冷停堆

物理名词

冷停堆，即用于冷却核燃料棒的水温低于沸点，可阻止燃料棒再度升温。冷停堆通常是由于装置设备检修，更换燃料或长期休整的需要，而将反应堆动力装置从具有一定功率运行的热态，直接冷却到常温状态，与其对应的启动是反应堆的冷启动。

热停堆

正常停运：核电厂正常停运是指从电网解列到把反应堆降到次临界状态，根据停堆目的把反应堆维持在热停堆或退到冷停堆。

热停堆：热停堆是短期停堆，手动将功率补偿棒组和温度控制棒组插入堆芯使反应堆次临界，停堆棒组保持在堆芯顶。这时，冷却剂系统保持或接近热态零功率时的运行温度和压力。一回路温度通过控制蒸汽向大气或凝汽器的排放来维持，其能量来自堆芯的余热和主泵做功，蒸汽发生器给水由辅助给水系统供给。一回路压力由稳压器自动控制维持。热停堆期间，至少保持一台主泵运行。

当反应堆热停堆时间超过出现碘坑最大值的时间后，堆内氙毒逐渐减少，可能会使反应堆重返临界。因此，必须根据预计在热停堆的停留时间进行硼化，使冷却剂中的硼浓度达到安全停堆深度的要求。

冷停堆：经过降温降压，反应堆从热停堆进入冷停堆。为了抵消一回路在降温过程中，因负温度效应而引入堆芯的正反应性，同时为了保证有足够的停堆深度，降温前必须进行硼化，当达到冷停堆状态所要求的硼浓度后，开始降温降压。其过程是：提出温度控制棒组到堆芯顶部，用蒸汽发生器经旁路系统向凝汽器(如凝汽器不可用，则向大气)排放，将一回路冷却剂降温到180℃，压力为2.5MPa。此时，投入停堆余热导出系统，用该系统继续降温，同时淹灭稳压器汽腔，直到温度低于90℃达到冷停堆状态。

冷启动

冷态起动反应堆在停堆换料或维修之后，其内充满浓度约为2100μg/g的含硼冷却水，所有控制棒组都在最低位置，冷却剂温度低于60℃，堆芯处于次临界状态。起动步骤如下：

(1)一回路充水(一次冷却剂)和排气：向一回路充水结束后，降低蒸汽发生器二次侧水位到零功率水位整定值。

(2)起动一次冷却剂泵和投入稳压器电加热器：首先，将一回路中的一次冷却剂压力升到2.5MPa，将停堆控制棒组和温度控制棒组提升到堆芯顶部，以便在意外硼稀释事故时，确保足够的停堆裕度。起动主泵并投入稳压器电加热器的运行，使冷却剂逐渐升温。当一次冷却剂温度达到90℃时，添加氢氧化锂(LiOH)，以控制水的pH值，并加联氨，使冷却剂中的溶解氧达到规定值。温度升到100～130℃时，通过手动控制在容积控制箱上部把N2置换为H2，建立氢气空间，使容积控制箱水位控制阀转为自动。当稳压器内水温达到与2.5～3.0MPa相对应的饱和温度(221～232℃)时，手动控制降低稳压器水位，在稳压器上部建立汽腔，并调节稳压器水位，当该水位达到零功率水位整定值时，冷却剂系统的压力由稳压器自动控制。

(3)一回路升温升压：采用稳压器的电加热器和主泵转动的机械能，使一回路水的温度和压力逐渐提升。其温度上升速率应按规定。

系统到达热停堆压力和温度时，系统的压力控制可由手动转为自动。在升温过程中，多余的热量由蒸汽发生器二次侧蒸汽排向大气或旁通到汽轮机的凝汽器。

(4)反应堆起动：压水堆反应性是随核燃料的燃耗和一次冷却剂的温度而改变的。在临界起动时，一次冷却剂温度必须保证起动在负温度系数下进行。在起动过程中，应尽量保持一次冷却剂温度不变。可将一次冷却剂硼浓度逐渐稀释到估算的临界浓度，然后慢慢提升控制棒使堆内中子数逐渐增大，直到反应堆临界，使机组达到热备用状态，由于受辅助给水容量的限制，反应堆功率一般控制在≤2%PN(额定功率)水平。

(5)二回路起动：反应堆临界后，需要进行二回路系统的起动准备。首先起动汽动给水泵，将辅助给水切换到主给水，将蒸汽旁路向大气排放切换到向汽轮机凝汽器排放。然后，将反应堆功率升到5%～10%PN(根据不同类型机组，此功率水平有所不同)，用来自蒸汽发生器的蒸汽，对主蒸汽管道和汽水分离再热器进行暖管，对汽轮机进行低速暖机。暖机合格后将汽轮机组按规定的速率升速，直至达到额定转速。

(6)并网发电及提升功率：反应堆功率上升到约为额定功率的10%～15%时，发电机进行并网，并带最小负荷(约为发电机额定功率的5%)运行。逐渐关闭向汽轮机凝汽器排汽的旁通阀，使反应堆与汽轮机之间达到功率平衡。继续增加负荷，当反应堆功率超过额定功率的15%时，将反应堆控制从手动切换到自动。

(7)功率运行：压水堆核电厂带功率运行时，一般采用一回路中的一次冷却剂进、出口水温的平均温度进行调节。当负荷变化时，改变控制棒在堆芯的插入深度以改变反应堆的出力，使一、二回路之间达到新的平衡。同时调整一回路中的一次冷却剂硼浓度，使控制棒在最优位置，以保证堆芯的功率分布偏差不超过规定值。

在功率运行中，由于燃料的燃耗和裂变产物的积累(即中毒和结渣)，反应性将降低，通过调节一次冷却剂中硼浓度来补偿此反应性损失。

为保证燃料棒的安全，核电厂的负荷瞬变值和负荷变化率均应小于规定值。

日本核电站

根据东电11月30号发布的进度报告，所有事故反应堆压力容器底部的核燃料棒的分布已经稳定在了100摄氏度以下，机组厂房内的辐射水平显着下降，结果属实的话，意味着要比预计提前大约一个月达到第二阶段的主要目标也就是冷停堆，这将是日本处理核灾计划中重要的里程碑事件。

日本首相野田佳彦、日本原子能灾害对策本部部长将于16日召开会议，宣布福岛核事故处理第二阶段结束。

日本广播协会报道称，日本政府表示，目前已经确认到，核反应堆压力容器底部以及安全壳内部温度基本保持在100摄氏度以下，放射性物质外泄情况也得到控制，核电站厂区边缘的年核辐射量低于1毫希等，计划年内达成第二阶段“冷停堆”的作业目标已经实现。

鉴于核反应堆状态稳定，日本政府计划全面展开警戒区域和计划性疏散区域的调整工作。不过，上述区域内仍有部分地区辐射量依然较高，因此，核电事故担当大臣细野豪志等有关人员将于本周末前往灾区，与当地市长、町长等协商应对办法。

据介绍，福岛第一核电站位于东京东北部的240公里，在3月11日的大地震及海啸中，核电站1至3号机组反应堆冷却系统受损，内芯燃料棒受熔化。

根据福岛核电站运营商东京电力公司4月公布的首份事故处理工程表，第一阶段的目标是实现核站1号至4号反应堆机组辐射泄漏切实减少。7月中旬，东电表示完成了这一阶段的任务。

将进入新阶段彻底清理或耗时数十年