的伤害有如下几种形式：能量传递给生物分子或原子使其电离和激发；使生物分子链断裂产生基因变异；使水分子变化产生自由基及活化分子(如H,OH,H2O2H2O+等辐射产物)损害生物分子。表示辐射的损伤能力的物理量有照射量反映射线电离能力，表示为X=dQ/dm，其中dQ为单位电离电荷，dm为吸收物质单位质量，X的单位为伦琴；吸收剂量反映射线被物质吸收的能量，表示为D=dE/dm，其中dE为物质吸收的单位能量，dm为吸收物质单位质量，D的单位为拉德；当量吸收剂量反映辐射对人体的伤害，表示为H=QDN，其中Q为不同射线品质因子，N为修正因子，对于外照射N=1，而对于内照射N1，H的单位为雷姆或希沃特(Sv)。辐射的屏蔽用水、混凝土、硼和铅等物质。水是优良的中子和屏蔽材料，所以核电厂乏燃料的操作都是在水下进行。硼是阻挡中子的优良材料，铅等大比重致密物质是屏蔽射线的优良材料。混凝土中含有结晶水，有的还掺有硼和铅，所以混凝土也是辐射屏蔽材料。压水堆的安全壳是用壁厚1米左右的钢筋混凝土构成的，所以有很好的屏蔽功能。国家核安全局、地方环保部门及核电厂自身对核电厂内外进行实时辐射监测。定时或定期对厂区工作人员的个人剂量进行测量和管理，对核电厂内外的大气、土壤、水体进行放射性核素的抽样检测。宇宙万物是核反应的产物，所以宇宙中和地球上到处都存在放射性射线。在地球的高本底地区当量吸收剂量高达3.7mSv/年；人们从砖房中受到的当量吸收剂量达0.75mSv/年；从宇宙射线，0.45mSv/年；从水、粮食、蔬菜、空气，0.25mSv/年。因为这些剂量远远低于人体承受限值，所以对人体没有产生任何影响。由下表可知，大压湾核电厂的运行对周围居民的辐射剂量仅为0.018mSv/年，远远低于国家和国际标准限值，所以我们对核电厂的核辐射问题无须任何担心。GB6249-86压水堆运行0.25mSv/年0.018mSv/a（实测）基准事故5mSv/事故0.5mSv/事故（计算）超基准事故100mSv/事故5mSv/事故（计算）GB6249-86大压湾压水堆实测居民1mSv/年0.018mSv/年职业人员20mSv/年8.15mSv/年（2000年最大个人记录）说明国际标准安全性经过50多年验证最大剂量的90%集中在换料期间的极其少数人员（98%的员工所受剂量小于5mSv/年）第八章压水堆核电厂安全管理