基本介紹
- 中文名：核電站運行特點
- 外文名：operating features of NPP
宜作基本負荷運行,定期更換燃料,負荷變化的限制,絕對保證停堆冷卻,嚴格的水質管理,最終需退役處置,
核電廠運行的基本原則和火力發電廠一樣，是根據電網的負荷需求來調節反應堆功率，從而使核電廠出力與電網負荷需求平衡。核電廠的能量來源於反應堆核燃料內發生的可控核裂變鏈式反應。核裂變不僅釋放出能量，同時產生具有強烈放射性的裂變產物及中子活化產物。裂變鏈式反應的控制及放射性產物的處理是核電廠所特有的。核電廠的運行特點是在運行時確保全全，不讓超量放射性物質逸出廠外對周圍環境造成有害影響，同時又要提高經濟性，使其在能源市場中具有競爭力。不同堆型的核電廠具有基本相同的運行特點，但也有相異之處。下面介紹輕水堆核電廠的基本運行特點。
宜作基本負荷運行
由於核電廠安全要求高，系統複雜，建造周期長，所以，核電廠造價遠高於火力發電廠，但其燃料費用相對較低。為了提高經濟性，核電廠宜作為基本負荷電廠在額定功率或儘可能接近額定功率的情況下連續運行，這可以使核電廠具有較高的容量因子。此外，核電廠帶基本負荷運行還可減少因功率變動而產生的放射性水處理量。
定期更換燃料
輕水堆核電廠裝滿核燃料後，按照事先擬定的換料方案定期停堆更換部分核燃料。一般換料是一年換一次，每次更換1/3(壓水堆)或1/4(沸水堆)。在換料停堆的同時，進行必要的維修、檢查與試驗，約需要一至兩個月不等。
負荷變化的限制
為了確保燃料元件的安全，要嚴格限制核電廠負荷變化速度。壓水堆功率漸增每分鐘不得超過5%PN(額定功率)，階躍一次不得超過10%PN。在更換新燃料或長期停堆後重新起動的情況下功率增長限制為每小時3% PN。在一個核燃料循環的末期，由於冷卻劑中硼濃度較低，硼稀釋能力減弱，在功率下降後再提升到滿功率，需要較長時間。對於帶基荷的核電廠，根據電網要求可在一定負荷限值內參與調頻。現在也有一些核電廠為適應負荷跟蹤的需要，其功率控制棒採用對堆芯功率分布干擾小的灰棒。
絕對保證停堆冷卻
核電廠停堆後，堆芯核燃料仍會產生大量衰變熱，其持續時間長，如不導出，有可能使核燃料過熱而損傷。所以，在核電廠中設有停堆冷卻系統、安全注射系統、不間斷電源(包括應急柴油發電機)與重要循環冷卻水源等 。在任何情況下，即使發生全廠斷電與設計基準地震，也要確保堆芯冷卻。
嚴格的水質管理
一、二迴路水質管理是關係到燃料元件和設備部件能否在工作壽期內安全運行的關鍵問題。
一迴路水質變差會造成：①燃料元件表面污垢沉積；②腐蝕產物增加，而腐蝕產物在中子輻照下會被活化，生成放射性同位素(主要為Co)，從而給維修與檢查帶來困難；③水中出現過量的氯離子、氟離子和溶解氧，可使不鏽鋼設備與管道及因科鎳傳熱管發生嚴重的應力腐蝕。
二迴路水質直接關係到蒸汽發生器運行的可靠性。二迴路水中的雜質會產生氫氧化物(游離苛性物質)。這些化合物的過量濃集會導致蒸汽發生器的傳熱管產生晶間應力腐蝕。對用海水冷卻的核電廠，需要防止海水漏入二迴路。
一、二迴路有嚴格的水質標準，設有線上監測儀表，並定期取樣分析。
特殊的安全設施、輻射防護、環境監測及應急措施
核裂變反應會產生大量的放射性物質，而放射性物質的失控釋放可能造成嚴重後果。為此核電廠不僅有防止放射性外逸的三道屏障——燃料包殼、一迴路承壓邊界和安全殼——還設有保護這三道屏障的專設安全設施。在運行中密切監視三道屏障的完整性並確保專設安全設施和安全重要系統的可用性。此外，反應堆和一迴路設備設有阻擋輻射的各種禁止措施，以保護工作人員。沸水堆的蒸汽中含有放射性物質，所以對汽輪機及蒸汽管路也需要禁止。核電廠在正常運行時，仍然要處理一定量的放射性廢物。核電廠採用多種測量手段來進行廠區內外的輻射監測，包括工藝過程輻射監測、廠內區域輻射監測及廠外的輻射環境監測。在核電廠運行前，還必須制定出發生重大事故時的應急措施及實施方案。
對運行人員的嚴格要求 運行人員，特別是反應堆操縱員與高級操縱員，對核電廠的安全運行負有直接責任。所以核安全法規規定，對反應堆操縱員與高級操縱員，要經過長期系統的培訓，在上崗前通過由國家主管部門主持的考核，包括在核電廠培訓用仿真機上所進行的各種操作考核。合格者由國家核安全監管機構發給執照。發照兩年後，還要重新覆核一次，在確認持照人有足夠的連續運行經歷並完成了必要的定期再培訓之後，才延續執照的有效期。
最終需退役處置
核電廠在終止運行後，必須進行退役處置，最終使廠址達到不受限制地利用或與生態相容的環境。這是一個項用時很長的過程 ，根據各國的退役技術政策，一般需要幾年到幾十年，甚至百年。
