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1、核工程导论 第四章 核电站系统 Systems of Nuclear Power Plant (NPP),上海交通大学 2010年,第四章 核电站系统 Systems of Nuclear Power Plant (NNP),4.1 核电厂工作原理 4.2 核电厂的组成与主系统 4.3 核电厂的主要设备 4.4 核电厂的控制,4.1 核电厂工作原理,电是如何产生的？ 压水堆 pressurized water reactor 沸水堆 boiling water reactor 重水堆 heavy water reactor 石墨水冷堆 graphite water cooling reacto
2、r 高温气冷堆 high-temperature gas cooling reactor 快中子增殖堆 fast breeding reactor,电是如何产生的？,核电厂,发电效率要求： 汽轮机入口工质温度高,压水堆核电站工作原理 Pressurized Water Reactor (PWR),基本参数： 一回路：压力154 bar, 高压水 二回路：压力55bar, 出口饱和蒸汽,压水堆的主要特性 Characteristics of Pressurized Water Reactor (PWR),核燃料 fuel 低浓缩铀 low-enriched uranium，2富集度enrichm
3、ent 慢化剂 moderator 轻水 light water 冷却剂 coolant 轻水 light water 回 路 loop：二个回路 压 力 pressure：一回路：15.4Mpa，二回路：5.5Mpa 一回路水保持在不发生整体沸腾 二回路为蒸发器出口饱和蒸汽 蒸汽温度steam temperature： 饱和蒸汽 saturated steam 换 料 refueling：12个月18个月 目前，全球共有441台在运行的核电机组，其中209台是压水堆 压水堆是上国际上使用最广泛的堆型 法国在运行的核电站都是压水堆,单回路,沸水堆核电站工作原理 Boiling Water Re
4、actor (BWR),反应堆容器,沸水堆的主要特性 Characteristics of Boiling Water Reactor (BWR),核燃料：低浓缩铀，2富集度 慢化剂：轻水 冷却剂：轻水 回 路：一个回路 堆 芯：直流蒸发器 压 力：一回路：57Mpa 一回路冷却水在堆芯内发生沸腾，并将产生的蒸汽直接送给汽轮发电,重水堆核电站工作原理 Heavy Water Reactor,重水作慢化剂和冷却剂，天然铀核燃料，不停堆换料,汽轮机,蒸汽发生器,排管容器,一回路,二回路,Candu重水堆的主要特性 Characteristics of Candu Heavy Water React
5、or (BWR),核燃料：天然铀 natural uranium，0.71富集度 慢化剂：重水 heavy water 冷却剂：重水、轻水 water 回 路：二个回路 two loops 堆 芯：压力管 pressure tube 压 力：一回路 60 bar 换 料：不停堆,CANDU堆的优缺点,用天然铀作燃料，燃料循环简单 由于重水吸收中子的能力比轻水弱200多倍，所以重水反应堆可以采用天然铀作燃料 建造重水堆不需要建浓缩铀厂，只要具备天然铀燃料生产能力就可以 天然铀需要量少，产钚量高 若压水堆的卸料不进行后处理的话，重水堆的天然铀需要量要比压水堆的少些 在相同发电量的情况下，重水堆产钚
6、量要比压水堆多，这可为快中子堆积累更多的燃料 而且在特殊情况下，还可以用于军用,RBMK石墨慢化轻水冷却核电厂 Graphite Moderator Water Cooling Reactor,堆芯,世界上第一个核电站的堆型 切尔诺贝利核电站的堆型,石墨水冷堆核电站的主要特性 Characteristics of Graphite Moderator Water Cooling Reactor,核燃料：天然铀，0.71富集度 慢化剂：石墨 冷却剂：轻水 回 路：一个回路， 堆 芯：压力管，沸水型 换 料：不停堆 优 点：功率可以设计非常大 缺 点： 堆芯太大、不易控制 有些条件下可能会有正空泡
7、份额,高温气冷堆工作原理 High-temperature Gas Cooling Reactor (HTGR),高温气冷堆的核燃料 直径60mm,蒸汽发生器,反应堆容器,高温气冷堆的主要特性 Characteristics of HTGR,核燃料：低浓铀或高浓铀加钍的氧化物（或碳化物），高温陶瓷型颗粒燃料 慢化剂：石墨 冷却剂：氦气 回 路： 二个回路：蒸汽轮机 一个回路：氦气轮机 堆 芯：由球形燃料和石墨反射层组成 压 力：4Mpa 堆芯出口温度：大于750。 换 料：堆顶部连续装入堆芯，同时从堆芯底部卸料管连续卸出乏燃料球,快中子增殖堆工作原理 Fast Breeder Reactor
8、(FBR),快中子增殖堆的主要特性 Characteristics of FBR,核燃料：浓缩铀、钚239（铀-238） 中 子：快中子 慢化剂：无 冷却剂：液态金属钠，铅铋和氦气 回 路：三个回路 一回路钠、中间回路钠、二回路蒸汽 堆 芯：池式, 钠的出口温度: 约为550， 增殖原理：铀238吸收中子生成钚239,研究堆 Research Reactor,用途 医学和核方面的研究，包括同位素的生产 物理、化学和生物领域内的教学研究和实验 材料检验 人员培训 原型反应堆设计研究 类型 工具堆 它主要用来考验新堆的燃料、材料和部件，同时也用来进行新堆的物理特性实验研究 中子源堆 它主要用来提供
9、中子束进行研究工作，为物理、化学、生物和医学研究提供服务，同时也生产放射性同位素,高通量研究堆 High-flux Research Reactor,研究堆的主要用途是利用堆内的中子进行各种辐照和科学研究工作，所以，研究堆的首要要求就是较高的中子通量 低通量堆 中于通量小于 1 1012中子/(厘米2秒）的反应堆； 中等通量堆 在1101211014中子（厘米2秒）之间 高通量堆 大于 5X1014中子（厘米2秒） 据不完全统计，最高中子通量为51014中子（厘米2秒）以上的研究堆，全世界只有15座 最高中子通量为101014中子（厘米2秒）以上的研究堆，全世界只有10座,脉冲反应堆(TRIG
10、A堆),脉冲反应堆是美国通用动力公司通用原子部（GA）在50年代末发展起来的一种小型均匀研究堆 也叫作 TRIGA堆（Training Research and Isotope Production Reactor of General Atomic，即美国海湾通用动力公司通用原子部的培训、研究和制备同位素反应堆） 采用氢化锆和铀均匀弥散混合作为固体燃料一慢化剂元件，构成一种池式反应堆,特点 采用铀氢锆合金作为燃料一慢化元件 ，具有良好的负反馈性能 固有安全性和较硬的中子能谱 主要用途有 用它来生产中短寿命放射性同位素，如用于疾病治疗的氮-13、氟-18、镁-28、铬-5l、氙-131、锝-9
11、9、碘-125、碘-131、金-198等，就近供应用户 用于中子活化分析 中子照相，脉冲堆的峰值中子通量比稳态堆高3个量级，脉冲中子照相速度快、质量好、成本低，它能测出的最小裂纹达0025毫米，位错0125毫米，检查锻钢件厚度达500毫米，尤其可对特殊材料进行无损探伤 利用脉冲堆可开展多种基础学科的研究，如核物理、中子物理、凝聚态物理、放射化学、分子生物学、材料科学等的实验研究； 脉冲堆装备辐照孔道，可对各种材料、构件或样品进行辐照实验 用于教学和人员的培训，这是由于脉冲堆安全性很高，可以建在大学校园内作为教学堆，不会因误操作而导致严重事故，可以进行事故分析,脉冲反应堆,生产反应堆,用途 生产
12、军用钚 主要类型 石墨气冷反应堆 天然铀石墨气冷堆又称镁格诺克斯堆（Magnox），因为采用镁作燃料元件包壳而得名 堆体结构是由大量石墨块砌成的，每块石墨上刻有20厘米宽的槽，用以安装燃料元件 反应堆采用二氧化碳作冷却剂。二氧化碳从燃料元件与石墨孔道的间隙中流过，流出堆芯后进入蒸汽发生器，经过热交换后将热量传递给二次回路的水，使其变成蒸汽推动汽轮机发电 被冷却的二氧化碳被风机重新打回反应堆堆芯中 天然铀石墨气冷堆是英、法两国早期生产堆的主体，对两国早期生产军用钚做出过很大的贡献,低温核供热站,海水淡化反应堆,4.2 核电厂的组成（压水堆）,核电站厂房 Plant Buildings 按分岛形式
13、分类 核岛（安全壳） Nuclear Island (Containment) 常规岛（汽轮发电机厂房） Conventional Island (Turbine Building) BOP（电站辅助与公用设施） Balance of Plant,核电站的内部巡游,蒸汽发生器,反应堆,汽轮机,安全壳,核电站厂房,安全壳厂房,汽轮发电机厂房,一回路辅助厂房,CANDU厂房布置,百万级核电厂厂房布置,安全壳 Containment,名称 安全壳 Containment 反应堆厂房 Reactor Building 核岛 Nuclear Island 一号厂房 No.1 Building 作用 将一
14、回路系统中带放射性物质的主要设备包容在一起，以防止放射性物质向外扩散 即使在核电站发生最严重事故时，放射性物质仍能全部被封闭在安全壳内不致影响到周围环境,安全壳结构,结构 内径约40米，壁厚约1米，高约65-70米的圆柱状或球形预应力混凝土大型建筑物 内设置有直径为10米的设备闸门和一个联接辅助厂房的人员闸门 顶部设置有起吊能力为250300t的环形吊车,秦山核电三期,秦山核电二期,安全壳内部布置,反应堆厂房,核岛,压水堆安全壳,反应堆堆芯,蒸气发生器,冷却水循环泵,汽轮发电机,通向电网,核蒸汽供应系统,CANDU安全壳示意图,汽轮机厂房,名称 气轮机厂房 Turbine Building 常
15、规岛 Conventional Island 二号厂房 No.2 Building,秦山核电二期汽轮机厂房,秦山核电三期汽轮机厂房 Conventional Island,BOP系统（Balance Of Plant),电厂辅助与公用设施 海水循环 输变电 取排水 应急柴油发电机组 电厂辅助 服务设施,核电厂的主系统（压水堆）,一回路系统 Primary Loop System 核蒸汽供应系统 Nuclear Steam Supply System, NSSS 主系统 辅助系统 二回路系统 Second Loop System 主给水系统 Feedwater System 主蒸汽系统 Main
16、 Steam System 专设安全设施 安全注射系统 Safety Injection System（应急堆芯冷却系统 Emergency Core Cooling System, ECCS） 安全壳系统 Contaiment System 安全壳喷淋系统 Contaiment Spray System,核电站系统全图,核蒸汽供应系统(一回路系统),主冷却剂系统 Coolant System,安全注射系统 ECCS Emergency Core Cooling System,化学容积控制系统 CVCS Chemical Volume Control System,稳压器系统 Pressurizer System,核蒸汽供应系统的特性 Nuclear Steam Supply System，NSSS,组成 反应堆冷却剂系统 为支持一次冷却剂系统正常运行和保证反应堆安全并直接与一次冷却剂系统相连接的主要辅助系统
