CN103811084A - 一种核电站余热排出系统投运前准备方法 - Google Patents

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Abstract

为克服现有技术中余热排出系统投运前需要对硼浓度进行采样检测步骤的问题，本发明提供了一种核电站余热排出系统投运前准备方法。所述准备方法包括升压步骤、加热步骤以及调整硼浓度步骤。其中调整硼浓度步骤中是直接调节反应堆冷却剂系统内硼浓度，使反应堆冷却剂系统内硼浓度升高值为浓度变量ΔM，使得所述余热排出系统接入到反应堆冷却剂系统后，余热排出系统及反应堆冷却剂系统回路内的硼浓度大于或等于技术规范要求的硼浓度。克服现有技术中接入余热排出系统（RRA）前，还要等待余热排出系统（RRA）硼浓度取样检测的缺陷，由此可节约等待的时间，也即缩短了核电站停运检修的总时间，提高核电站的运营效益。

Description

一种核电站余热排出系统投运前准备方法
技术领域
本申请涉及核电站核岛关键系统领域，尤其是涉及一种余热排出系统投运前准备方法。
背景技术
余热排出系统（RRA）是核电站核岛的关键系统，是与核安全密切相关的系统，其主要功能为在反应堆冷却剂系统（RCP）温度小于等于180℃，压力小于3.0MPa(绝对)的工况下，排出三部分热量：堆芯余热、反应堆冷却剂系统（RCP）水和设备的显热以及反应堆冷却剂系统（RCP）泵给一回路水提供的热量。
余热排出系统（RRA）还包括如下辅助功能：
1、在反应堆冷却剂系统（RCP）泵停运时，余热排出系统（RRA）在一定程度上使反应堆冷却剂系统（RCP）硼浓度、温度均匀化。
2、在卸料操作之后，余热排出系统（RRA）泵可用来将堆腔中的水送回冷却和处理系统（PTR）001BA。
3、余热排出系统（RRA）的安全阀参与了反应堆冷却剂系统（RCP）的压力控制。余热排出系统（RRA）还参与了反应堆冷却剂系统（RCP）的水质控制过程。
余热排出系统包括：两台并联布置的第一泵和第二泵、两台并联布置的热交换器（包括第一热交换器和第二热交换器）以及一条热交换器的旁路管线及其他连接管线，该热交换器由设备冷却水系统（RRI）进行冷却。
余热排出系统主要工作过程为：余热排出系统中第一泵和第二泵从反应堆冷却剂系统（RCP）第二环路热段吸入，送入一段母管。母管上设有卸压阀，用以避免反应堆冷却剂系统（RCP）(单相阶段)和余热排出系统（RRA）系统超压。母管的水分三路：第一路流经第一热交换器（001RF）管线，第二路流经第二热交换器（002RF）管线，第三路流经旁路管线，然后再汇总到出口总线上。该出口总管线末端一分为二，分别与反应堆冷却剂系统（RCP）第一环路和第三环路的冷段的中压安注管线（RIS）相连，余热排出系统（RRA）的水借用两个中压安注的注入口进入反应堆冷却剂系统（RCP）。
在出口总管线上还引出三条管线，包括引出一条泵的最小流量循环管线到泵的入口，引出一条到化学和容积控制系统（RCV）的下泄孔板下游的低压下泄管线以及引出一条与冷却和处理系统（PTR）的联络管线.
热交换器所在管线的调节阀用于调节通过热交换器的反应堆冷却剂系统（RCP）水流量，以达到控制反应堆冷却剂系统（RCP）的降温或升温速率以及控制反应堆冷却剂系统（RCP）温度的目的。旁路管线的调节阀用于维持泵的流量恒定。
核电站功率运行时，余热排出系统（RRA）处于隔离、备用状态。余热排出系统（RRA）的正常启动在反应堆从热停堆过渡到冷停堆的过程中进行。
余热排出系统（RRA）投入之前反应堆冷却剂系统（RCP）应具备的主要条件是：
1、反应堆冷却剂系统（RCP）平均温度在160℃至180℃之间；
2、反应堆冷却剂系统（RCP）压力在2.4至3.0MPa之间。
同时，余热排出系统（RRA）在投运之前，其状态与反应堆冷却剂系统（RCP）相差较大，为防止余热排出系统（RRA）投运接入反应堆冷却剂系统（RCP）时，由于硼浓度过低，导致对反应堆冷却剂系统（RCP）回路硼浓度进行稀释，使得反应堆冷却剂系统（RCP）硼浓度降低违反技术规范的要求，需对余热排出系统（RRA）内的硼浓度进行化验。
为了化验余热排出系统（RRA）硼浓度，需将余热排出系统（RRA）内硼水进行循环以均匀余热排出系统（RRA）内硼浓度，然后通过取样分析化验该硼浓度，若该硼浓度足够高，不会稀释反应堆冷却剂系统（RCP），则允许余热排出系统（RRA）投运，若该硼浓度过低，会造成对反应堆冷却剂系统（RCP）稀释导致违反技术规范的要求，则不允许直接接入反应堆冷却剂系统（RCP），而要先对反应堆冷却剂系统（RCP）进行硼浓度调整，调整至合适浓度后，才允许将余热排出系统（RRA）接入反应堆冷却剂系统（RCP）。
因此，传统的余热排出系统（RRA）投运方法主要包括两大项操作：
1、升压和加热，避免压力和热冲击，以保护余热排出系统（RRA）泵和热交换器；
2、硼浓度调整，对余热排出系统（RRA）进行循环，对硼浓度进行化验，防止在余热排出系统（RRA）内的低硼浓度水稀释反应堆冷却剂系统（RCP）而违反技术规范的要求。
而对硼浓度的化验是以先对余热排出系统（RRA）进行硼循环均匀为前提的，即必须等待硼循环均匀完成后，才能进行取样分析，并根据化验的结果，选择投运；或者对反应堆冷却剂系统（RCP）先进行硼浓度调整后，才允许余热排出系统（RRA）投运。
对于该硼浓度调整的方法具体描述如下：启动一台余热排出系统（RRA）泵，以最小流量管线循环约10min。然后打开REN有关的取样管线的阀门进行取样，检查余热排出系统（RRA）的硼浓度，随后停运余热排出系统（RRA）内的泵，关闭取样阀门。若余热排出系统（RRA）的硼浓度低于反应堆冷却剂系统（RCP）硼浓度，则用反应堆硼和水补给系统（REA）给反应堆冷却剂系统（RCP）加硼，使得余热排出系统（RRA）投入与反应堆冷却剂系统（RCP）混合后反应堆冷却剂系统（RCP）硼浓度不低于技术规范的要求。若余热排出系统（RRA）的硼浓度高于反应堆冷却剂系统（RCP），则不需调整。
发明内容
本申请要解决的主要技术问题是，克服现有技术的不足，提供核电站余热排出系统投运前准备方法。
为解决上述技术问题，本申请提供了一种核电站余热排出系统投运前准备方法，包括步骤：
升压步骤：调整余热排出系统内压力，将余热排出系统回路内压力升至与反应堆冷却剂系统内压力相适应；
加热步骤：对余热排出系统内进行升温，使其回路内温度加热至与反应堆冷却剂系统回路温度相适应。
硼浓度调整步骤：直接调节反应堆冷却剂系统内硼浓度，使反应堆冷却剂系统内硼浓度在余热排出系统接入运行前升高ΔM，浓度变量ΔM使得所述余热排出系统投运后，余热排出系统及反应堆冷却剂系统连通的回路内的硼浓度大于或等于技术规范要求的最低硼浓度；
所述升压步骤、加热步骤及硼浓度调整步骤完成后，将余热排出系统接入反应堆冷却剂系统投入运行。
在所述核电站余热排出系统投运前准备方法的一种优选实施例中，在所述硼浓度调整步骤中，假设余热排出系统硼浓度为0ppm，原反应堆冷却剂系统回路的容积为VA，余热排出系统回路内的容积为VB，技术规范要求的反应堆冷却剂系统最低硼浓度为M，所述反应堆冷却剂系统内需升高的浓度变量ΔM≥M(VB/VA)。
在所述核电站余热排出系统投运前准备方法的一种优选实施例中，假设技术规范要求的最低硼浓度M为800ppm，所述浓度变量ΔM大于或等于51.2ppm。
在所述核电站余热排出系统投运前准备方法的一种优选实施例中，在硼浓度调整步骤具体为：调配好反应堆硼和水补给系统内的硼浓度，使反应堆硼和水补给系统硼浓度高于反应堆冷却剂系统内的硼浓度，启动反应堆硼和水补给系统往反应堆冷却剂系统回路注入硼水，并将反应堆冷却剂系统中硼水排出至化学和容积控制系统，最后从化学和容积控制系统排出至与化学和容积控制系统连接的硼回收系统中，使反应堆冷却剂系统内硼浓度升高ΔM。
在所述核电站余热排出系统投运前准备方法的一种优选实施例中，所述升压步骤中，余热排出系统内压力调整至1-2MPa。
在所述核电站余热排出系统投运前准备方法的一种优选实施例中，所述升压步骤中，余热排出系统内压强调整至1.5MPa。
在所述核电站余热排出系统投运前准备方法的一种优选实施例中，所述升压步骤具体为：
调整化学和容积控制系统下泄孔板下游压力至1.5MPa后，将化学和容积控制系统与余热排出系统连通，将余热排出系统升压到与下泄孔板下游相同的压力；
打开余热排出系统与反应堆冷却剂系统热管段之间的阀门，使余热排出系统内压力升至与反应堆冷却剂系统相同压强。
在所述核电站余热排出系统投运前准备方法的一种优选实施例中，在打开余热排出系统与反应堆冷却剂系统热管段之间的阀门之前，关闭化学和容积控制系统与余热排出系统之间的阀门。
在所述核电站余热排出系统投运前准备方法的一种优选实施例中，打开余热排出系统与反应堆冷却剂系统热管段之间的阀门时，反应堆冷却剂系统内平均温度大于或等于160℃。
在所述核电站余热排出系统投运前准备方法的一种优选实施例中，打开余热排出系统与反应堆冷却剂系统热管段之间的阀门时，反应堆冷却剂系统内平均温度小于180℃
在所述核电站余热排出系统投运前准备方法的一种优选实施例中，所述加热步骤中将所述余热排出系统内温度升至与反应堆冷却剂系统回路温度相差50-70℃。
在所述核电站余热排出系统投运前准备方法的一种优选实施例中，所述加热步骤中将所述余热排出系统内温度升至与反应堆冷却剂系统回路温度相差60℃。
在所述核电站余热排出系统投运前准备方法的一种优选实施例中，所述加热步骤具体为：将冷却水管线的隔离阀打开，使余热排出系统的热交换器的冷却水管线投运；启动余热排出系统的泵，对余热排出系统加热至与反应堆冷却剂系统回路温度相差60℃。
在所述核电站余热排出系统投运前准备方法的一种优选实施例中，所述加热步骤中逐渐增加化学和容积控制系统下泄孔板下游与余热排出系统之间阀门的开度，引入适量的反应堆冷却剂系统水加热余热排出系统。
在所述核电站余热排出系统投运前准备方法的一种优选实施例中，所述加热步骤中所述余热排出系统包括第一泵和第二泵，所述第一泵和第二泵交替运行。
在所述核电站余热排出系统投运前准备方法的一种优选实施例中，所述两个泵交替运行具体为：当余热排出系统热交换器上游的温度比加热前升高了60℃时，停运第一泵，隔30秒后，启动第二泵；当余热排出系统热交换器上游的温度又升高了60℃时，停运第二泵，隔30秒钟后，重新启动第一泵，第一泵和第二泵以此交替运行，直到加热步骤结束。
本申请的有益效果是：
本申请余热排出系统投运前准备方法中，在将余热排出系统投运之前，先进行升压步骤、加热步骤以及调整硼浓度步骤，其中调整硼浓度步骤中是直接调节反应堆冷却剂系统内硼浓度，使余热排出系统接入投运之前反应堆冷却剂系统内硼浓度升高ΔM，使得所述余热排出系统投运后，余热排出系统及反应堆冷却剂系统回路内的硼浓度必定大于或等于技术规范要求的最低硼浓度。
在完成上述步骤后再将余热排出系统（RRA）投入运行，由于在余热排出系统（RRA）投运前已对反应堆冷却剂（RCP）内硼浓度进行了调整，因此余热排出系统（RRA）与反应堆冷却剂（RCP）连通的回路内的硼浓度保持大于技术规范要求的最低硼浓度，无需像现有技术一样，需要分析RRA系统的硼浓度并等待化验结果才进行RCP调硼，然后才开启RCP至RRA的入口阀，由此可节约约1小时的关键路径工作时间，也即缩短了核电站停运检修的总时间，提高核电站的运营效益。
附图说明
图1为核电站中各系统结构示意图；
图2为本申请核电站余热排出系统投运前准备方法中余热排出系统（RRA）结构简图；
图3为本申请核电站余热排除系统投运前准备方法一种实施例中的余热排除系统内各管道连接示意图；
图4为本申请核电站余热排除系统投运前准备方法一种实施例中硼浓度调整步骤框图；
图5为本申请核电站余热排除系统投运前准备方法一种实施例中升压步骤框图。
具体实施方式
为了使本申请所解决的技术问题、技术方案及有益效果更加清楚明白，以下结合附图及实施例，对本申请进行进一步详细说明。应当理解，此处所描述的具体实施例仅仅用以解释本申请，并不用于限定本申请。
在本申请的描述中，需要理解的是，术语“纵向”、“径向”、“长度”、“宽度”、“厚度”、“上”、“下”、“前”、“后”、“左”、“右”、“竖直”、“水平”、“顶”、“底”“内”、“外”等指示的方位或位置关系为基于附图所示的方位或位置关系，仅是为了便于描述本申请和简化描述，而不是指示或暗示所指的装置或元件必须具有特定的方位、以特定的方位构造和操作，因此不能理解为对本申请的限制。
在本发明的描述中，需要说明的是，除非另有明确的规定和限定，术语“安装”、“相连”、“连接”应做广义理解，例如，可以是固定连接，也可以是可拆卸连接，或一体地连接；可以是机械连接，也可以是电连接；可以是直接相连，也可以通过中间媒介间接相连，可以是两个元件内部的连通。对于本领域的普通技术人员而言，可以具体情况理解上述术语在本发明中的具体含义。
由于现有技术中在余热排出系统（RRA）接入到反应堆冷却剂系统（RCP）前，需要先对余热排出系统（RRA）和反应堆冷却剂系统（RCP）回路内的硼浓度进行采样检测，这个采样检测过程需要耗费大概1小时的时间，因此发明人在分析原RRA投运方案，找寻一种更优化的方案，达到可节约时间的目的。考虑到余热排出系统（RRA）投运受到硼浓度的限制，该硼浓度有技术规范的限定，要求余热排出系统（RRA）投运后保证一回路系统RCP的硼浓度大于技术规范要求的最低硼浓度（比如800ppm），如果余热排出系统（RRA）硼浓度小于RCP硼浓度，直接投运将会造成系统的稀释，原有方案不得不做余热排出系统（RRA）硼循环均匀及进行硼浓度测定。为解决上述技术问题，发明人提出一种可省略上述采样检测步骤的方法，即本申请中所述一种核电站余热排出系统投运前准备方法。
本实施例中，该核电站余热排出系统投运前准备方法包括以下步骤：
升压步骤：调整余热排出系统（RRA)内压力，将余热排出系统（RRA)内压力升至与反应堆冷却剂系统内压力相适应；
加热步骤：对余热排出系统（RRA)内进行升温，使其加热至与反应堆冷却剂系统回路温度相适应。
硼浓度调整步骤：直接调节反应堆冷却剂系统内硼浓度，使反应堆冷却剂系统内硼浓度在余热排出系统接入运行前升高ΔM，浓度变量ΔM使得所述余热排出系统投运后，余热排出系统及反应堆冷却剂系统连通的回路内的硼浓度大于或等于技术规范要求的最低硼浓度；
在上述升压步骤、加热步骤及硼浓度调整步骤完成后，将余热排出系统（RRA)接入反应堆冷却剂系统（RCP)投入运行。
本申请在余热排出系统投运前，使反应堆冷却剂（RCP）内硼浓度升高足够的ΔM，该ΔM需要满足使余热排出系统（RRA)投运后，余热排出系统（RRA)与反应堆冷却剂（RCP）回路内的硼浓度保持大于或等于技术规范要求的最低硼浓度。为实现该发明构思，优选地假设在余热排出系统（RRA)接入前，余热排出系统（RRA)硼浓度为0，并据此对反应堆冷却剂（RCP）内硼浓度进行了调整，可保证余热排出系统（RRA)与反应堆冷却剂（RCP）相连后，余热排出系统（RRA)与反应堆冷却剂（RCP）回路内的硼浓度保持大于或等于技术规范要求的最低硼浓度，无需像现有技术一样，需要分析RRA系统的硼浓度并等待化验结果才进行RCP调硼，然后才开启RCP至RRA的入口阀，由此可节约约1小时的关键路径工作时间，也即缩短了核电站停运检修的总时间，提高核电站的运营效益。
下面结合附图通过具体实施方式对本申请作进一步详细说明。
请参考图3，本实施例中余热排出系统（RRA)包括第一泵001PO、第二泵002PO、第一热交换器001RF、第二热交换器002RF以及若干连接管线，各管道上设置有若干阀门，本实施例中阀门统一用编号加VP表示，例如RCP212VP。
具体地，余热排出系统（RRA)中第一泵001PO和第二泵002PO从反应堆冷却剂系统（RCP)第二环路热段A吸入，在余热排出系统（RRA)与反应堆冷却剂系统（RCP)第二环路热段设置多个阀门，包括RCP212VP、RRA001VP、RCP251VP、RRA021VP（阀门用编号加VP表示），用于控制管线的通闭。第一泵001PO和第二泵002PO汇合后送入一段母管，母管上设有卸压阀，用以避免反应堆冷却剂系统（RCP)(单相阶段)和余热排出系统（RRA)超压，其中B去RCP卸压箱。母管的水分三路：第一路流经第一热交换器（001RF）所在管线，第二路流经第二热交换器（002RF）所在管线，第三路流经旁路管线，然后再汇总到出口总线上。该出口总管线末端一分为二，分别与反应堆冷却剂系统（RCP)第一环路和第三环路的冷段的中压安注管线（RIS）相连，余热排出系统（RRA)的水借用两个中压安注的注入口F进入反应堆冷却剂系统（RCP)。
另外，C端从RCV除盐装置下游来，D端管道去RCV下泄孔板下游，G端排水去RIS系统。
在上述结构基础上，该核电站余热排出系统（RRA)投运前准备方法具体步骤如下，下面根据RRA系统（即余热排出系统）及相应系统管线的主要阀门和泵的操作顺序简述RRA投运前的准备方法的过程：
RRA备用状态：
在核电站正常运行时，RRA系统处于隔离、备用状态。
其中，RCP212VP、RCP215VP、RRA001VP、RRA021VP、RRA014VP、RRA015VP和RRA114VP关闭，第一泵和第二泵停止运作。
其中，024VP和025VP被调定在30%开度，013VP全开。
其中，RCV082VP和RCV310VP关闭。
其中，RCV366VP和RCV367VP关闭以防止来自RCV的低浓度硼水稀释RRA系统。
RRI冷却水处于备用状态，但与RRA系统隔离。
升压步骤：
将RRI系统中冷却水管线的隔离阀打开，使热交换器冷却水开通。
在RCV系统下泄孔板下游压力被调整到约1.5MPa后，打开RCV082VP、RCV310VP，将RRA系统升压到与下泄孔板下游压力相同。
关闭RCV310VP，避免打开RRA系统入口阀时下泄孔板下游的压力突然大幅度增加，损坏设备。
打开RCV212、RCV215VP和RRA001、RRA021VP。
其中，这一操作必须在一回路平均温度仍大于或等于160℃时进行，以便在低温时为反应堆系统提供保护。该入口阀打开后，RRA系统的压力便与RCP系统（即反应堆冷却剂系统）相同。
加热步骤：
启动RRA001PO，开始进行RRA系统的加热。
逐渐增加RCV310VP的开度，直到在RCV系统中测得的下泄流量达28.5m3/h，以便引入适量的RCP系统中的水，这样做的好处在于可较快地加热RRA系统，减少加热步骤所用时间。
在该加热步骤中，只能有一台RRA泵运行，因为两台泵流量太大，不允许同时仅以最小流量循环管线运行。为了防止泵叶轮与泵壳接触或卡死现象，第一泵和第二泵应交替启动。
具体为，当RRA热交换器上游的温度比加热前升高了60℃时，停运RRA001PO。隔30s后，启动RRA002PO。
当RRA热交换器上游的温度比加热前又升高60℃时，停运RRA002PO。隔30s钟后，启动RRA001PO，第一泵和第二泵以此交替运行，直到加热步骤结束。
当RRA系统的升温速率低于30℃/h时，一回路与RRA泵壳之间的温差就会小于60℃(为了验证，还是应该检查这个温度差值)。这时RRA的加热步骤结束，即可打开RRA014VP、RRA015VP投运RRA。
硼浓度调整步骤：
调配好反应堆硼和水补给系统（REA）内的硼浓度，使反应堆硼和水补给系统（REA）硼浓度高于反应堆冷却剂系统（RCP)内的硼浓度，启动反应堆硼和水补给系统（REA）往反应堆冷却剂系统（RCP)回路注入硼水，并将反应堆冷却剂系统（RCP)中硼水排出至化学和容积控制系统（RCV），最后从化学和容积控制系统（RCV）排出至与化学和容积控制系统（RCV）连接的硼回收系统（TEP）中，以此补充新硼水，排出旧硼水的方式实现主回路硼浓度升高的目的，使反应堆冷却剂系统（RCP)内硼浓度升高ΔM。
为进一步地说明硼浓度调整步骤，现举例说明，设定反应堆冷却剂系统（RCP)的容量为VAm3，余热排出系统（RRA)的容量为VBm3。设定极端情况下，余热排出系统（RRA)中硼浓度为0ppm（浓度单位），即全为纯水。设定初始反应堆冷却剂系统（RCP)硼浓度目标为M（即为技术规范要求的最低硼浓度），设定为解决防稀释问题，本方案反应堆冷却剂系统（RCP)硼浓度需提高的浓度变量ΔM才能使得该反应堆冷却剂系统（RCP)硼浓度即使经过稀释，也仍能保证大于或等于M。
即必须符合下面的计算公式：
（M+ΔM）VA/(VA+VB)>=M;
经换算即为：ΔM≥M(VB/VA)。
比如，本例中设定初始反应堆冷却剂系统（RCP)硼浓度目标M=800ppm；VA＝250m3；VB＝16m3；因此，经计算，只要将反应堆冷却剂系统（RCP)硼浓度提高51.2ppm即可。或者说，只需在原有硼浓度基础上提高6.4%即可。
因此，只需要保证ΔM≥51.2ppm，或者(ΔM/M)≥6.4%，其中≥表示大于或等于。
即为保证不需做硼循环试验和硼浓度标定的工艺，需将反应堆冷却剂系统（RCP)硼浓度在余热排出系统（RRA)投运前升高至851.2ppm以上。
完成上述升压步骤、加热步骤以及调整硼浓度步骤后，将RRA013VP置于自动控制状态。
随后根据控制降温速率和控制一回路温度的需要调整RRA024VP、RRA025VP的开度。
至此RRA系统就完全投运。
以上内容是结合具体的实施方式对本申请所作的进一步详细说明，不能认定本申请的具体实施只局限于这些说明。对于本申请所属技术领域的普通技术人员来说，在不脱离本申请构思的前提下，还可以做出若干简单推演或替换，都应当视为属于本申请的保护范围。

Claims (15)

1.一种核电站余热排出系统投运前准备方法，其特征在于，包括步骤：
升压步骤：调整余热排出系统内压力，将余热排出系统回路内压力升至与反应堆冷却剂系统内压力相适应；
加热步骤：对余热排出系统内进行升温，使其回路内温度加热至与反应堆冷却剂系统回路温度相适应。
硼浓度调整步骤：直接调节反应堆冷却剂系统内硼浓度，使反应堆冷却剂系统内硼浓度在余热排出系统接入运行前升高ΔM，浓度变量ΔM使得所述余热排出系统投运后，余热排出系统及反应堆冷却剂系统连通的回路内的硼浓度大于或等于技术规范要求的最低硼浓度
在所述升压步骤、加热步骤及硼浓度调整步骤完成后，将余热排出系统接入反应堆冷却剂系统投入运行。
2.如权利要求1所述的核电站余热排出系统投运前准备方法，其特征在于：在所述硼浓度调整步骤中，假设余热排出系统硼浓度为0ppm，原反应堆冷却剂系统回路的容积为VA，余热排出系统回路内的容积为VB，技术规范要求的反应堆冷却剂系统最低硼浓度为M，所述反应堆冷却剂系统内需升高的浓度变量ΔM大于或等于M(VB/VA)。
3.如权利要求2所述的核电站余热排出系统投运前准备方法，其特征在于：假设技术规范要求的反应堆冷却剂系统最低硼浓度M为800ppm，所述浓度变量ΔM大于或等于51.2ppm。
4.如权利要求1所述的核电站余热排出系统投运前准备方法，其特征在于：
在硼浓度调整步骤具体为：调配好反应堆硼和水补给系统内的硼浓度，使反应堆硼和水补给系统硼浓度高于反应堆冷却剂系统内的硼浓度，启动反应堆硼和水补给系统往反应堆冷却剂系统回路注入硼水，并将反应堆冷却剂系统中硼水排出至化学和容积控制系统，最后从化学和容积控制系统排出至与化学和容积控制系统连接的硼回收系统中，使反应堆冷却剂系统内硼浓度升高ΔM。
5.如权利要求1所述的核电站余热排出系统投运前准备方法，其特征在于：在所述升压步骤中，所述余热排出系统内压力调整至1-2MPa。
6.如权利要求5所述的核电站余热排出系统投运前准备方法，其特征在于：在所述升压步骤中，所述余热排出系统内压强调整至1.5MPa。
7.如权利要求1所述的核电站余热排出系统投运前准备方法，其特征在于：
所述升压步骤具体为：
调整化学和容积控制系统下泄孔板下游压力至1.5MPa后，将化学和容积控制系统与余热排出系统连通，将余热排出系统升压到与下泄孔板下游相同的压力；
打开余热排出系统与反应堆冷却剂系统热管段之间的阀门，使余热排出系统内压力升至与反应堆冷却剂系统相同压强。
8.如权利要求7所述的核电站余热排出系统投运前准备方法，其特征在于：在打开余热排出系统与反应堆冷却剂系统热管段之间的阀门之前，关闭化学和容积控制系统与余热排出系统之间的阀门。
9.如权利要求7所述的核电站余热排出系统投运前准备方法，其特征在于：打开余热排出系统与反应堆冷却剂系统热管段之间的阀门时，反应堆冷却剂系统内平均温度大于或等于160℃，小于180℃。
10.如权利要求1所述的核电站余热排出系统投运前准备方法，其特征在于：在所述加热步骤中，将所述余热排出系统内温度升至与反应堆冷却剂系统回路温度相差50-70℃。
11.如权利要求10所述的核电站余热排出系统投运前准备方法，其特征在于：所述加热步骤中，将所述余热排出系统内温度升至与反应堆冷却剂系统回路温度相差60℃。
12.如权利要求11所述的核电站余热排出系统投运前准备方法，其特征在于：
所述加热步骤具体为：将冷却水管线的隔离阀打开，使余热排出系统的热交换器的冷却水管线投运；启动余热排出系统的泵，对余热排出系统加热至与反应堆冷却剂系统回路温度相差60℃。
13.如权利要求12所述的核电站余热排出系统投运前准备方法，其特征在于：在所述加热步骤中，逐渐增加化学和容积控制系统下泄孔板下游与余热排出系统之间阀门的开度，引入适量的反应堆冷却剂系统水加热余热排出系统。
14.如权利要求12所述的核电站余热排出系统投运前准备方法，其特征在于：在所述加热步骤中，所述余热排出系统包括第一泵和第二泵，所述第一泵和第二泵交替运行。
15.如权利要求14所述的核电站余热排出系统投运前准备方法，其特征在于：
所述两个泵交替运行具体为：当余热排出系统热交换器上游的温度比加热前升高了60℃时，停运第一泵，隔30秒后，启动第二泵；当余热排出系统热交换器上游的温度又升高了60℃时，停运第二泵，隔30秒钟后，重新启动第一泵，第一泵和第二泵以此交替运行，直到加热步骤结束。
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