冷停堆

正常停運：核電廠正常停運是指從電網解列到把反應堆降到次臨界狀態，根據停堆目的把反應堆維持在熱停堆或退到冷停堆。

熱停堆：熱停堆是短期停堆，手動將功率補償棒組和温度控制棒組插入堆芯使反應堆次臨界， 停堆棒組保持在堆芯頂。這時，冷卻劑系統保持或接近熱態零功率時的運行温度和壓力。一回路温度通過控制蒸汽向大氣或凝汽器的排放來維持， 其能量來自堆芯的餘熱和主泵做功，蒸汽發生器給水由輔助給水系統供給。一回路壓力由穩壓器自動控制維持。熱停堆期間，至少保持一台主泵運行。

當反應堆熱停堆時間超過出現碘坑最大值的時間後，堆內氙毒逐漸減少，可能會使反應堆重返臨界。因此，必須根據預計在熱停堆的停留時間進行硼化，使冷卻劑中的硼濃度達到安全停堆深度的要求。

冷停堆：經過降温降壓，反應堆從熱停堆進入冷停堆。為了抵消一回路在降温過程中，因負温度效應而引入堆芯的正反應性， 同時為了保證有足夠的停堆深度，降温前必須進行硼化，當達到冷停堆狀態所要求的硼濃度後，開始降温降壓。其過程是：提出温度控制棒組到堆芯頂部，用蒸汽發生器經旁路系統向凝汽器(如凝汽器不可用，則向大氣)排放，將一回路冷卻劑降温到180℃，壓力為2.5MPa。此時，投入停堆餘熱導出系統，用該系統繼續降温，同時淹滅穩壓器汽腔，直到温度低於90℃達到冷停堆狀態 ^[2]  。

冷態起動反應堆在停堆換料或維修之後，其內充滿濃度約為2100μg/g的含硼冷卻水，所有控制棒組都在最低位置，冷卻劑温度低於60℃，堆芯處於次臨界狀態。起動步驟如下：

(1)一回路充水(一次冷卻劑)和排氣：向一回路充水結束後，降低蒸汽發生器二次側水位到零功率水位整定值。

(2)起動一次冷卻劑泵和投入穩壓器電加熱器：首先，將一回路中的一次冷卻劑壓力升到2.5MPa，將停堆控制棒組和温度控制棒組提升到堆芯頂部，以便在意外硼稀釋事故時，確保足夠的停堆裕度。起動主泵並投入穩壓器電加熱器的運行，使冷卻劑逐漸升温。當一次冷卻劑温度達到90℃時，添加氫氧化鋰(LiOH)，以控制水的pH值，並加聯氨，使冷卻劑中的溶解氧達到規定值。温度升到100～130℃時，通過手動控制在容積控制箱上部把N₂置換為H₂，建立氫氣空間，使容積控制箱水位控制閥轉為自動。當穩壓器內水温達到與2.5～3.0MPa相對應的飽和温度(221～232℃)時，手動控制降低穩壓器水位，在穩壓器上部建立汽腔，並調節穩壓器水位，當該水位達到零功率水位整定值時，冷卻劑系統的壓力由穩壓器自動控制。

(3)一回路升温升壓：採用穩壓器的電加熱器和主泵轉動的機械能，使一回路水的温度和壓力逐漸提升。其温度上升速率應按規定。

系統到達熱停堆壓力和温度時，系統的壓力控制可由手動轉為自動。在升温過程中，多餘的熱量由蒸汽發生器二次側蒸汽排向大氣或旁通到汽輪機的凝汽器。

(4)反應堆起動：壓水堆反應性是隨核燃料的燃耗和一次冷卻劑的温度而改變的。在臨界起動時，一次冷卻劑温度必須保證起動在負温度係數下進行。在起動過程中，應儘量保持一次冷卻劑温度不變。可將一次冷卻劑硼濃度逐漸稀釋到估算的臨界濃度，然後慢慢提升控制棒使堆內中子數逐漸增大，直到反應堆臨界，使機組達到熱備用狀態，由於受輔助給水容量的限制，反應堆功率一般控制在≤2%PN(額定功率)水平。

(5)二回路起動：反應堆臨界後，需要進行二回路系統的起動準備。首先起動汽動給水泵，將輔助給水切換到主給水，將蒸汽旁路向大氣排放切換到向汽輪機凝汽器排放。然後，將反應堆功率升到5%～10%PN(根據不同類型機組，此功率水平有所不同)，用來自蒸汽發生器的蒸汽，對主蒸汽管道和汽水分離再熱器進行暖管，對汽輪機進行低速暖機。暖機合格後將汽輪機組按規定的速率升速，直至達到額定轉速。

(6)併網發電及提升功率：反應堆功率上升到約為額定功率的10%～15%時，發電機進行併網，並帶最小負荷(約為發電機額定功率的5%)運行。逐漸關閉向汽輪機凝汽器排汽的旁通閥，使反應堆與汽輪機之間達到功率平衡。繼續增加負荷，當反應堆功率超過額定功率的15%時，將反應堆控制從手動切換到自動。

(7)功率運行：壓水堆核電廠帶功率運行時，一般採用一回路中的一次冷卻劑進、出口水温的平均温度進行調節。當負荷變化時，改變控制棒在堆芯的插入深度以改變反應堆的出力，使一、二回路之間達到新的平衡。同時調整一回路中的一次冷卻劑硼濃度，使控制棒在最優位置，以保證堆芯的功率分佈偏差不超過規定值。

在功率運行中，由於燃料的燃耗和裂變產物的積累(即中毒和結渣)，反應性將降低，通過調節一次冷卻劑中硼濃度來補償此反應性損失。

為保證燃料棒的安全，核電廠的負荷瞬變值和負荷變化率均應小於規定值 ^[2]  。

根據東電11月30號發佈的進度報告，所有事故反應堆壓力容器底部的核燃料棒的分佈已經穩定在了100攝氏度以下，機組廠房內的輻射水平顯着下降，結果屬實的話，意味着要比預計提前大約一個月達到第二階段的主要目標也就是冷停堆，這將是日本處理核災計劃中重要的里程碑事件。

日本首相野田佳彥、日本原子能災害對策本部部長將於16日召開會議，宣佈福島核事故處理第二階段結束。

日本廣播協會報道稱，日本政府表示，目前已經確認到，核反應堆壓力容器底部以及安全殼內部温度基本保持在100攝氏度以下，放射性物質外泄情況也得到控制，核電站廠區邊緣的年核輻射量低於1毫希等，計劃年內達成第二階段“冷停堆”的作業目標已經實現。

鑑於核反應堆狀態穩定，日本政府計劃全面展開警戒區域和計劃性疏散區域的調整工作。不過，上述區域內仍有部分地區輻射量依然較高，因此，核電事故擔當大臣細野豪志等有關人員將於本週末前往災區，與當地市長、町長等協商應對辦法。

據介紹，福島第一核電站位於東京東北部的240公里，在3月11日的大地震及海嘯中，核電站1至3號機組反應堆冷卻系統受損，內芯燃料棒受熔化。

根據福島核電站運營商東京電力公司4月公佈的首份事故處理工程表，第一階段的目標是實現核站1號至4號反應堆機組輻射泄漏切實減少。7月中旬，東電錶示完成了這一階段的任務。

將進入新階段 徹底清理或耗時數十年

在第二階段“冷停堆”目標完成後，日本政府與東京電力公司將彙總旨在報廢核電站的中長期日程表，以2年為預期開始取出乏燃料池中的燃料，核事故處理工作將進入新階段。日本經濟產業省原子能安全保安院表示，東電為確保安全而彙總的今後3年設施運營計劃“基本妥當”。

報道指，即使宣佈了實現冷停堆，東電此前也承認過，未來十年可能都無法從反應堆移除燃料棒，而專家分析稱，該核電站清理工作有可能會耗時數十年。

野田佳彥16日宣佈這一階段性目標達成。“即便（會有）不可預見的事件發生，”野田在原子能災害對策總部會議上説，“（當前）情形是，核電站範圍內的輻射維持在較低水平。”

一些核電行業專家説，實現“冷停堆”不意味受損機組反應堆“零風險”。

日本原子能學會副會長澤田隆解讀，“冷停堆”表明“機組反應堆在一段時間內持續處於穩定狀態”，但政府和東電使用這一説法不意味所有4座受損反應堆如今徹底安全。