【文章內(nèi)容簡介】 功率 15%至 100%負荷區(qū)間內(nèi) ， 負荷能夠以每分鐘 5%的速率線性變化 ， 同時具有在 50%功率下甩負荷不停堆的能力 。 ? 機組功率水平改變是通過汽輪機控制系統(tǒng)根據(jù)選定負荷和負荷變化率 ， 使反應堆功率跟蹤汽輪機負荷變化而實現(xiàn)的 。 ? 如果改變汽輪機負荷 ， 則 Tavg （ 反應堆冷卻劑的平均溫度 ） 將按程序整定值變化 。 ? 核電機組控制系統(tǒng)會測出 Tavg這個變化 ， 而移動控制棒 ， 把 Tavg恢復到程序整定值 。 由此 ， 一回路和二回路的功率達到平衡 。 如圖所示 《 核安全專業(yè)實務 》 ?如果改變氣輪機的負荷 ， 用 Tavg（ 可調(diào)程序 ） 控制系統(tǒng)來調(diào)整反應堆功率 ， 使 Tavg 保持程序整定值 。 增加氣輪機的負荷將會使 Tavg增加 和蒸汽壓力降低 。 控制系統(tǒng)可抽出控制棒來增加反應堆的功率并維持 Tavg等于程序整定值 。 還可以利用氣輪機和反應堆功率的前反饋信號 ， 達到控制系統(tǒng)的最佳瞬態(tài)響應 。 由一回路到二回路動力轉(zhuǎn)換的能量與溫度差 （ 即 △ T） 成正比 。增加 Tavg和 Ts（ 蒸汽溫度 ） 之間的溫差 △ T， 既可以通過提高Tavg， 也可以通過降低 Ts（ 從而降低蒸汽壓力 Ps） 來實現(xiàn) 。 ?這樣控制方式在全負荷下可產(chǎn)生滿意的蒸汽參數(shù) ， ?又可盡量少移動控制棒。 《 核安全專業(yè)實務 》 圖：機組平均溫度 Tavg可調(diào)控制程序與特征 (a)平均溫度 Tavg可調(diào)程序 (b)平均溫度可調(diào)程序特征 A：反應堆控制系統(tǒng)； B：反應堆； C：穩(wěn)壓器； D:中子探測器； E：蒸發(fā)器； F：汽輪機； G：發(fā)電機； H：冷凝器； S:壓力傳感器； T；節(jié)流閥； Tc:冷段溫度； Th：熱段溫度； Ts、 Ps：蒸汽溫度、壓力； mc：一回路冷卻劑流量； ms：二回路給水流量； 2：一、二回路； y：溫度或壓力； x：功率負荷 《 核安全專業(yè)實務 》 ?機組運行模式： ?模式 是指核蒸汽供應系統(tǒng)的裝載燃料的反應堆壓力容器與下列因素的一種組合： ?堆芯反應性狀態(tài) ， ?功率水平 ， ?反應堆冷卻劑平均溫度 ， ?和壓力容器封頭頂蓋螺栓緊張程度 ， ?如表 19所示 《 核安全專業(yè)實務 》 機組運行模式 （ 2） 核動力廠技術規(guī)格書： ?核電廠運行的安全限值 ?反應堆堆芯安全限值 （ 表 19 模式 ） ： ? 功率運行 、 啟動下 ， 熱功率 、 RCS最高環(huán)路平均溫度和穩(wěn)壓器壓力的組合不超過規(guī)定的安全限值 ? 穩(wěn)態(tài) 、 正常運行和預期事件期間不超燃料設計限值 ? 95%可信度 95%概率不發(fā)生 DNB， 燃料中心溫度 熔點 ?反應堆冷卻劑系統(tǒng)壓力安全限值： 15模式 ， p≤, RCS的設計壓力 ， 運行壓力不超設計壓力的 10%；所有 RCS部件要在125%設計壓力下進行水壓試驗 ， 按 ASME規(guī)范第 XI篇要求進行實驗 ?安全系統(tǒng)整定值 ?正常運行限制條件 ?正常運行限制條件組成 ?正常運行限制條件應用分類：分 6類 ， 條件 i條件 vi ?監(jiān)督要求應用分類：分 4類 ， 監(jiān)督要求 i監(jiān)督要求 iv ?正常運行限制條件類別： 9大類共計 103個正常運行限制條件 《 核安全專業(yè)實務 》 核動力廠運行的安全管理 ?標準技術規(guī)格書的正常運行限制條件要求共分 9大類103個正常運行限制條件 ? 反應性控制系統(tǒng) （ 11） ? 功率分布限值 （ 4） ? 儀表 （ 9） ? 反應堆冷卻劑系統(tǒng) （ 19） ? 應急堆芯冷卻系統(tǒng) （ 6） ? 安全殼系統(tǒng) （ 19） ? 電廠系統(tǒng) （ 18） ? 電力系統(tǒng) （ 10） ? 換料操作 （ 7） 《 核安全專業(yè)實務 》 （ 2） 核動力廠運行安全監(jiān)督 ?定義 ：核動力廠運行安全監(jiān)督包括檢查和處理 、 處罰 、 強制命令 ，簡稱對核動力廠運行安全的檢查和執(zhí)法 。 ?依據(jù) ： ?《 中華人民共和國民用核設施安全監(jiān)督管理條例 》 ?《 實施細則之一 — 核電廠安全許可證件的申請和頒發(fā) 》 ?《 實施細則之一 — 附件一核電廠操縱員執(zhí)照頒發(fā)和管理程序 》 ?《 實施細則之二 — 核設施的安全監(jiān)督 》 ?《 實施細則之二 — 附件一核電廠營運單位報告制度 》 ?其他國內(nèi) 、 國際有關的核安全標準或文件等 ?監(jiān)督方式 ：核動力廠日常安全監(jiān)督工作由國家核安全局地區(qū)監(jiān)督站根據(jù)相關規(guī)定執(zhí)行；專項安全監(jiān)督任務由國家核安全局組織核安全檢查組 、 核安全監(jiān)督員和受委托的專家 ， 在依法授權的范圍內(nèi)進行工作 。 《 核安全專業(yè)實務 》 二 、 核動力廠營運單位 ? 申請獲準或已獲準經(jīng)營和運行核動力廠并負責核動力廠安全的單位 。 1 總的要求 ? 作為許可證持有者 ， 營運單位必須對核動力廠的安全運行負全面責任 。 ? 營運單位可以把核動力廠的安全運行授權給核動力廠運行管理者 ， 但仍必須保持對安全負有首要的責任 。 ? 營運單位必須提供必要的資源和支持 。 ? 核動力廠的管理必須保證核動力廠安全運行 ， 遵守法律 、 法規(guī)要求 。 ? 營運單位必須特別強調(diào)核動力廠的運行安全 ， 必須貫徹安全第一的原則 。 ? 核動力廠營運單位的組織機構必須適合核動力廠安全運行管理的特點 ，絕不可將管理非核動力廠的原有組織加以簡單擴充來管理核動力廠 。 《 核安全專業(yè)實務 》 ? 核動力廠營運單位管理職能 A. 決策職能 ， 包括確定管理目標 、 確定核安全和質(zhì)量政策 、 分配財力 、 物力和人力資源 、 批準管理大綱內(nèi)容 、 制定使員工狀態(tài)勝任其工作的制度 、 并根據(jù)實現(xiàn)管理目標過程中的業(yè)績對上述各項制定必要的修改計劃； B. 運行職能 ， 包括在運行狀態(tài)和事故工況下為核動力廠運行做出管理決定和采取行動； C. 支持職能 ， 包括從廠內(nèi)外組織獲得為執(zhí)行運行職能所需要的技術和管理服務及設施； D 審查職能 ， 包括對履行運行職能和支持職能的情況進行嚴格監(jiān)察 ， 并進行設計審查 。 監(jiān)察的目的在于驗證是否符合核動力廠安全運行的規(guī)定目標 ， 發(fā)現(xiàn)偏離 、 缺陷和設備故障 ， 并為及時采取糾正措施及進行改進提供信息 。 審查職能還包括對營運單位的整個安全業(yè)績進行審查 ， 以便評價安全管理的有效性和確定改進的可能性 。 《 核安全專業(yè)實務 》 ? 必須建立并以文件確定組織機構 ， 以保證履行實現(xiàn)核動力廠安全運行的職責 A. 在營運單位內(nèi)部劃清職責并授予職權； B. 確定并驗證管理大綱的滿意實施； C. 提供充分的人員培訓； D. 建立與國家核安全監(jiān)管部門 、 其他有關部門以及地方政府的聯(lián)絡渠道 ， 以處理好與安全有關的事宜； E. 建立與設計 、 建造 、 制造 、 核動力廠運行和必要的其他 （ 國內(nèi)和國際 ） 組織機構的聯(lián)絡渠道 ， 以保證傳遞信息 、 專門知識和經(jīng)驗以及響應安全問題的能力； F. 提供足夠的資源 、 服務和設施； G. 提供適當?shù)墓娮稍兒吐?lián)絡渠道 。 《 核安全專業(yè)實務 》 2. 組織機構和人員職責 ? 行業(yè)主管單位的職責： ， 保證給營運單位必要支持 、 對其督促檢查 、 制定核安全的技術標準 、 向 NNSA備案 ， 參與場外應急計劃的制定和實施； NPP各類人員的技術培訓和考核； ? 核動力廠的運行管理者的職責： A. 核動力廠經(jīng)理的職責包括：實施營運單位的安全政策 、 建立和維持健全的安全文化 、 管理和驗證安全相關活動 B. 在廠區(qū)的主要行政人員是經(jīng)理 （ 廠長 ） ， 是許可證持有者在廠區(qū)的代表 ， 對安全運行負全面責任 C. 經(jīng)理負責保證遵守營運單位和國家核安全監(jiān)管部門的要求 ， 涉及公眾信息活動和保持與地方政府的關系 D. 如果經(jīng)理不直接管理外部提供的服務 ， 應規(guī)定職能關系 ， 分清兩部分責任 E. 在職能完全或部分不能直接管理下 ， NPP經(jīng)理仍然要以文件的方式促進滿意執(zhí)行源于這些職能的 NPP活動； F. 每個單位的高層經(jīng)理應了解和支持提高參與 NPP活動的所有人員管理的技術技能要求 ， 使他們達到完成指派任務的必要程度； G. 經(jīng)理應在安全管理所有方面對所有人員建立標準和要求 。 自身符合并幫助理解標準和要求是合適的 H. 分派安全職責時 ， 經(jīng)理應保證人員勝任及有適當資源有效履行安全職責 I. 基層經(jīng)理應負責在其管理下的所有操作的安全 。 組織機構