華電 核工程導(dǎo)論 導(dǎo)論與簡介6-7-8

第六章壓水堆核電廠的調(diào)試與運行6.1壓水堆核電廠的調(diào)試一座大型壓水堆核電廠建設(shè)工程可以分為設(shè)計、制造、建造、調(diào)試與運行幾個階段。調(diào)試啟動過程是核電廠投產(chǎn)前的工程階段，在此過程中，需要進(jìn)行各種必要的試驗，以保證安裝好的各個部件、設(shè)備和系統(tǒng)，及整個電廠都能按設(shè)計要求及有關(guān)準(zhǔn)則正確的運作。核電廠的調(diào)試啟動的三個主要階段是：A階段：預(yù)備運行試驗B階段：裝料，初始臨界和低功率運行試驗C階段：功率試驗A階段：預(yù)備運行試驗1設(shè)備初步試驗每一臺設(shè)備安裝完畢，都必須進(jìn)行單獨試驗，以檢查設(shè)備安裝是否正確及能否達(dá)到設(shè)計所要求的性能。2基本系統(tǒng)試驗對互相并聯(lián)的若干基本系統(tǒng)進(jìn)行聯(lián)合功能檢查，又可分為冷態(tài)性能試驗與熱態(tài)性能試驗兩個分階段：1）冷態(tài)試驗對一回路主系統(tǒng)進(jìn)行壓水試驗和冷態(tài)試驗。冷態(tài)試驗結(jié)束后安裝設(shè)備與管道的熱絕緣。2）熱態(tài)試驗利用冷卻劑泵和穩(wěn)壓器電加熱器對一回路升溫升壓至額定參數(shù)，試驗核蒸汽供應(yīng)系統(tǒng)的熱態(tài)功能。如無外汽源，在一回路熱態(tài)試驗時，對二回路進(jìn)行熱態(tài)試驗。在熱態(tài)試驗結(jié)束后，要進(jìn)行一次全面檢查，包括第一次在役檢查（又稱役前檢查），作為運行中在役檢查的基礎(chǔ)，并做好裝料前的準(zhǔn)備工作。B階段：裝料、初始臨界和低功率運行試驗

目的：證實核反應(yīng)堆已處于能夠啟動的狀態(tài)，證實冷卻劑、堆芯、反應(yīng)性控制、核反應(yīng)堆物理參數(shù)和屏蔽等特性都能滿足核電廠運行的有關(guān)安全要求。1裝料和次臨界試驗按規(guī)定程序進(jìn)行裝料，以保證安全和正確的裝載；裝料后在核反應(yīng)堆處于次臨界狀態(tài)時，為確定冷卻劑流動特性以及核反應(yīng)堆控制設(shè)備的可運行性，進(jìn)行一些性能試驗。2啟動到初始臨界按預(yù)定步驟，有次序地提升控制棒，改變堆內(nèi)反應(yīng)性，逼近臨界。必須連續(xù)的監(jiān)測和分析反應(yīng)性的變化，確保初次啟動安全。3低功率試驗按核反應(yīng)堆設(shè)計要求，在把核反應(yīng)堆功率維持在足夠低的水平情況下，進(jìn)行持續(xù)時間較長的系統(tǒng)流動性能試驗和冷態(tài)、熱態(tài)性能試驗。證實核反應(yīng)堆已具備較高功率水平下運行的條件。調(diào)試啟動的意義：從大量試驗數(shù)據(jù)中，驗證核電廠的建設(shè)和設(shè)備安裝質(zhì)量是否符合設(shè)計標(biāo)準(zhǔn)；通過核電廠運行瞬態(tài)和在假想事故條件下運行特性的檢驗，驗證是否符合設(shè)計要求，以確保核電廠安全、可靠地投入運行，并可為設(shè)計、制造與施工的改進(jìn)提供參考；驗證運行限值和運行條件，檢驗運行規(guī)程和事故處理規(guī)程是否恰當(dāng)；通過調(diào)試啟動，使運行人員熟悉核電廠的性能和各種設(shè)備與系統(tǒng)的操作。調(diào)試啟動的管理調(diào)試啟動是一項復(fù)雜的技術(shù)組織工作，必須周密地計劃和實施調(diào)試。制定一份詳細(xì)的調(diào)試大綱，并且明確規(guī)定調(diào)試大綱各個部分的實施和報告的責(zé)任；調(diào)試大綱必須經(jīng)國家核安全局批準(zhǔn)；在制訂和實施整個調(diào)試大綱期間，營運單位必須和國家核安全局保持密切的聯(lián)系。

6.2壓水堆核電廠的運行壓水堆核電廠的標(biāo)準(zhǔn)運行狀態(tài)有換料、冷停堆、次臨界中間停堆、熱停堆、熱備用、反用堆帶功率運行。1換料停堆允許作換料操作的停堆。此時，壓力容器已打開，頂蓋已吊起并移走，燃料組件在壓力容器的堆芯內(nèi)，核反應(yīng)堆換料水池充滿含硼水。2冷停堆核反應(yīng)堆有很深的次臨界度，一回路水的平均溫度低于90℃，壓力容器封閉，一回路可能處于受壓狀態(tài)，冷停堆又有兩種狀態(tài)：維修冷停堆，這時一回路平均溫度在10℃至70℃之間，是敞開的，一回路水部分排空，可以對一回路設(shè)備進(jìn)行維修；正常冷停堆，該狀態(tài)時壓力容器是密封的，一回路至少用穩(wěn)壓器的一個安全閥組進(jìn)行保護(hù)。3次臨界中間停堆核反應(yīng)堆有足夠的負(fù)反應(yīng)性，處于次臨界狀態(tài)，一回路平均溫度處于90℃至291.4℃之間。有兩種不同的運行工況：在穩(wěn)壓器內(nèi)沒有形成氣泡，一回路溫度在90℃至177℃之間，這是單相次臨界中間停堆狀態(tài)；在穩(wěn)壓器內(nèi)形成氣泡，一回路溫度處于120℃至291.4℃之間，這是正常的兩相次臨界中間停堆狀態(tài)。4熱停堆核反應(yīng)堆處于次臨界，一回路平均溫度為291.4℃，相當(dāng)于空載條件。5熱備用核反應(yīng)堆為臨界狀態(tài)，然而產(chǎn)生的功率很小（≤2%額定功率Pn）,蒸汽的絕大部分排向大氣或凝汽器。6核反應(yīng)堆帶功率核反應(yīng)堆在臨界狀態(tài)，所產(chǎn)生的功率＞2%Pn，可分為兩種運行狀態(tài)：核反應(yīng)堆控制：手動方式，運行在大于2%Pn而小于15%Pn的低功率工況；核反應(yīng)堆控制：自動或手動方式，運行在大于15%Pn而小于（或等于）100%Pn范圍內(nèi)，帶功率運行。

6.3壓水堆核電廠的維護(hù)1核電廠運營單位在運行開始之前必須制定出為安全運行所必需的建筑物、系統(tǒng)和部件的定期維修、試驗、檢驗和檢查的大綱。大綱必需存檔，并便于國家核安全部門查驗。2核電廠運營單位必須作出安排，由合格的人員使用合適的設(shè)備和技術(shù)完成符合要求的定期試驗、檢驗和檢查。3維修、試驗和檢查大綱必須計及運行限值和條件，以及其它適用的核安全管理要求。4必須確定安全重要的核電廠構(gòu)筑物，系統(tǒng)和部件維修、試驗、檢驗和檢查的標(biāo)準(zhǔn)和周期，使其可靠性和有效性與設(shè)計要求保持一致，并保證運行開始后，核電廠的安全狀態(tài)不致受到有害的影響。5構(gòu)筑物、系統(tǒng)和部件的維修、試驗、檢驗和檢查的頻度必須根據(jù)它們的相對重要性而定。同時，要適當(dāng)?shù)乜紤]到其功能失效的概率和維修時人員所受輻照，保持合理可行盡量低的要求。6核電廠投入運行后，進(jìn)行的定期檢查叫做在伇檢查。檢查時對核反應(yīng)堆冷卻劑壓力邊界的耐壓設(shè)備（如容器、管道）進(jìn)行無損探傷，并與伇前檢查（又稱基準(zhǔn)檢查）進(jìn)行比較，判斷原有缺陷有否擴(kuò)展、有否新的缺陷等，以確保壓力邊界的安全性。有些情況下在伇檢查工作也擴(kuò)大至輔助系統(tǒng)和安全保護(hù)系統(tǒng)的設(shè)備。7在伇檢查的時間間隔，一般為電廠運行開始后每10年檢查一次，每次作100％檢查。

第七章壓水堆核電廠的安全分析與輻射安全7.1壓水堆核電廠的安全分析

核安全的最高目標(biāo)是輻射安全，即工作人員、居民和環(huán)境免遭放射性危害，輻射照射保持合理可行的盡量低水平，在正常和事故下，放射性劑量水平低于規(guī)定限值。AsLowAsReasonablyAchievable(ALARA原則）為了實現(xiàn)核安全的最高目標(biāo)，又設(shè)定了如下核安全技術(shù)目標(biāo)：充分的安全余量防止事故發(fā)生；確保嚴(yán)重事故發(fā)生概率極低；在事故下放射性危害極小。核電廠在技術(shù)上從三個方面控制核安全，即核安全的三要素：反應(yīng)性控制，即在任何情況下都要保證核反應(yīng)堆能及時停堆，使核反應(yīng)中止。重要的措施有：確保反應(yīng)性負(fù)反饋設(shè)計；核反應(yīng)堆有兩套獨立的停堆系統(tǒng)；失水事故時，安注系統(tǒng)注入含硼水等。堆芯冷卻，即在任何情況下都要保證堆芯的冷卻。重要的措施有：正常運行時，保障蒸汽發(fā)生器的熱阱功能；機(jī)組停運時保障余熱排除系統(tǒng)的功能；泵停運時，依靠泵的惰轉(zhuǎn)及自然循環(huán)使一回路有足夠的流量排出堆芯剩余功率；失水事故時，保障安注系統(tǒng)投入。放射性物質(zhì)屏蔽和包容，即在任何情況下都要保障放射性射線屏蔽，無放射性物質(zhì)泄漏進(jìn)環(huán)境。重要的措施有：在正常運行時，對一回路冷卻劑中的放射性物質(zhì)采取凈化；安全殼保持負(fù)壓；保障放射性物質(zhì)的四道屏障的結(jié)構(gòu)完整，所謂四道屏障分別指：燃料芯塊、燃料包殼、一回路壓力邊界和安全殼。

為了使核安全的三要素得到保證，核電廠的設(shè)計提出了四種概念的安全性，即：固有安全性，即核反應(yīng)堆固有安全特性。例如負(fù)溫度系數(shù)、負(fù)空泡系數(shù)屬于此，其含義是：堆芯溫度的異常升高或冷卻劑的汽化導(dǎo)致核反應(yīng)堆自動引入負(fù)反應(yīng)性，使反應(yīng)堆功率下降，阻止堆芯溫度進(jìn)一步升高。具有負(fù)溫度系數(shù)的核反應(yīng)堆，其反應(yīng)性的控制易于實現(xiàn)。核反應(yīng)堆設(shè)計中，要求有充分的固有安全特性。非能動安全性，即依靠自然力如重力、慣性力等自動實現(xiàn)安全功能，獲得極大的可靠性。如自然循環(huán)排出余熱，重力使安全棒下落，依靠泵的惰轉(zhuǎn)維持一回路泵停運后的足夠流量來排出余熱等。現(xiàn)代先進(jìn)型核電廠大量采用非能動安全技術(shù)。能動安全，即依靠能動部件實現(xiàn)安全功能。能動部件存在失效的可能性，為了確保能動部件的可靠，核電廠往往采用冗余原則、多樣性原則、獨立性原則，防止共因失效、失效傳播，確保核電廠安全。

縱深防御原則，即提高安全余度、多層次縱深防衛(wèi)的原則。例如為了防止核電廠失去外電源，核電廠有兩套獨立供電電網(wǎng)，三套獨立柴油發(fā)電機(jī)組，此外還有多套蓄電池組。核電廠在整體安全上則采用縱深防御原則，設(shè)有五道防線。第一道防線：精心設(shè)計，精心施工，確保核電廠的設(shè)備精良；有嚴(yán)格的質(zhì)量保證體系，建立周密的程序，嚴(yán)格的制度和必要的監(jiān)督，加強(qiáng)對核電廠工作人員的教育和培訓(xùn)，防止故障發(fā)生。第二道防線：加強(qiáng)運行管理和監(jiān)督，及時正確處理不正常情況，排除故障。第三道防線：設(shè)計多層次的安全系統(tǒng)和保護(hù)系統(tǒng)，防止設(shè)備故障和人為差錯釀成事故。第四道防線：啟用核電廠安全系統(tǒng)，加強(qiáng)事故中的電站管理，緩解事故。第五道防線：廠內(nèi)外應(yīng)急計劃，努力減輕事故對居民的影響。此外，核電廠還具有抵御自然災(zāi)害的能力。地震、海嘯、熱帶風(fēng)暴、洪水等自然災(zāi)害時，廠區(qū)附近發(fā)生堤壩坍塌、飛機(jī)墜毀、交通事故和化工廠事故時，反應(yīng)堆能安全停閉，保持結(jié)構(gòu)完整，無放射性物質(zhì)泄漏。

通過上述分析，可以說明核電是一種安全能源。核電的安全性可以通過概率安全分析來定量描述。核反應(yīng)堆最嚴(yán)重的事故是堆芯熔化事故。大亞灣核電廠的壓水堆的堆芯熔化概率為2×10-5/堆年，對1臺壓水堆來說，5萬年才有可能發(fā)生1次這樣的事故；對5萬臺壓水堆來說，1年才可能有1臺發(fā)生這樣的事故。按目前世界441臺機(jī)組來說，100年才有1臺機(jī)組發(fā)生堆芯熔化事故。所以壓水堆發(fā)生嚴(yán)重事故的概率極其低。7.2切爾諾貝利核電廠與三里島核電廠的比較三里島核電站事故切爾諾貝利核電站事故堆型壓水堆石墨水冷堆（固有安全好）（固有安全差）反應(yīng)性負(fù)反饋反應(yīng)性正反饋有安全殼無安全殼

后果無人傷亡，29人傷亡，輕微放射性物質(zhì)釋放大量放射性物質(zhì)釋放比較說明作為中國核電開發(fā)基本堆型的壓水堆具有相當(dāng)高的安全性，不可能發(fā)生切爾諾貝利核電廠那樣的災(zāi)難。

7.3核電廠的輻射安全輻射對生物的傷害有如下幾種形式：能量傳遞給生物分子或原子使其電離和激發(fā)；使生物分子鏈斷裂產(chǎn)生基因變異；使水分子變化產(chǎn)生自由基及活化分子(如H,OH,H2O2H2O+等輻射產(chǎn)物)損害生物分子。表示輻射的損傷能力的物理量有照射量反映射線電離能力，表示為X=dQ/dm，其中dQ為單位電離電荷，dm為吸收物質(zhì)單位質(zhì)量，X的單位為倫琴；吸收劑量反映射線被物質(zhì)吸收的能量，表示為D=dE/dm，其中dE為物質(zhì)吸收的單位能量，dm為吸收物質(zhì)單位質(zhì)量，D的單位為拉德；當(dāng)量吸收劑量反映輻射對人體的傷害，表示為H=QDN，其中Q為不同射線品質(zhì)因子，N為修正因子，對于外照射N=1，而對于內(nèi)照射N>1，H的單位為雷姆或希沃特(Sv)。輻射的屏蔽用水、混凝土、硼和鉛等物質(zhì)。水是優(yōu)良的中子和屏蔽材料，所以核電廠乏燃料的操作都是在水下進(jìn)行。硼是阻擋中子的優(yōu)良材料，鉛等大比重致密物質(zhì)是屏蔽射線的優(yōu)良材料?；炷林泻薪Y(jié)晶水，有的還摻有硼和鉛，所以混凝土也是輻射屏蔽材料。壓水堆的安全殼是用壁厚1米左右的鋼筋混凝土構(gòu)成的，所以有很好的屏蔽功能。國家核安全局、地方環(huán)保部門及核電廠自身對核電廠內(nèi)外進(jìn)行實時輻射監(jiān)測。定時或定期對廠區(qū)工作人員的個人劑量進(jìn)行測量和管理，對核電廠內(nèi)外的大氣、土壤、水體進(jìn)行放射性核素的抽樣檢測。

宇宙萬物是核反應(yīng)的產(chǎn)物，所以宇宙中和地球上到處都存在放射性射線。在地球的高本底地區(qū)當(dāng)量吸收劑量高達(dá)3.7mSv/年；人們從磚房中受到的當(dāng)量吸收劑量達(dá)0.75mSv/年；從宇宙射線，0.45mSv/年；從水、糧食、蔬菜、空氣，0.25mSv/年。因為這些劑量遠(yuǎn)遠(yuǎn)低于人體承受限值，所以對人體沒有產(chǎn)生任何影響。由下表可知，大壓灣核電廠的運行對周圍居民的輻射劑量僅為0.018mSv/年，遠(yuǎn)遠(yuǎn)低于國家和國際標(biāo)準(zhǔn)限值，所以我們對核電廠的核輻射問題無須任何擔(dān)心。

GB6249-86壓水堆運行0.25mSv/年0.018mSv/a（實測）基準(zhǔn)事故5mSv/事故0.5mSv/事故（計算）超基準(zhǔn)事故100mSv/事故5mSv/事故（計算）GB6249-86大壓灣壓水堆實測居民1mSv/年0.018mSv/年職業(yè)人員20mSv/年8.15mSv/年（2000年最大個人記錄）說明國際標(biāo)準(zhǔn)安全性經(jīng)過50多年驗證最大劑量的90%集中在換料期間的極其少數(shù)人員（98%的員工所受劑量小于5mSv/年）第八章壓水堆核電廠安全管理8.1核電廠的安全審評和安全監(jiān)督根據(jù)《中華人民共和國民用核設(shè)施安全監(jiān)督管理條例》規(guī)定，我國已實行核設(shè)施安全許可證制度，由國家核安全局負(fù)責(zé)制定和批準(zhǔn)頒發(fā)核設(shè)施安全許可證。核電廠的許可證按五個主要階段申請和頒發(fā)：核電廠的選址定點：根據(jù)國家基本建設(shè)程序規(guī)定，國家計劃委員會在收到國家環(huán)境保護(hù)局的《核電廠環(huán)境影響評價報告批評書》、國家核安全局的《核電廠廠址安全審查批準(zhǔn)書》后，批準(zhǔn)《可行性研究報告》，批準(zhǔn)運營單位申請的廠址。核電廠的建造：核電廠的運營單位向國家核安全局提交《核電廠建造申請書》、《初步安全分析報告》和其它有關(guān)資料（如系統(tǒng)手冊，設(shè)計報告等）。國家核安全局審評后，頒發(fā)《核電廠建造許可證》，批準(zhǔn)核電廠建造，許可開始核島混凝土澆注。核電廠的調(diào)試：核電廠的運營單位向國家核安全局提交《核電廠首次裝料申請書》、《最終安全分析報告》和其它有關(guān)資料。國家核安全局審評后頒發(fā)《核電廠首次裝料批準(zhǔn)書》批準(zhǔn)首次裝料，許可進(jìn)行調(diào)試，并按批準(zhǔn)的計劃提升至滿功率，進(jìn)行十二個月的試運行。核電廠的運行：核電廠的運營單位向國家核安全局提交《核電廠運行申請書》、修訂的《最終安全分析報告》和其它有關(guān)資料。國家核安全局審評后，頒發(fā)《核電廠運行許可證》批準(zhǔn)正式運行。核電廠的退役：核電廠的運營單位在獲得國家核安全局頒發(fā)的《核