压水堆核电站运行介绍
核电站运行特点 反应堆临界；
反应堆内产生和积累有大量放射性物质； 相当可观的堆芯剩余释热； 核电厂系统、设备复杂；
使用饱和蒸汽，降低热循环效率。
停堆后的衰变热
核电站运行工况分类 正常运行和运行瞬态 —稳态和停堆运行 —带有允许偏差运行 —运行试验
中等频度事件(发生概率:1—10-2次/堆*年) 稀有事件(发生概率:10-2—10-4次/堆*年) 极限事故(发生概率:10-4—10-6次/堆*年)
正常运行和运行瞬态 (1) 稳态和停堆运行
功率运行（≤100%满功率）。 启动（或热备用）（临界，0~2%满功率）。 热停堆（次临界，余热排出系统投入运行）。
换料停堆（硼浓度至少2000×10-6，反应堆冷却剂温度在10℃到60℃之间，余热排出系统运行）。
(2) 带有允许偏差运行
核电厂在连续运行期间，可能发生超出核电厂技术规格书允许范围的各种偏差，如： 某些系统或部件不能工作； 燃料元件包壳有缺陷；
反应堆冷却剂中的放射性活度偏高，主要是裂变产物、腐蚀产物、氚引起的； 蒸汽发生器有泄漏，但没有达到技术规范允许的最大值； 技术规格书中允许在运行过程中做的试验。 (3) 运行试验
核电厂升温和降温[反应堆冷却剂系统最高升温速率可达37.5℃/h（或根据设计规定），稳压器为93.3℃/h（或根据设计规定）]
负荷阶跃变化（最大一次可达±10%满功率） 负荷线性变化（最大为±5%满功率/min） 甩负荷（最大可甩掉全部负荷）
中等频度事件
引起给水温度下降的给水系统失灵； ·引起给水流量增加的给水系统失灵；
·二回路蒸汽流量过度增加； ·主蒸汽系统事故卸压； ·外部负荷丧失； ·汽轮机跳闸；
·主蒸汽隔离阀意外关闭；
·凝汽器真空丧失及其它导致汽轮机跳闸的事件； ·核电厂辅助设备非应急交流电源丧失； ·正常给水流量丧失；
·反应堆冷却剂强迫流量部分丧失；
·一组棒束控制组件在次临界或低功率启动工况下失控抽出； ·一组棒束控制组件在功率运行工况下失控抽出； ·棒束控制组件下落；
·一条具有不正确温度的非在役反应堆冷却剂环路的启动；
·导致反应堆冷却剂内硼浓度降低的化学和容积控制系统失灵； ·功率运行期间安全注射系统误运行； ·稳压器安全阀误开。
稀有事件
·蒸汽系统小管道破裂；
·反应堆冷却剂强迫流量全部丧失（频率快速降低的瞬变）； ·单个棒束控制组件在满功率下抽出； ·燃料组件意外装载和运行在错误位置； ·稳 压器安全阀误开启保持在卡开位置；
·反应堆冷却剂从小破裂管道或大管道裂纹的流失； ·废气处理系统破损；
·放射性废液系统泄漏或破损。
极限事故
·蒸汽系统大管道破裂； ·给水系统管道破裂；
·反应堆冷却剂泵轴卡住（转子卡住）； ·反应堆冷却剂泵轴断裂； ·各种棒束控制组件弹出堆外； ·蒸汽发生器传热管破裂；
·反应堆冷却剂压力边界内假想的不同尺寸管道破裂引起的失水事故； ·燃料装卸事故；
·乏燃料容器坠落事故。
核电站技术规格书（1）
核电厂技术规格书是最终安全分析报告的第十六章，是核电厂制定运行规程的重要依据，所以说它是最重要的运行文件之一。 定义；
安全限值和安全系统整定值； 运行限制条件；
监测要求； 设计特点； 行政管理。 定义
在核电厂技术规格书中，首先给出核电厂运行中重要术语的定义是很重要的，也是很必要的。为了核电厂的安全运行，对特定核电厂运行中出现的一些专用术语，给出清楚的、毫不含混的定义。
运行模式(二代核电站)
安全限值（1）
(1) 反应堆堆芯
热功率，稳压器压力和运行环路最高冷却剂温度的组合不得超过下图所给出的限值。 适用范围：模式1、2。 动作：
无论何时，只要由运行环路最高冷却剂温度和热功率组合所确定的点超过了相对稳压器压力限值，则核电厂应在1h内处于热备用模式，并遵从相应技术规范的要求。
堆芯安全限值
(2) 反应堆冷却剂系统压力
反应堆冷却剂系统压力不得超过18.9Mpa。
安全系统整定值
为了避免超过安全限值而设置的一些系统设备保护定值，超过这些定值时，促使反应堆停堆和专设安全设施动作。
运行限制条件
为了避免超过安全系统整定值而设置的一些系统、设备、参数的运行限制。 关于停堆深度的运行限制条件(LCO)
规范 停堆深度必须大于或等于1770×10-5。 适用范围：模式1、2、3、4。
动作：当停堆深度小于1770×10-5时，立即用大于或等于7000×10-6硼酸溶液以大于或等于11.2t/h的流量硼化，直至恢复到所要求的停堆深度为止。
监测要求
监测要求在核电厂技术规格书中是保证核电厂安全运行，满足运行限制条件的重要措施。 例2：关于控制棒插入限值的运行限制条件（LCO） 规范 控制棒组必须限制在物理插入限值之上。 现在在监测要求中相应的有：
规范 除了棒插入限值监视器处于不可运行情况下的一段时间外，必须至少每12h确定一次每个控制棒组要处在插入限值之内，随后至少每4h校验一次单束控制棒的棒位。
设计特点
这部分内容含本核电厂设计考虑的一些重要问题，如厂址、安全壳、反应堆堆芯（燃料组件、控制棒组件等）、反应堆冷却剂系统（设计压力与温度、总容积等），气象塔位置、燃料贮存以及设备循环或瞬变的限值等。
行政管理
一般核电厂行政管理都包括着职责、组织机构、核电厂人员资格、培训、审查和监查、可报告的事件、违反安全限值、规程和计划、报告要求、记录保存、辐射防护政策等内容。当然每个核电厂根据该厂的具体情况，均有所差别，不过大同小异。
运行规程
正常运行—核电站启动（1） 1.启动前准备
初始条件检查：主冷却剂温度、停堆深度、主系统压力、主要系统、设备状态和电气运行方式。 必要的水（RWST,应急水箱，硼酸储存箱，暂存箱，除氧给水箱），电（二路独立的厂内外电源）,汽（辅助蒸汽），气（氢气，氮气，压空）。 主辅系统检查完成。
测量、控制保护系统可运行。
二回路凝结水系统和给水系统的冲洗和准备。
2.升压启动主泵
—通过调节上充、下泄流量可以改变主系统压力，使主系统缓慢升压到30 kgf\\cm2 ，控制升压速率每分钟1 kgf\\cm2。 —检查主泵启动条件满足。
—间隔启动主泵，并检查主泵运行参数。
主泵启动条件检查
只有同时满足以下条件，才能启动主泵（否则启动回路被闭锁）： 冷油器油温 >20℃ 顶油泵压力 ≥1.2MPa 轴封注入水流量 >1.2m3/h 控制泄漏流量 >0.2m3/h
主推力轴承油槽油位 575mm 100%额定电压时，若电机为冷态，可连续启动2次，5分钟后才能启动第3次；若电机为热态，允许启动1次，5分钟后启动第2次，再过10分钟才能启动第3次。 主泵启动过程中应密切注意主泵电流、振动、转速、主冷却剂流量等参数的变化，发现问题，立刻采取措施，如主泵启动后电流36S内没有回到正常值，或手动停泵条件满足，立即停泵。 4.升温到稳压器建汽腔 提升控制棒(棒电源机组) 82℃时加联氨除氧(二种除氧机理) 稳压器建汽腔(建立方法,判断方法) 投入安全系统备用(安注/喷淋/停冷) 5.继续升温升压到热启动前状态 检查核电站处于热启动前状态 稳压器液位控制系统投自动 稳压器压力控制系统投自动 准备反应堆启动 6.反应堆临界 临界的定义:Keff=1 为什么在热启动状态下进行临界操作? 堆芯内控制反应性的因素 临界操作 —提升控制棒，使源量程计数逐步上升，控制源量程周期大于40S。 —当中间量程指示达到10-10安倍时，P-6允许灯亮，手动闭锁源量程中子通量高停堆。 —当中间量程指示达到10-8安倍时，手动插棒, 使中间量程指示稳定在10-8安倍，反应堆临界。 —记录临界参数，包括时间，控制棒位，硼浓度，主系统平均温度，通量水平。 7.主蒸汽管道暖管 暖管目的 暖管范围 暖管速率控制 8.主、辅助给水的切换 电站启动时，在反应堆临界后（约2%功率）汽机冲转前，将SG供水由辅助给水切换成主给水。 9.冷凝汽器抽真空 当凝汽器抽真空前准备工作完成后,启动二台启动抽气器,当真空达到600mmHg时,切换到一台主抽气器,继续把真空抽到720mmHg以上。 10.汽机冲转 汽机冲转的条件检查 汽机冲转速率 转速上升过程中停相关油泵 汽机转速达到额定转速，全面检查汽机参数 汽轮机冲转条件检查 汽机冲转的条件: 汽机各重要保护已投入，无停机保护报警。 汽机各辅助系统运行正常。 凝汽器真空大于700mmHg. 汽机转子偏心度小于0.116mm 轴承润滑油压0.118—0.123Mpa EH油压12.4—14.5Mpa 轴承润滑油温和EH油温在30℃以上。