一、装料处于什么阶段:
目前国内二代及二代加核电调试共分：初步试验(第I 阶段)、NSSS 功能试验(第II 阶段)、首次启动试验(第III 阶段)、首次装料(分阶段III.1)、临界前试验(分阶段III.2)、首次临界和功率提升到50%FP(分阶段III.3)、功率从50%FP 提升到100%FP(分阶段III.4)。喋血黑谷
AP1000核电调试分：调试准备阶段（0阶段）、预运行试验阶段（A1阶段-冷态试验阶段、A2阶段热态试验阶段）、启动试验阶段（B1阶段-初始燃料装载和预临界试验、B2阶段-初始临界、B3阶段-低功率试验）、升功率试验（C1阶段-低功率平台、C2阶段-25%功率平台、C3阶段-50%功率平台、C4阶段-75%功率平台、C5阶段-90%功率平台、C6阶段-100%功率平台，之后是性能试验和示范运行。 也就是都分在第三阶段第一步，只不过划分的细节略有不同。
二、装料都有那些过程:
1、装料前的准备：共分装料许可证准备、主回路准备、建立装料控制区、
史东鹏消缺及遗留项清理并行4项内容n-甲基吡咯烷酮
1.1.1装料许可证准备：
1.1.1.1提前一个月向核安全局提交装料前调试试验报告
1.1.1.2向核安全局提交役前检查结果报告
1.1.1.3核安全局NNSA对现场进行装料前核安全例行检查
1.1.1.4向核安全局提交现场检查纠正行动落实报告
1.1.2 主回路准备：
1.1.
2.1 环吊维修
1.1.
2.2 防飞射物盖板处理
1.1.
2.3 拆除顶盖周围保温、MSTM（螺栓拉伸机）运至20米平台
1.1.
2.4 用MSTM旋出螺栓后，MSTM及主螺栓运出反应堆厂房（RX）
1.1.
2.5开启513（反应堆厂房换料）平台，安装导向柱，RPV顶盖吊出
1.1.
2.6上下部堆内构件吊出、RPV（反应堆压力容器）内排水和清洁
1.1.
2.7 RPV目视检查、螺栓孔清洁和检查并安装螺栓孔塞，RPV法兰面
清洁和检查
1.1.
2.8下部堆内构件清洁、安全导向柱
1.1.
2.9下部构件装入RPV内
1.1.
邓相超事件2.10插入辐照样品管
1.1.
2.11 TP-PMC-42干态试验（插入及拔出辐照样品监督管试验）
1.1.
2.12上部装入控制棒驱动轴
1.1.
2.13硼酸制备及传输（PTR水箱1600m3、2200ppm）
1.1.
2.14水池清洁、异物检查及传输池1米水试
1.1.
2.15利用PMC装料机装料操作培训
1.1.
2.16装料前联合演练、撤离演习和下栅格板异物检查
1.1.
2.17 主回路具备装料条件
1.1.3 建立装料控制区
1.1.3.1控制区边界孔洞封堵完成
1.1.3.2 4KRT功能满足技术规范要求（放射性通道试验）
1.1.3.3确认完毕工程承包商人员辐射防护授权在有效时间内
1.1.3.4装料控制区建立
1.1.4 消缺及遗留项清理
2、装料准备阶段都有哪些工作内容：
2.1 在反应堆冷却剂系统处于冷态和降压情况下，反应堆压力容器排 水和开盖，并对其部件进行一次全面检查。
2.2 使装料所需要的全部系统达到可用，特别是保证废液处理和排放设施正确工作。
2.3 完成装料前需要完成、但尚未完成的安装工作和试验，以及对那些
试验结果不满意的试验重新进行试验。
2.4反应堆保护系统RPR，通过模拟，验证反应堆紧急停堆系统的运行。
完成安全保护通道试验，以证明电源丧失时的安全保障作用。通过切
断反应堆紧急停堆断路器来验证保护通道，测量每个通道的响应时间，
核查或调整保护整定值在装料要求的值和建立定期试验大纲的参考
值，核查保护系统和安全保障系统的最终可用性。
2.5 在模拟的条件下，对自动控制系统和核功率测量通道的模拟量输出进行试验。
2.6 完成堆外核仪表（电离室）的安装；
2.7 用模拟信号对核测量仪表进行调整，核查源量程探测器对中子源的响应。 2.8 用中子源对三套临时启动测量仪表（三个临时探头，中子计数管及
其二次仪表）进行试验。
2.9 按燃料停堆要求对NSSS系统和堆坑充水（硼浓度为2200-2300ppm 之间）
2.10 验证辐射防护通道KRT（标定和报警值设定）以及验证辐射防护设
备的适当运行。
2.11 在此阶段，完成用假燃料组件在燃料装卸系统对运行人员的培训和总演习。 3、装料及装料后反应堆水池排水：
3.1低低水位检修工作完成以后，将反应堆水池充水到19.5m，这时反应堆水
池、堆内构件池、燃料传输池和乏燃料池之间相通，各闸板都已去掉，签
署PT9DHP03（装料操作的过程控制文件），进行堆芯重装料操作。
3.2装料的过程为：用燃料厂房吊车将一盒燃料组件垂直吊离支座，竖着在水
下移动到传输池小车上，然后将组件水平放于小车上。小车与燃料一块从
传输池通过传输管进入构件池。在堆内构件池，组件竖起后由装料机在水
下移动到堆芯上部并插到预定位置上。
3.3 装料结束。签署PT9DHP04，开始堆水池排水。排水前要确认堆水池上上
面的撇渣滤网和水下照明灯已被移走。
3.4排水过程为：先用PTR002PO排水至12.6米，再用PTR005PO排至该泵可
运行的最低水位，最后用PRE管排掉堆池残余水。PTR002及PTR005PO排
水均排向PTR001BA。压力容器内部的水通过将RCV030VP指向TEP来排出。
3.5 排水结束后，装上假封头，对池壁面进行去污。然后装上压力容器封头。
签署PT9DH05，确认稳压器人孔关闭后，解除E类行政隔离，实施F类行孙惠芬
政隔离。
3.6 如果蒸汽发生器需要拆除堵板，那么需要签署PT9DHP09，排水到LOI水
位。完成拆除堵板操作后，重新充水到0米，签署PT9DHP05，确认稳压器人孔关闭后，解除E类行政隔离，实施F类行政隔离。
附件1、装料试验
1、试验目的：
执行首次堆芯核燃料装载，主要包括以下三方面内容：
1.1装料操作；
1.2装料过程中，机组状态、冷却剂硼浓度和堆芯中子通量监测；
1.3 RPN探测器报警阈值调整；
2、验收准则：
2.1燃料组件的最终布置状态与堆芯装载图一致；
2.2装料过程记录符合规程要求；
2.3装料过程始终处于次临界状态，整个操作始终受控；
2.4装料过程中和堆芯满装载情况下，堆外核测仪表系统(RPN)中的2个SRC
（源量程）的计数率均大于2cps；
3、装料前提条件
3.1下列系统可用或系统部分设备可用，系统或系统部分设备状态满足装料要求：
3.1.1安全壳：装料期间可隔离；
3.1.2 PMC（核燃料装卸贮存）正常可靠；
3.1.3 R厂房环吊禁止使用；
3.1.4 PTR（反应堆堆腔和乏燃料水池的冷却和处理系统）正常运行；
3.1.5 RRA（正常余热排出系统）可用：2列一用一备，承担净化功能；3.1.6 REA（反应堆硼和水补给系统）可用；
3.1.7 RPN（核仪表系统）正常运行；
3.1.8 KRT（电场辐射监测系统）可用；
3.1.9通风系统可用；
3.1.10应急柴油机部分供电线路可用；
3.1.11 RRI/SEC（设冷水/重要厂用水）至少一列可用；
3.1.12 BUP（备用盘）盘可用；
3.1.13 RAZ（核岛氮气分配系统）可用；
3.1.14SRE（放射性废水回收系统）可用；
3.1.15 EAS（安全壳喷淋系统0在线；
3.1.16 ASG（辅助给水系统）除氧器可用；AP1000无此系统
3.1.17三废系统部分可用；
3.2机组处于换料冷停堆状态；
3.2.1反应堆冷却剂硼浓度≥2100ppm(最小停堆换料硼浓度，一般取2250ppm)；
3.2.2反应堆冷却剂水温控制在10℃～60℃；
3.2.3反应堆堆坑水位：19.3m~19.5m；
3.3测量仪表和专用试验设备：
3.3.1中子监测设备：连续监测中子计数率变化
3.3.2堆外核测仪表系统(RPN)中2套SRC(SRC)中子探测器；
3.3.3临时中子通量监测设备3套；
3.3.4音响、视听设备；
装料主控制台(反应堆厂房+20米平台)专用通讯设备：本控制台必须建立与MCR(二级控制台)和核燃料厂房通讯联络。
3.3.5其它设备：
临时温度计：监测反应堆压力容器的水温；
望远镜、水下摄像机及录像设备：核实入堆燃料组件及其相关组件的标识码；
3.3.6堆芯模拟板或装卸料在线显示系统：模拟和显示装料情况；
3.3.7办公用品和设备：临界安全监督记录、计算和外推
4、专门预防措施
4.1反应性控制：次临界度应始终大于5000pcm；
4.2换料装料控制：装料主控制台负责人控制装料的操作，所有其它控制台均向该控制台的换料装料现场负责人报告。
4.3回路要求：
1台余热排出泵连续工作，保持一回路温度变化在±7℃内；接近压力容器出水口位置装载燃料组件时，余热排出泵可暂停运行，以防止燃料组件被水流冲击难以正确就位；
临时铂电阻温度计监测反应堆压力容器水温；
防止意外的硼稀释：①隔离：必须将与反应堆相连接的所有低于换料冷停堆硼浓度的管线严格管理和隔离②REA (硼和水补给系统) 补水管理：硼浓度调至换料冷停堆硼浓度/硼浓度监测；
4.4核仪表你不可能在乎的声音
4.4.1装料之前和装料过程期间中子计数装置整定值设置、调整和检查；中子注量率高报警整定值设置为参考计数率的2～3倍，必要时(如计数率波动过大)可调整此整定值。装料前已经通过试验确认安全壳内任何地方都能听到报警信号。
4.4.2装料期间，至少2个中子探测器 (2个SRC和3个临时探测器)可连续监测，有显示、音响和计数声；
4.4.3暂停装料期间，至少1个中子探测器可连续监测；至少2个中子计数装置每小时进行一次倒计数率的计算；
最后一个燃料组件装入堆芯时，2个SRC可用；
4.4.4装料过程中，当带中子源的燃料组件的位置发生变化时，必须及时调整安全壳撤退报警的整定值；
4.4.5临时探测器的中子计数管小心放入压力容器挂靠固定于围板壁旁；4.5中子计数率监测
4.5.1自第一个燃料组件装入堆芯始监测中子计数率；
4.5.2计算参考计数率；中子源组件入堆或其位置发生变化，重新测量；装料操作暂停超过4个小时，恢复装料操作前必须对重新测量每套中子通量监测装置的参考计数率。
4.5.3每个燃料组件装入堆芯后计算倒计数率；作以燃料组件数目为函数的倒计数率图(按每一个在用的中子计数装置绘图)；
4.5.4装入8个燃料组件后，3个临时探测器和2个SRC中至少各有1个装置计数率≥2cps；
4.5.5经ICRR外推确认装入新燃料组件是安全受控→物理人员通知装料现场负责人→装卸料机的抓具可以与燃料组件脱扣→准备装入下一个新燃料组件；
4.5.6最后一个燃料组件装入堆芯后，2个SRC计数率≥ 2cps；
4.6装料操作必须按技术规格书要求进行，装料期间如果发生以下任何一种情况，都将立即停止装料操作，等待装料领导小组作出后续工作决定：
4.6.1任何1套中子计数装置的中子计数率突增5倍以上；
4.6.2所有中子计数装置中子计数率突增2倍以上；
4.6.3中子计数率突然不正常增加，或者与1个SRC相连接的高通量报警讯号发生动作；
4.6.4能正常工作的中子计数通道不足2个；
4.6.5两个一次中子源组件入堆后，≥2cps的中子计数装置少于2个时；4.6.6倒计数率ICRR存在明显不正常时；
4.6.7一回路冷却剂硼浓度意外变化，偏离初始硼浓度±20ppm以上；
4.6.8一回路冷却剂温度意外变化，其变化量超过±7℃；
4.6.9装料主控制台与MCR临界安全监督控制台，或者与燃料厂房的通讯系统中断时；
4.6.10应急硼化系统不能运行时；
4.6.11安注系统不能运行时；
4.6.12在燃料组件装入堆芯期间，要保证不损坏邻近的临时中子探测器。4.6.13定期对硼浓度进行取样分析，取样点包括反应堆压力容器上、中、下三个不同的液位；
如果因上述任何一个原因使堆芯装载操作暂停，都必须弄清异常状况出现的原因，必须在确保不危及堆芯的装料安全，或者暂停原因得以纠正以后，才能重新恢复装料操作。绝对不可尝试可能引起堆芯反应性增加的任何操作。
4.6.14若装料过程中一回路冷却剂硼浓度低于技术规格书限值要求，则把硼酸箱中浓硼酸通过应急硼化管线注入一回路冷却剂系统中，使硼浓度恢复到2100ppm以上，同时应查明引起硼浓度下降的原因；
4.6.15若装料过程中意外达临界，则把硼酸箱中浓硼酸通过应急硼化管线注入一回路冷却剂系统中，直至中子倒计数率外推为次临界时为止；
4.6.16注意检查燃料组件标识号和方位，以及其在堆芯就位的坐标；
5、装料组织机构
5.1组织与协调：装料总指挥(SUK经理)和装料副总指挥(MGS副处长)；
5.2装料指挥：当值装料值长承担，控制装料过程；
5.3装料操作：MGS装料倒班人员承担
RX装料主管、装料操作员
KX装料主管、装料操作员
(《燃料组件移动单RX/KX》)
5.4次临界监督：
物理监督员：中子计数测量、倒计数率计算和曲线绘制
豫公网安备41160202000603
站长QQ:729038198
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