压水堆核电厂运行.doc

压水堆核电厂运行

• 1.正常运行和运行瞬态
• 正常运行是指核电厂功率运行、燃料更换、维修过程中，频繁发生的事件。
• 要求： 不触发停堆，放射性后果无影响。
• 主要包括：
1）稳态和停堆运行
2）带有允许偏差的运行
3）运行试验
• 2.中等频度事件：
• 发生频率：＞10-2/堆年
• 要求：最坏的结果，导致紧急停堆，可以很快恢复运行，放射性后果无影响。
• 3.稀有事件：
• 发生频率：10-4-10-2/堆年
• 要求：允许少量元件破损，堆芯几何形状不受影响，放射性后果对公众无影响。
• 4.极限事故：
• 发生频率：10-6-10-4/堆年
• 要求：事故缓解系统正常。
• 后果：后果严重，但要求放射性不致使公众健康和安全受到危害。

• 针对三道安全屏障的安全限值
• 1）保证燃料包壳完整性
• 如燃料芯块温度≤2800℃ 、DNBR≥1.22
• 线功率密度≤590W/cm等。
• 2）保证冷却剂边界完整性
• 冷却剂压力≤16.55MPa、冷却剂温度≤343 ℃等
• 3）保证安全壳的完整性：
• 安全壳压力≤0.13MPa、壳内平均温度≤145 ℃、峰值压力下泄漏率≤0.3%等。
• 有些安全限值是无法直接测量的，如DNBR、线功率密度、燃料芯块温度等，可以通过其他可测量的参数加以限制，如堆芯热功率、冷却剂温度、压力、流量等。

加热升温
• 为什么要加热升温：
①保证慢化剂温度系数为负值
②保护系统的仪表工作在正常范围
③稳压器能在有汽腔情况下处于可运行状态
④反应堆压力容器远离最小脆性转变温度
⑤其他原因：如水化学的原因、水泵的原因等。

• 由什么来进行加热升温：
主要靠一次水泵来加热升温。为了保证稳压器容积里的水和一次主回路的水同时升温并建立汽腔，稳压器的断续式加热器也投入运行。
加热升温的初始条件
• ①反应堆冷却剂系统
• ·反应堆冷却剂系统含稳压器已完成充水排气，处于水实体状态；
• ·反应堆冷却剂内的硼浓度为冷停堆模式的硼浓度；
• ·反应堆冷却剂系统的温度维持在60℃以下；
• ·反应堆冷却剂系统的压力维持在0.345至0.689MPa（表压）；
• ·反应堆冷却剂泵处于可运行状态。
• ②化学与容积控制系统
• ·化容上充、下泄系统处于正常运行，以维持反应堆冷却剂系统压力和反应堆冷却剂泵轴封供水；
• ·化学系统内所有净化床处于硼饱和状态；
• ·容控箱内用氮气覆盖，压力维持在0.10至0.16MPa之间；
• ③余热排出系统余热排出系统与反应堆冷却剂系统构成环路，余热排出泵在运行，反应堆的衰变热由余热排出系统排出，并维持反应堆冷却剂系统温度在60℃左右；
• ④安注系统和喷淋系统
·安注信号已闭锁；
·安注系统处于安注备用；
·安注箱出口隔离阀门已关闭；
·安全壳再循环地坑出口阀门已关闭；
·安全壳喷淋系统处于备用；
·换料水箱水位、硼浓度满足技术规范要求。
• ⑤反应堆补给水系统反应堆补给水箱的水位，浓硼箱的水位、硼浓度均满足技术规范要求。⑥主蒸汽系统的主蒸汽隔离阀门及其旁通阀门关闭蒸汽发生器的宽量程水位计指示正常。
• ⑦蒸汽发生器可由辅助给水系统供水。
• ⑧供电系统由两个以上独立外电源供电厂用电正常应急柴油发电机组处于备用状态。
• ⑨设备冷却水和重要冷却水核岛冷却水运行正常。

加热升温过程中的注意事项
• 1> 至少必须有一台反应堆冷却剂泵或余热排出系统处于运行状态，才能开始稀释反应堆冷却剂的硼浓度。
• 2> 反应堆冷却剂系统的升温速率一定不能超过技术规格书中规定的最大允许值的二分之一。
• 3> 稳压器的升温速率不应超过技术规格书中规定的限值。
• 4> 如果稳压器和喷淋液之间的温度差超过160℃，则不允许使用喷淋。
• 5> 在稳压器建立正常水位之前，反应堆应维持在次临界状态。
• 6> 反应堆冷却剂平均温度大于260℃时，其总的比反应性不应超过技术规格书中的限值。
• 7> 除非反应堆处于冷停堆模式，否则，安全壳的完整性绝不允许破坏。
• 8> 安全壳的完整性有缺陷时，除非停堆深度保持在4%△k/k以上，否则，不允许用稀释硼的方法向反应堆内引入正的反应性。
• 9> 除非反应堆处于冷停堆模式，否则，安全壳的完整性绝不允许破坏。
• 10> 安全壳的完整性有缺陷时，除非停堆深度保持在4%△k/k以上，否则，不允许用稀释硼的方法向反应堆内引入正的反应性。
• 11> 任何时候（包括反应堆停闭或控制棒插入堆芯），进行稀释硼操作时临界度必须是可预计的。
• 12> 在涉及硼浓度变化的任一步骤时，如果任一个源量程通道的中子计数率增长一倍或更多时，必须立即停止操作，直至对该情况作出满意的评估为止。
• 13> 停堆棒组在反应堆停闭后必须全部提出堆外，以克服无论是由于硼或氙的变化，还是由于反应堆冷却剂温度变化所引入的反应性变化，但这一原则对下面情况可以例外：
a.反应堆冷却剂系统至少已经硼化到热氙的任意硼浓度，并且维持在热停堆模式。核电厂厂长或他指定的人批准可用插入控制棒的方法替代。
b.反应堆冷却剂系统已经硼化到冷停堆模式的硼浓度，且正在进行加热。核电厂厂长或他指定的人批准用加热的方法替代。
• 14> 若停堆棒组不能提出反应堆时，反应堆冷却剂系统则必须按照所需要的条件进行硼化，且硼浓度必须用取样的方法加以确认。在加热升温之前，停堆棒组必须全部提出反应堆之外，控制棒组A、B、C和D四组则应提离底部5步。
• 15> 反应堆冷却剂的硼浓度在明显变化之前，需启动稳压器电加热器，允许稳压器喷淋阀调节稳压器至反应堆冷却系统之间的硼浓度。注意上述适用于稳压器水位已经建立之后的情况。
• 16> 用于控制平均温度Tavg，或温差△T的通道在退出工作之前，通过消除适当的开关或按钮，将该通道退出反应堆控制系统。稳压器水位、给水流量或蒸汽流量在退出工作之前，在类似的控制台、盘上应选择替代的通道来控制动作。核电厂二次侧暖管、缓慢的蒸汽排放和调节给水过程中，必须小心谨慎，防止反应堆冷却剂系统突然冷却。注意反应堆接近临界或低功率时，这一要求特别重要。
• 17> 余热排出系统运行时，反应堆冷却剂系统的压力不允许超过3.16MPa。
• 18> 反应堆冷却剂系统的压力必须维持在与反应堆压力容器加热，冷却限制曲线和压力--温度曲线相一致。随着加热升温的进展，绝不允许系统的受压力在曲线之外。

运行P-T图（大刀图）
把反应堆标准运行的温度、压力限制标注在P—T图上，则构成了RCP标准工况P—T图。对于核电厂从换料到功率运行的反应堆标准运行方式，温度和压力都必须控制在限制的范围内，设备安全才得以保障。下面就RCP标准工况（P—T）图上的各限制线加以简要说明。

290.8

9-功率运行
8-热备用
7-热停堆
6-正常中停堆
5-两相中停堆
4-单相中停堆
3-正常冷停堆
2-维修冷停堆
1-换料冷停堆
177
2.7

• 19> 如果为了维修停闭核电厂，且其间反应堆冷却剂系统又曾经被打开过，为了保证系统严密所作的不少于泄漏试验，对温度的要求应满足脆性转变温度（NDT）的要求 。
• 20> 反应堆冷却剂系统温度低于176℃，且无向安全壳内泄漏时，两只卸压阀都应该是可运行的。
• 21> 主蒸汽隔离阀处于关闭时，应开启所有主蒸汽管道上和主蒸汽隔离阀的连续疏水阀门，以防止因通过安全阀或大气释放阀的开启引起水的冲击。由增加排放管线的蒸汽排放量或增加排放管线上的温度进行核实。

加热升温运行操作的几个主要过程
• 1）除氧：N2H4+O2=2H2O+N2
• 2）加药：目的是调整PH值，采用LiOH（99.99%7Li）
原因是10B+n→7Li+4He
6Li+n→3H+4He（所以不能含6Li）
• 3）稳压器建立汽腔
减少上充流，增大下泄流
• 4）提升停堆棒组和调整硼浓度
源量程＞0.5计数/s，为何？
• 5）将各种专设安全设施置于备用状态
• 6）热停堆模式确认
反应堆启动至最小功率
趋近临界过程的几个问题
• 中子源的作用：
提供本底中子，利于探测器测量，提高启动的测量准确度和克服测量盲区来保证启动安全。

• 次临界公式的推到：
假设外中子源和中子通量都是均匀分布的，S0是每代从中子源放出的中子数，有效增殖系数为Keff。
第一代末堆内中子数为N1，则N1=S0+S0Keff=S0(1+Keff)
第二代末堆内中子数为N2，则N2=S0+N1Keff=S0+[S0(1+Keff)]Keff=S0(1+Keff+ )
以此类推，第m代末堆内中子数为Nm，则Nm=S0(1+Keff+ +……+ )
因为反应堆处在次临界状态，Keff＜1，热堆中的中子代时间约为1E-4s左右，这意味着每秒钟内中子循环成千上万次，所以m值相当大（m→∞），因此上式可以近似表示为一个无限等比级数：
N=S0/（1-Keff） 即为次临界公式。
• 次临界公式的适用范围：
只有次临界的情况下适用，当中子通量达到一定程度以后，中子源不再是中子源，而是吸收体。
• 1/M外推法确定临界棒位
由于S0和Keff都是未知数，因此不能直接通过次临界公式得到临界棒位。必须用1/M外推法得到。
M=N/N0

• 实际应用中应注意，采用1/2外推法，逐渐接近临界。
即下一次提升到的棒位（h2）是现时棒位（h1）和预推临界棒位的1/2处。
• 问题：外推曲线可能出现凹形曲线和凸型曲线，那种曲线更安全？
理想的1/M外推曲线是直线，但
实际上1/M曲线可能是凹形，也可能是
凸形。虽然两种情况的最终外推结果是
相同的，均为hc，但凹形曲线比凸形曲
线要安全，因为凹形曲线得到的过程临
界棒位比实际的临近棒位要低。
• 为了安全起见，启动过程中，至少要有两套完全独立的源量程核仪表系统工作正常，否则，反应堆不能启动。
• 反应堆启动前，首先得进行临界条件估算（ECC），以便在启动前对临界硼浓度或临界棒位做到心中有数，其结果作为启动趋近临界的依据。所考虑的因素有控制棒位、功率亏损、毒性（氙毒和钐毒）及硼浓度变化等，忽略了温度微小变化对反应性的影响。
• 通常有两种情况：
①已知堆的临界硼浓度，需要确定临界棒位；
②已知预期临界的棒位，确定临界硼浓度。

• 实际上，临界条件估算是进行反应性的平衡计算。
• 功率亏损是反应堆功率每变化百分之一时反应性的变化。功率亏损在整个堆芯寿期内都是负的。功率亏损系数是燃料温度系数（Doppler系数）、慢化剂温度系数和空泡系数的综合。
临界条件估算

状态1
状态2
反应性变化
控制棒价值的变化
-190
？
？-（-190）
硼浓度的价值变化
444ppm
425ppm
-19×（-11）
氙毒的变化
-2600
-3200
-600
钐毒的变化
-685
-690
-5
功率亏损
-1220
0
1220

• 最高临界棒位和最低临界棒位的确定 ：
最高临界棒位：在估计临界棒位的反应性当量值上再加500pcm的反应性值作为最高临界棒位；
最低临界棒位：在估计临界棒位的反应性当量值上再减500pcm的反应性价值的棒位，与控制棒在零功率时的插入极限进行比较，棒位高者作为最低临界棒位。
• 不能把估计临界条件作为固定不变的因素认定；每次开堆临界棒位是不一样的（即使估计的临界棒位一样）。
• 在操作过程中，若高于最高临界棒位，反应堆仍不能临界，则立即插入所有控制棒（不包括停堆棒），重新进行临界条件估算；
• 若临界棒位低于插入极限，应立即加硼，并同时将所有控制棒组插入反应堆内，重新进行临界条件估算；
• 若实际临界棒位与预计的临界棒位相差的反应性当量值达500pcm以上时，必须查明原因，否则不允许提升功率。

• 设置最低临近温度的原因：
①慢化剂温度系数为负值
②保护系统的仪表工作在正常范围
③稳压器能在有汽腔情况下处于可运行状态
④反应堆压力容器远离最小脆性转变温度
⑤其他原因：如水化学的原因、水泵的原因等

• 临界点选取在中间量程1E-8A
①可以不考虑源中子的影响。当中间量程达到1E-8A时，堆内的中子通量水平已经足够高，完全可以覆盖源中子的影响。
②中间量程达到1E-8A时，反应堆的发热量足够小，仍然在加热点（POAH）（1E-5A）之下，慢化剂的平均温度不会发生变化，可以不考虑温度系数的影响。

反应堆到达临界点时，应记录到达临界的时间、控制棒位、硼浓度、冷却剂平均温度、反应堆功率等参数。

反应堆启动的初始条件
• ①核电厂反应堆启动通常都是在无负荷平均温度，并且在慢化剂温度系数为负值的温度下进行，一般规定在280℃以上。
• ②如果必要，在启动前可将反应堆冷却剂中的硼浓度调至所需值。对核电厂反应堆启动来说，应先选择一个临界棒位，然后将硼浓度调节到该棒位下达临界的浓度。临界前控制棒必须提到其“插入极限”之上，确保有足够的负反应性，以满足停堆深度的要求。
• ③反应堆启动前，要进行控制保护系统的功能检查，确保源量程和中间量程核仪表通道运行正常。应记录源量程和中间量程通道的指示，闭锁停堆源量程高通量报警信号。
• ④如果停堆棒组尚未提起，先提起停堆棒组，然后提升控制棒组使反应堆达临界。
• ⑤当反应堆功率升到中间量程1×10-8A时，维持中子通量稳定，记录临界数据（棒位、平均温度及硼浓度）。
• ⑥反应堆功率升至功率量程有指示或中间量程5×10-6A左右时，反应堆产生显热。维持其功率水平，以便给汽动主给水泵暖管并将其投入运行。蒸汽发生器的给水由辅助给水系统切换到主给水泵。
• ⑦将反应堆功率提升到2%~5%额定功率，准备汽轮机冲转。

启动过程中的注意事项
• ①至少应有一台反应堆冷却剂泵在运行，反应堆才能进行趋近临界操作。
• ②慢化剂温度系数大于技术规格书允许值时（即在最低临界温度以下），不允许使反应堆达临界（除低功率物理试验期间外）。
• ③除反应堆处于冷停堆模式外，安全壳的完整性不应被破坏。
• ④在进行控制棒提升或硼稀释操作时，临界点必须是可预计的。
• ⑤反应堆启动率不允许每分钟超过1个量级（1DMP）。
• ⑥若是为培训或没有把握确定氙毒时，必须采用计数率倒数曲线图的方法即外推法来指导反应堆趋近临界。
• ⑦反应堆在次临界时，不允许同时用两种不同的方式向反应堆内添加正反应性（除在氙毒衰变期间，由于氙衰变引入低的控制棒插入速率，此时可由操纵员进行正的反应性添加外）。
• ⑧反应堆冷却剂中的氢浓度在达到限值之前（15cc/kg，标准温度、压力下），不允许提升反应堆功率。
• ⑨反应堆临界后，控制棒组必须维持在其规定的“插入极限”（低--低报警）之上，以保证在反应堆紧急停堆时，有足够的停堆深度，保证维持有最大的弹棒反应性限制，并保证有可接受的堆芯功率分布。在功率运行时，如果出现控制棒组“插入极限”（低--低报警）信号，则应根据异常应急加硼操作规程立即启动硼化。
• ⑩.临界棒位不应低于棒的“插入极限”，但也不应偏离计算值太多，以致超出比现行管理指令或命令规定更多的反应性。
• 11.任何时候，如果失去强迫循环，应参考“利用自然循环控制核电厂的温度和压力”规程。
• 中毒阶段启堆时，氙毒向堆内引入更多的负反应性。所以在反应堆临界后如果不投入自动运行的话，反应堆会回到次临界状态，即得不到一个固定的临近棒位。
• 消毒阶段启堆时，氙毒向堆内引入的负反应性越来越少，这时容易发生短周期事故，比起中毒阶段的启动来说风险要大一些。
功率运行注意事项
• ①在汽轮机启动和升负荷过程中，蒸汽发生器水位是非常不稳定的，并且有水位隆起之趋势。为便于控制起见，应维持蒸汽发生器水位在窄量程指示逼近一个报警或停机点，维持汽轮机负荷不变直至水位恢复到正常范围。要避免给水调节阀门的大开或大关，因为这样会引起蒸汽发生器水位突变。
• 蒸汽发生器水位过高，可能淹没
干燥器，使出口蒸汽的湿度增加，
损害汽轮机叶片。
• 蒸汽发生器水位过低，会导致一
回路冷却剂温度升高，堆芯冷却
不足，还可能导致蒸汽发生器传
热管损坏。
• ②要避免汽轮机运行在5%额定功率以下。
因为低负荷运行状态下，蒸汽流量较低，低压缸排汽不畅，造成末级叶片处出现排汽再循环，使排汽温度和末级叶片温度升高，造成叶片损坏。
• ③为了防止轴向氙振荡，维持功率峰因子在允许范围内，必须确保轴向通量偏差在运行靶带内。
在功率运行的各个阶段（除短期的瞬态外）控制棒都基本保持在全部提出的状态。升功率的过程中既然控制棒已完全提出，那么与功率增加有关的功率亏损，必然由稀释硼而非用提棒方法来克服。
由于稀释硼是一个缓慢的过程，要想维持轴向中子通量偏差在限制带内，就不可能维持大于2%/min的功率变化。
• ④反应堆一旦临界，控制棒组的棒位必须维持在各自的“插入极限”之上。
• ⑤停堆棒组和控制棒组A和B必须完全提出堆外，控制棒组C和D至少要提到规定的限值之上。保持提起的控制棒棒位，确保有足够的有效的负反应性，以满足万一发生紧急停堆时所要求的停堆深度。
• ⑥反应堆换料后，从20%额定功率至100%额定功率范围的首次功率提升限值应遵守技术规范（一般是3%/h）。其后，该限值要视达到的最大功率水平和在此功率水平上的时间而定。若需要，功率提升速率可为5%/h。
• 堆功率分布必须保持在限制之内，必须保证燃料元件包壳的完整性。要做到这点，监督堆芯功率分布必须遵循堆芯不熔化的两条准则：
• 在所有运行条件下，在整个堆芯寿期内，燃料芯块的最高温度应该低于二氧化铀的熔化温度（2280℃），它对应的功率线密度约为755W/cm。实际上，功率线密度应低于设计的功率线密度590W/cm（2260℃）。
• 在所有运行条件下，堆芯任何位置上的燃料元件表面，都不允许发生偏离泡核沸腾现象，即实际的热流密度都不能达到临界热流密度（偏离泡核沸腾热流密度和干涸热流密度的统称）。
美国堆：DNBR<1.3 法国堆：DNBR<1.22
• 棒控制中包括两个线路，即功率失配与温度失配线路。
• 功率失配线路对负荷的变化能提供较快且稳定的响应。输入到此线路有两个信号，即汽轮机负荷和核功率。功率失配线路监视此二信号，并只在这两个信号之间存在有变化率时，才提供一个输出信号。变化率越大，则从“率比较器”的输出就越大，通过求和单元线路，输入到反应堆控制单元，最终将引起控制棒的动作。
• 核功率随着控制棒的下插而下降。平均温度Tavg总的趋势是随着核功率下降而下降。随着时间的增长，控制棒下插速度变慢，这是由于功率失配变化率改变了方向。此时，核功率下降快于汽轮机降负荷，尽管仍然Tavg大于Tref。最后，控制棒又有所提升。这是由于稳态运行时，功率失配线路不产生稳态误差信号。
此时，温度失配线路起着精细控制的作用。输入到此线路也有两
个信号，即最高的平均温度Tavg和参考温度Tref。这种情况下,
求和单元里Tavg和Tref比较，如果比较信号超过规定范围
（+0.3℃，－1.4℃），棒将动作。当Tavg＞Tref时，棒下插；
相反，当Tavg＜Tref时，棒上提。

稳压器水位控制
• 稳压器的水位是由上充流量和下泄流量的大小来控制的。正常运行时，下泄流量是不变化的。稳压器水位是通过改变上充流量来控制的。

• 上充流的变化取决于稳压器内实际水位Lact与参考水位Lref的差值。当Lact＜Lref时，增大上充流量；当Lact＞Lref时，减小上充流量。
蒸汽旁排有两种控制方式：
平均温度控制方式和蒸汽
压力控制方式。在功率运
行时，它处于平均温度控
制方式。
• 在Tavg-Tref大于蒸汽旁排需求范围时，蒸汽旁排需求仪表就有读书，但只有在降负荷和汽轮机停机两种情况下，蒸汽旁排阀才会打开。
• 蒸汽旁排系统不能降低反应堆冷却剂温度，它只能限制反应堆冷却剂温度上升的太高。

运行中的负荷瞬变
• 各参数之间的相互关系：
1）稳压器压力与冷却剂的平均温度Tavg有关，其变化趋势基本一致；
2）控制棒位：自动有效时，与Tavg-Tref有关，同时与负荷变化率、功率变化率有关；
3）核功率：与控制棒位有关，与Tavg有关；
4）参考温度Tref：总是与负荷变化相一致；
5）冷却剂平均温度Tavg：与核功率和负荷之间的匹配情况有关；
6）稳压器水位：与Tavg变化有关；
7）上充流量的变化：与稳压器水位变化情况有关；
8）蒸汽旁排：与Tavg-Tref有关；
9）蒸汽流量：与负荷变化有关，受旁排系统的影响；
10）蒸汽发生器水位：与蒸汽压力有关，受给水调节影响；
11）给水流量：与蒸汽发生器水位、蒸汽流量有关。

核电厂停闭——从100%额定功率至冷停堆模式
最小负荷时的注意事项

核电厂停闭——从100%额定功率至冷停堆模式
• ①功率下降时，必须预计氙变化的影响。如有必要应调整硼浓度，使调节棒组处于调节带内；
• ②在反应堆冷却剂硼浓度变化时，如控制棒动作与Tavg变化向相反方向动作时，应停止硼化；
• ③如果控制棒“手动”控制时，应避免过大的移动或对原因不明的过大补偿；
• ④降负荷时，应遵守汽轮发电机组运行规程中规定的5%/min负荷变化率；
• ⑤反应堆功率变化时，应监督核电厂允许状态屏来验证允许电路的正确运行；
• ⑥应遵守轴向功率分布限值的规定。
• ①当汽轮机负荷减至控制信号C-5（15%）额定功率设定值时，将自动闭锁自动棒提升；
• ②应避免出现反应堆冷却剂温度±5.5℃或硼浓度10ppm的阶跃变化；
• ③为避免停止汽轮机后反应堆停闭，应先确认P-7信号（即反应堆和汽轮机功率均小于10%额定功率）；
• ④汽轮机应尽量避免在5%额定功率以下的较长时间运行；
• ⑤汽轮机降速时应避开机组在共振点停留；
• ⑥当所有控制棒包括停堆棒插入时，停堆深度至少应维持在4%△k/k以上。

核电厂停闭——从100%额定功率至冷停堆模式
• 热停堆模式时的注意事项：
• ①确认调节棒组插入堆芯，停堆棒组插入堆芯或在提出位置。
• ②反应堆冷却剂温度由汽轮机旁排压力控制或大气释放阀控制，维持在热停堆模式。
• ③蒸汽发生器水位由辅助给水系统维持。
• ④至少应有一个源量程中子通道工作正常，以监测中子计数率变化。
• ⑤Tavg在180℃以上时，至少要有一台蒸汽发生器在运行。
• ⑥反应堆冷却剂在180℃或余热排出系统未投入运行时，稳压器的安全阀应是可运行的。
• ⑦反应堆冷却剂温度在70℃以上，应有一台反应堆冷却剂泵运行。
• ⑧在反应堆停闭后，停堆深度一定不能减少。在反应堆停闭后，由于氙的衰变将会引入正反应性。
• ⑨当发生硼排出，氙衰变或反应堆温度变化而引入正反应性时，停堆棒组必须全部提出堆外。例外：
反应堆冷却剂系统已硼化到热停堆无氙硼浓度；
反应堆冷却剂系统已硼化到冷停堆模式硼浓度，且电厂正在冷却或开始启动升温。
注意：如果停堆棒组不能维持在全提出位置，反应堆冷却剂系统必须按技术规范要求进行硼化。
降温降压的注意事项：
• 在反应堆冷却剂系统降温降压前，必须把反应堆冷却剂系统硼化到冷停堆模式的硼浓度（2.0%△k/k），冷却过程中的补给水硼浓度应与反应堆冷却剂系统硼化后的硼浓度相同；
• 反应堆冷却剂系统的冷却速率不应超过30℃/h，稳压器的冷却速率不应超过55℃/h；
• 当稳压器液相温度与喷淋液温度相差144℃以上时，禁止喷淋；
• 当停止回路与运行回路温差超过11℃时，应启动停止回路的反应堆冷却剂泵；
• 反应堆冷却剂系统温度在180℃，压力在2.96MPa以上，严禁投入余热排出系统，但余热排出系统应在稳压器汽腔存在时投入；
• 余热排出系统投入前必须暖管，但在暖管前必须对余热排出系统取样分析硼浓度，必要时应先进行硼化；
• 冷却过程中必须多次分析反应堆冷却剂系统的硼浓度；
• 降温降压过程中，必须遵守技术规范所规定的压力--温度限制曲线；
• 当反应堆压力降至13.1MPa以下时，在P-11灯亮后，应闭锁稳压器低压安注，安注给水隔离和主蒸汽管道隔离等；
• 当反应堆冷却剂系统压力低于6.86MPa时，应手动关闭安注箱出口隔离阀门，并切断其电源；
• 当稳压器汽腔消失，且反应堆冷却剂系统温度低于180℃时，应投入稳压器卸压阀低压保护；
• 在反应堆冷却剂温度降到低--低Tavg前，压力降至P-11设定值时，应手动闭锁低--低Tavg安注信号；
• 当反应堆冷却剂系统压力降至2.75MPa时，不允许反应堆冷却剂泵再运行。压力低于0.686MPa时，必须停止向反应堆冷却剂泵轴封供水；
• 反应堆冷却剂温度低于70℃后，对停止的反应堆冷却剂泵应继续提供轴封水和设备冷却水，只有在泵停止30min后，才允许停止；
• 反应堆冷却剂泵停止后，余热排出泵必须继续运行；
• 如果强制循环丧失，应参照“利用自然循环控制电厂的温度和压力”规程。

棒控系统故障
• 可能产生的现象：
1）控制棒提升到顶后停棒
2） Tavg与Tref的偏差增大
3）棒位指示与实际棒位不符
4） Tavg、Tref增加或Tavg高报警
5）汽轮机负荷不变而反应堆功率在增加
6）稳压器液位增加和/或稳压器高液位报警
7）稳压器压力增加和/或稳压器高压力报警
• 自动动作
可能由下列原因导致停堆：
1）功率量程高中子通量（高定值）
2）超温温差OTΔT
3）超功率温差OPΔT
• 如果没出现停堆，则可能出现下列现象：
1）稳压器喷淋阀投入和/或动力释放阀开启
2） OTΔT提棒停止，同时汽轮机快速降负荷
3）OPΔT提棒停止，同时汽轮机快速降负荷
4）功率量程高中子通量提棒停止
• 由于控制器失效引起的控制棒连续提升的瞬变要点：
1）由于控制器失效，控制棒组以最大速率提升到顶
2）冷却剂平均温度和稳压器水位上升
3）蒸汽流量因动力释放阀打开而有所增加，给水流量因蒸汽流量增加而增加，蒸汽发生器水位因动力释放阀打开压力降低而有所上升
4）由于平均温度的增加导致OPΔT定值降低，引起汽轮机快速降负荷，同时引起旁排系统动作
5）蒸汽发生器水位低、蒸汽/给水流量失配触发紧急停堆，OPΔT引起停堆也是可能的

应急加硼
• 发生下列原因之一时，需要采取应急加硼：
1）控制棒低于插入极限
2）反应堆紧急停堆以后，冷却剂降温失控
3）不可解释或不可控制的反应性增加
4）紧急停堆以后，有两组或两组以上的控制棒未下插到底
发电机甩负荷
• 瞬变要点：
1）汽轮机会出现超速现象
2）由于汽轮机超速，主泵出现转速增加现象，导致反应堆在很短的时间内，功率高于额定值
3）由于反应堆功率下降速率低于负荷下降速率，开始时冷却剂平均温度和稳压器水位、压力均有所上升
4）满足旁排系统投入的条件，旁排系统投入工作

丧失一台主给水泵
瞬变要点：
1）给水流量变化（如何变化）
2）汽轮机自动降负荷至75%
3）反应堆功率下降速率小于汽轮机负荷下降速率，因此冷却剂平均温度与参考温度的差值增大
4）满足蒸汽旁排系统的投入条件，蒸汽旁排系统投入

稳压器卸压阀泄漏
主要现象：
1）稳压器压力降低，电加热器投入工作
2）卸压管线的温度升高，卸压箱的温度、水位、压力都会增加
3）由于稳压器压力降低，导致OTΔT定值降低，引起汽轮机快速降负荷，进而OTΔT保护停堆或压力低停堆
4）压力的进一步降低，会导致安注投入
一回路小破口失水
主要现象：
1）稳压器压力降低，电加热器投入工作
2）安全壳内的压力和温度上升，放射性水平有所增加
3）由于稳压器压力降低，导致OTΔT定值降低，引起汽轮机快速降负荷，进而OTΔT保护停堆或压力低停堆
4）压力的进一步降低，会导致安注投入

稳压器压力通道高指示故障

主要现象：
1）稳压器实际压力是正常的，稳压器压力通道高指示故障导致稳压器持续喷淋，从而降低了稳压器压力
2）故障指示与其他正常指示不一致
3）由于稳压器压力降低，导致OTΔT定值降低，引起汽轮机快速降负荷，进而OTΔT保护停堆或压力低停堆
4）压力的进一步降低，会导致安注投入
仪控通道失效

未紧急停堆的预期瞬变ATWS
• ATWS的事故类型：可分为三种类型。
• 第一类是由丧失一次侧热量排出能力引起的事件组成，属于这一类的事故有：
①部分丧失流量;②丧失外电源;③反应堆冷却剂系统的偶然降压。
• 第二类未紧急停堆的预期瞬变事件是由反应性骤增而引起的，包括着：
①不可控的硼稀释；②次临界状态下控制棒抽出；③功率运行状态下控制棒抽出；④落棒；⑤失效环路的启动。
• 第三类未紧急停堆的预期瞬变事件是由丧失二次热阱而引起的，包括着：
①丧失给水；②丧失负荷。

以丧失给水为例的瞬变要点：
1）蒸汽发生器温度、压力上升，导致蒸汽发生器的安全阀打开
2）蒸汽流失，导致传热管裸露，直到辅助给水进入后，建立平衡
3）冷却剂平均温度上升，引入负反应性，导致反应堆功率下降，同时SG安全阀打开起到冷却作用，导致功率稳定一段时间
4）由于蒸汽流失，传热管裸露，传热能力下降，导致冷却剂平均温度的进一步上升，功率进一步下降，直到辅助给水进入以后，建立新的平衡

• 一般情况下，未紧急停堆的预期瞬变事件可以通过采取以下正确的动作得以缓解：
• ①提供运行人员运行导则，以指导其在未紧急停堆的预期瞬变事件时操作；
• ②通过培训提供运行人员以背景材料和依据，以利于他们去分析未紧急停堆的预期瞬变事件；
• ③提供多样的动力线路以确保汽轮机停机和辅助给水泵起动；
• ④提供安全壳隔离以限制在未紧急停堆的预期瞬变事件发生时放射性向外释放。

蒸汽发生器传热管破裂SGTR
SGTR事故的瞬变要点：
1）稳压器水位降低，故障的SG水位上升
2）稳压器压力降低，导致OTΔT定值降低，汽轮机快速降负荷，控制棒下插，堆功率下降
3） OTΔT保护停堆或冷却剂压力低保护停堆
4）压力的进一步降低，导致安注动作，直到一二回路压力达到平衡
SGTR事故的处理要点：
1）识别并隔离故障的SG。为防止SG满溢，应及早关闭辅助给水泵对故障SG的供水。
2）用完好的SG对反应堆冷却剂进行降温
两种方式：边降温边降压、先降温后降压
建议采用先降温后降压，